atw 2018-10

inforum

nucmag.com

2018

10

505

World Nuclear

Performance Report

2018

509 ı Energy Policy, Economy and Law

Powering Future Reactor Concepts

521 ı Decommissioning and Waste Management

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning

ISSN · 1431-5254

24.– €

528 ı Fuel

Training and More on the Reactor-glass Model

532 ı Operation and New Build

Diagnosis & Prognosis Tool

for Severe Accidents

Call for Papers

Inside


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Nuclear Energy and Radioactivity:

What Was it All About Again?

Dear Reader, Today's way to the office, the top news on the radio presented the violent protests against the use of

lignite in the Hambach Forest and a politically announced withdrawal from coal-fired power generation at the end of the

2030s in Germany. Well, Amsterdam in the Netherlands is already one step further, now that the European Parliament

is still collegially invoking the „fortunately marriage between renewables and natural gas”, political circles there are

calling for the next step out gas from electricity generation. An apparent upper class car drove before my car. Four

exhaust pipes adorned its rear, well, the Germans seem not to take it so seriously with the personal conversion of

propagated do-gooders. Alternatively, an SUV, a “Sport Utility Vehicle”, i.e. a mixture of off-road vehicle and limousine

with a mass of 2.5 t, was imposed from behind to move 75 to 85 kg of man. But we know that as a nuclear energy

industry – branded as Goliath, one can hardly defend oneself with reason and integration into the whole.

495

EDITORIAL

But how was that again, with nuclear energy and its risks?

Ultimately, this does not mean asking, answering and

evaluating the question about the risks of “radioactivity”,

or rather „ionising radiation“?

After all, research and application of nuclear energy

can rightly point out that there is hardly any natural and

environmental phenomenon that has been so well and

intensively investigated in its causes and possible effects

as ionising radiation. The devastating consequences of

military use, but above all the great interest in making

nuclear energy an assessable, responsible energy resource

based on rationality and scientific knowledge, have made a

major contribution to this.

Where are we now?

For high doses of ionising radiation, extensive and

sufficiently scientifically verified data are available for

the assessment of radiation risks. The consequences of

exposure can be reasonably assessed.

The situation is different with low radiation doses, as

we encounter them in everyday life. Here, due to the

comparatively unclear data situation, all risk estimates are

subject to considerable uncertainties. The multitude of all

environmental impacts and consequences does not permit

deterministically or statistically valid statements. Why?

Some numerical values, among others from the latest

available parliamentary report „Environmental radioactivity

and radiation exposure in 2015: Information by

the German Federal Government“, are intended to outline

this – they also apply analogously to other regions of the

world:

Under the heading „Essential results in the reporting

year related to the Federal Republic of Germany“, the

report mentions a total exposure of the population of

3,800 microsieverts (3.8 millisieverts) per person and

year. In addition, topics such as “medical radiation

exposure”, “occupational radiation exposure”, “radiation

exposure of flight personnel”, “Asse mine” – with

0.1 microsieverts for adults – etc. are listed. The nine

nuclear power plants operated in Germany in 2015 do not

even appear on the first pages of the report, and that is a

good thing. Their radiation exposure via exhaust air and

waste water was conservatively calculated at around

4 microsieverts (0.004 mSv), i.e. about one per mil of the

total German mean value.

The fact that there are regions in the world with far

higher natural radiation exposure is well known among

experts and can be researched by anyone on the WWW.

Beyond the two best-known regions in India and Brazil

with exposure values of 80 to 175 mSV, values of 860 mSv

are given for the Iranian Ramsar. Recognisable health risks

for the people in these regions are not documented in

reliable studies with a scientific basis.

Against the background of the uncertainties and

the particularly responsible action anchored in nuclear

technology, the risks of ionising radiation are assessed and

evaluated in a particularly careful and balanced manner

and documented as a result with the low actual exposure

values mentioned above.

It is worrying if this aspect, which is essential for the

evaluation of nuclear energy, is often ignored politically

and socially and only little research work is supported.

Approximately 400 years after Galileo Galilei and the start

of modern exact natural sciences, nuclear energy was and

is back in the age of dogmas – at least in a few regions of

the world.

Christopher Weßelmann

– Editor in Chief –

Editorial

Nuclear Energy and Radioactivity: What Was it All About Again?


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

EDITORIAL 496

Kernenergie und Radioaktivität:

Worum ging es noch mal?

Liebe Leserin, lieber Leser, beim heutigen Weg ins Büro beschäftigte sich die Topmeldung im Radio mit den

gewaltsamen Protesten gegen die Braunkohlenutzung im Hambacher Forst und einem politisch avisierten Ausstieg aus

der Kohleverstromung Ende der 2030er-Jahre. Na ja, Amsterdam in den Niederlanden ist da schon einen Schritt weiter,

jetzt, wo noch kollegial im Europaparlament die „Ehe zwischen den Erneuerbaren und dem Gas“ beschworen wird,

fordern politische Kreise dort als nächstes das Gas aus der Stromerzeugung zu drängen. Vor mir fuhr dabei ein

augenscheinlicher Oberklassewagen. Vier Auspuffrohre zierten sein Heck, na ja, so ernst scheinen es die Deutschen

wohl nicht mit der persönlichen Umsetzung von propagierten Weltverbesserungszielen zu nehmen. Alternativ drängte

sich von hinten ein SUV auf, ein Sport Utility Vehicle“, also eine Mischung aus Geländewagen und Limousine, 2,5 t Masse,

um 75 bis 85 kg Mensch zu bewegen. Aber das kennen wir als Kernenergiebranche ja – als Goliath gebrandmarkt, kann

man sich kaum mit Vernunft und Einordnung in das Ganze wehren.

Aber wie war das noch mal, mit der Kernenergie und ihren

Risiken. Letztendlich bedeutet dies doch nichts anderes

also die Frage nach den Risiken der „Radioaktivität“ oder

besser gesagt der „ionisierenden Strahlung“ zu stellen, zu

beantworten und zu bewerten?

Immerhin können Forschung und Anwendung der

Kernenergie mit Recht anmerken, dass es kaum ein Naturund

Umweltphänomen gibt, dass in seinen Ursachen und

möglichen Wirkungen so gut und intensiv erkundet ist, wie

ionisierende Strahlung. Die erschütternden Folgen der

militärischen Nutzung aber vor allem das große Interesse,

mit der Kernenergie eine bewertbar verantwortungsvolle

Energieressource auf Basis von Rationalität und wissenschaftlichen

Erkenntnissen bereitzustellen, haben dazu

maßgeblich beigetragen.

Wo stehen wir heute?

Für hohe Dosen ionisierender Strahlung liegen zur

Abschätzung von Strahlenrisiken umfangreiche und

ausreichend wissenschaftlich abgesicherte Daten vor, mit

denen Belastungsfolgen vernünftig bewertet werden

können.

Anders sieht es bei niedrigen Strahlendosen aus, wie sie

uns im Alltag begegnen. Hier sind aufgrund der vergleichsweise

unklaren Datenlage alle Risikoschätzungen mit

erheblichen Unsicherheiten behaftet. Die Vielzahl aller

Umwelteinwirkungen und -folgen lässt weder deterministisch

noch statistisch valide Aussagen zu. Warum?

Einige Zahlenwerte, unter anderem aus dem aktuellesten

verfügbaren Parlamentsbericht „Umweltradioaktivität

und Strahlenbelastung im Jahr 2015: Unterrichtung durch

die Bundesregierung“ sollen dies skizzieren – sie gelten

analog auch für andere Regionen dieser Erde:

Unter der Überschrift „Wesentliche Ergebnisse im

Berichtsjahr bezogen auf die Bundesrepublik Deutschland“

nennt der Bericht eine Gesamtexposition der

Bevölkerung von 3.800 Mikrosievert (3,8 Millisievert)

pro Person und Jahr. Des Weiteren werden Punkte aufgeführt

wie „Medizinische Strahlenexposition“, „Berufliche

Strahlenexposition“, „Strahlenexposition des Flug personals“,

„Schachtanlage Asse“ – mit 0,1 Mikrosievert für

Erwachsene – usw. Die in 2015 in Deutschland betriebenen

neun Kernkraftwerke kommen auf den ersten Seiten

des Berichts auch gar nicht vor, und das ist gut so. Ihre

Strahlenexposition via Abluft und Abwasser lag konservativ

gerechnet bei rund 4 Mikrosievert (0,004 mSv), also

zirka einem Promille des deutschen Gesamtmittelwertes.

Dass es auf der Welt Regionen mit weit höherer natürlicher

Strahlenexposition gibt, ist in Fachkreisen hinlänglich

bekannt bzw. kann jeder im Datennetz WWW

recherchieren. Jenseits der beiden bekanntesten Regionen

in Indien und Brasilien mit Expositionswerten von 80 bis

175 mSV werden für das iranische Ramsar Werte von

860 mSv angegeben. Erkennbare Gesundheitsrisiken für

die Menschen in diesen Regionen sind in verlässlichen

Abhandlungen mit wissenschaftlichen Grundlagen nicht

dokumentiert.

Vor dem Hintergrund der Unsicherheiten und dem in

der Kerntechnik verankerten besonders verantwortungsvollen

Handeln werden die Risiken der ionisierenden

Strahlung besonders vorsichtig und ausgewogen eingeschätzt

und bewertet und im Ergebnis mit den oben

genannten niedrigen tatsächlichen Expositionswerten

dokumentiert.

Besorgnis erregend ist es schon, wenn dieser für die

Bewertung der Kernenergie wesentliche Aspekt häufig

politisch-gesellschaftlich ausgeblendet wird und nur

wenig Forschungsarbeiten dazu gestützt werden. Rund

400 Jahre nach Galileo Galilei und der Begründung der

neuzeitlichen exakten Naturwissenschaften war und ist

man bei der Kernenergie wieder in das Zeitalter der

Dogmen verfallen – zumindest in einigen wenigen

Regionen der Welt.

Christopher Weßelmann

– Chefredakteur –

Editorial

Nuclear Energy and Radioactivity: What Was it All About Again?


Kommunikation und

Training für Kerntechnik

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3 Atom-, Vertrags- und Exportrecht

Ihr Weg durch Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren RA Dr. Christian Raetzke 02.04.2019

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Atomrecht – Navigation im internationalen nuklearen Vertragsrecht Akos Frank LL. M. 03.04.2019 Berlin

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Export kerntechnischer Produkte und Dienstleistungen –

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3 Kommunikation und Politik

RA Dr. Christian Raetzke

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Öffentliche Anhörungen erfolgreich meistern

Kerntechnik und Energiepolitik im gesellschaftlichen Diskurs

– Themen und Formate

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05.11. - 06.11.2019

Berlin

N.N. 12.11. - 13.11.2018 Gronau/

Lingen

3 Rückbau und Strahlenschutz

In Kooperation mit dem TÜV SÜD Energietechnik GmbH Baden-Württemberg:

Stilllegung und Rückbau in Recht und Praxis

Das neue Strahlenschutzgesetz –

Folgen für Recht und Praxis

Dr. Matthias Bauerfeind

RA Dr. Christian Raetzke

Maria Poetsch

RA Dr. Christian Raetzke

24.09. - 25.09.2019 Berlin

05.11. - 06.11.2018

12.02. - 13.02.2019

25.06. - 26.06.2019

Berlin

3 Nuclear English

Enhancing Your Nuclear English Devika Kataja 22.05. - 23.05.2019 Berlin

Advancing Your Nuclear English (Aufbaukurs) Devika Kataja 10.10. - 11.10.2018

10.04. - 11.04.2019

18.09. - 19.09.2019

3 Wissenstransfer und Veränderungsmanagement

Berlin

Veränderungsprozesse gestalten – Heraus forderungen

meistern, Beteiligte gewinnen

Erfolgreicher Wissenstransfer in der Kern technik –

Methoden und praktische Anwendung

Dr. Tanja-Vera Herking

Dr. Christien Zedler

Dr. Tanja-Vera Herking

Dr. Christien Zedler

22.01. - 23.01.2019

26.11. - 27.11.2019

Berlin

26.03. - 27.03.2019 Berlin

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Kontakt

INFORUM Verlags- und Verwaltungs gesellschaft mbH ı Robert-Koch-Platz 4 ı 10115 Berlin

Petra Dinter-Tumtzak ı Fon +49 30 498555-30 ı Fax +49 30 498555-18 ı seminare@kernenergie.de

Die INFORUM-Seminare können je nach

Inhalt ggf. als Beitrag zur Aktualisierung

der Fachkunde geeignet sein.


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

498

Issue 10

October

CONTENTS

505

World Nuclear

Performance Report

2018

| | Nuclear power in China – Aerial view of a site with two nuclear power plants during construction. (Courtesy: CGN)

Editorial

Nuclear Energy and Radioactivity:

What Was it All About Again? 495

Kernenergie und Radioaktivität:

Worum ging es noch mal? 496

Abstracts | English 500

Abstracts | German 501

509

Inside Nuclear with NucNet

US Says Nuclear is Vital to National Security

as DOE Works on Rescue Proposals 502

Calendar 504

Energy Policy, Economy and Law

Highlights of the World Nuclear

Performance Report 2018 505

Jonathan Cobb

TerraPower:

Powering Future Reactor Concepts 509

Phil Sgro

| | Path to cmmercialization of the TWR.

Scenarios and Forecasts on the Development

of World Energy Supply 511

Szenarien und Prognosen zur Entwicklung

der Weltenergieversorgung . . . . . . . . . . . . . . 511

Hans-Wilhelm Schiffer

DAtF Notes 519

505

Spotlight on Nuclear Law

Apportionment Decisions and Site Search:

Small Change of Jurisdiction – Big Effect? 520

Umlagebescheide und Standortsuche:

Kleiner Zuständigkeitswechsel –

große Wirkung? 520

| | Nuclear electricity production wordlwide sind 1970.

Marc Ruttloff

Contents


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

499

Zuwachs im Primärenergieverbrauch nach Weltregionen

2016 bis 2040 (im NPS der IEA) in Mtoe

CONTENTS

511

Decommissioning and Waste Management

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning:

An Integrated Safety Approach 521

Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick

521

USA

-30

Mittel- und

Südamerika

270

| | Laser Cutting Facility.

Mittlerer

Osten

Europa

-200

Afrika

Determination of Minor Actinides

in Irradiated Fuel Rod Components 526

Ron Dagan, Michel Herm, Volker Metz and Maarten Becker

485

480

Wachstum konzentriert sich auf Südost-Asien, den Mittleren Osten,

Afrika und Südamerika. Rückgang in USA, Europa und Japan.

| | Growth of primary energy consumption.

135 Eurasien

Indien

1.005

China

790

Japan

-50

420 Südost-Asien

|528

539

| | The Reacotr-glass Model of the Simulator Center.

Investigation of Hydrogen Distribution within

the Containment of 330 MW e PWR using CFD 539

R. Nawaz, M. Z. Nazir, A. Shah, K. Qureshi, A. Basit, R. Khan

| THAI vessel.

AMNT 2018

Nuclear Energy Campus

In Dialouge with Berlin Students and Teachers 546

Mit Berliner Schülern und Lehrern im Dialog 546

Florian Gremme and Sebastian Hahn

KTG Inside 548

Environment and Safety

Training and More on the Reactor-glass Model

of the Simulator Center 528

Schulung und mehr am Reaktor- Glasmodell

des Simulatorzentrums 528

Frieder Hecker

Operation and New Build

Diagnosis & Prognosis Tool for Severe Accidents

in European Nuclear Power Plants 532

News 551

Nuclear Today

Our Planet Will Be the Loser if We Allow

Nuclear Energy to Ebb Away 558

John Shepherd

Imprint 503

Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Stručić, Patricia Pla and

Luca Ammirabile

Aachen Institute for Nuclear Training

AMNT 2019: Call for Papers

Insert

Insert

Contents


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

500

ABSTRACTS | ENGLISH

US Says Nuclear is Vital to National Security

as DOE Works on Rescue Proposals

NucNet | Kamen Krav | Page 502

In the face of rising electricity demand, US energy

secretary Rick Perry has confirmed that work is

underway on a plan to preserve some of the nation’s

key nuclear power plants. The US Department of

Energy (DOE) is studying ways to bail out nuclear

(and coal) facilities, including potentially by mandating

grid operators to purchase power from them.

The US has the largest number of nuclear plants in

the world – 99 in commercial operation providing

20 % of its electricity generation – but its industry

leadership is declining as efforts to build a new generation

of reactors have been plagued by problems,

and aging plants have been retired or closed in the

face of economic, market, and financial pressures.

Highlights of the

World Nuclear Performance Report 2018

Jonathan Cobb | Page 505

There is no sustainable energy future without

nuclear energy. To meet the growing demand for

reliable, affordable and clean electricity, we will

need all low-carbon energy sources to work together.

Nuclear capacity must expand to achieve

this. The nuclear industry’s Harmony goal is for

25 % of the world’s electricity to be supplied from

nuclear energy by 2050 as part of a low-carbon mix.

The World Nuclear Performance Report records

current progress towards the Harmony goal. The

world’s nuclear reactors performed excellently in

2017. Global generation reached a total of 2506

TWh, up from 2477 TWh in 2016. The total net

capacity of nuclear power in operation during 2017

was 394 GWe, up from 391 GWe in 2016.

TerraPower:

Powering Future Reactor Concepts

Phil Sgro | Page 509

In 2006, Bill Gates and Nathan Myhrvold wanted to

find a way to use technology to mitigate the world’s

poverty problems by providing abundant, economical,

safe and secure base load energy. They explored

all the available technological options and settled

on nuclear energy as the best path forward. In 2008,

TerraPower was established to lead the effort of

developing more efficient nuclear energy technologies.

TerraPower’s work has focused on developing

advanced nuclear technologies, such as the

traveling wave reactor and molten chloride fast

reactor designs, that aim to address global issues

such as economic development, safe and emission

free base load power generation.

Scenarios and Forecasts on the

Development of World Energy Supply

Hans-Wilhelm Schiffer | Page 511

A number of institutions regularly submit analyses on

the future global development of supply and demand

in the energy sector. These include in particular the

World Energy Council (WEC), the International

Energy Agency (IEA), the U.S. Energy Information

Administration (EIA) and the international oil and

gas companies ExxonMobil, Shell and BP. The results

of currently published studies are outlined. The International

Energy Outlook 2017 of the EIA, the World

Energy Outlook 2017 of the IEA, the 2018 Outlook for

Energy: A View to 2040 of ExxonMobil and the BP

Energy Outlook – 2018 Edition are taken into account.

Shell’s latest global scenario study was published in

2013. The WEC will present a new edition of the

World Energy Scenarios last at the World Energy

Conference in Abu Dhabi in 2019.

Apportionment Decisions and Site Search:

Small Change of Jurisdiction – Big Effect?

Marc Ruttloff | Page 520

Sometimes things are rather unimpressive. This

certainly cannot be said in its entirety about the

Location Selection Act (StandAG). This is shown

impressively by § 1, in which the purpose of the law

is described in no less than six paragraphs. §§ 30 et

seq. regulate the procedure for determining the levy

amount as well as for collecting the levy and for the

advance payments to be made by those subject to

the levy. These provisions have essentially remained

unchanged. The only major change is that the

Federal Ministry for the Environment, Nature

Conservation and Nuclear Safety (BMU) is now

responsible for the determination and collection of

the determined levy amounts. But what considerations

are behind this transfer of responsibility to the

Federal Ministry?

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning:

An Integrated Safety Approach

Howard Chapman, Stephen Lawton and

Joshua Fitzpatrick | Page 521

The use of high powered lasers for decommissioning

purposes is a new technology to the nuclear industry.

The National Nuclear Laboratory (NNL) has successfully

completed achievements in the deployment of

robotic laser cutting methods on a nuclear licensed

site. NNL has brought the Technology Readiness

Level (TRL) of this method from proof of concept

TRL 3, to demonstration in a relevant environment

TRL 6, in anticipation of making this technology

ready for wider deployment throughout the nuclear

industry. Assessment of the novel hazards associated

with the use of semi- automated robotic laser cutting

methods in conjunction with more traditional radiological,

chemotoxic and laser hazards has led to the

production of an integrated safety case for the NNL’s

Robot Controlled Laser Cutting Facility. The

philosophy behind the safety case is explored,

highlighting some of the combinations of different

hazards that can occur during work of this nature

and how they can be managed.

Determination of Minor Actinides in

Irradiated Fuel Rod Components

Ron Dagan, Michel Herm, Volker Metz and

Maarten Becker | Page 526

The measurement and simulation of several isotopes,

in particular C-14 and Cs-137 in components

of an irradiated PWR fuel rod segment, is presented.

The current research deals with minor actinides

(MA) inventory within the Zry-4 cladding. The

relevance of MA for the fuel waste is evident; being

important long lived radio-toxic contributors besides

long lived fission and activation products. The

current study shows that the amount of minor

actinides is only partially due to traces of uranium

entering, during the manufacturing process, to the

cladding. The major concentration of MA is found

on the inner surface of the cladding and is corollary

to friction between pellets and the inner surface of

the cladding during the fabrication of fuel rods.

Training and More on the Reactor-glass

Model of the Simulator Center

Frieder Hecker | Page 528

At the Simulator Centre of KSG|GfS, the worldwide

unique reactor glass model demonstrates complex

thermal hydraulic phenomena in an extremely

hands-on manner. In our forty years of experience

in classroom teaching and practical trainings, the

efficiency of this unique teaching tool has proven

superior to any other didactic means. The reactor

glass model is a reproduction of a two-loop pressurized

water reactor (Siemens/KWU design) at a

scale of 1:10. It allows visualizations of operational

procedures, incidents and accidents as well as

thermal hydraulic effects in a light-water reactor.

All the phenomena visible in the reactor glass model

have occurred in real nuclear power plants. At the

reactor glass model, seeing is understanding.

Processes that normally happen out of sight inside

ducts and vessels become visible in an unforgettable

first-hand experience. Training sessions are on offer

for national and international audiences from a

wide range of fields.

Diagnosis & Prognosis Tool for Severe

Accidents in European Nuclear Power Plants

Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Strucic,

Patricia Pla and Luca Ammirabile | Page 532

The Joint Research Centre is embarked in a project

aimed at diagnosing and predicting with adequate

confidence the progression and consequences of a

severe accident in Nuclear Power Plants (NPPs)

located in European countries. The assessment tool

is based on performing plant-specific simulations of

the most risk-significant severe-accident sequences

integrating probabilistic and deterministic safety

analysis methods. By building up a plant-specific

surrogate model of the plant based on up-to-date

available information specific for each of the

European NPPs (except for the AGR and CANDU

designs), the most relevant events are predicted,

including a thorough prognosis of released source

term characterization in magnitude and timing and

at a radionuclide level.

Investigation of Hydrogen Distribution

within the Containment of 330 MWe

PWR using CFD

R. Nawaz, M. Z. Nazir, A. Shah, K. Qureshi,

A. Basit, R. Khan | Page 539

During a severe accident, hydrogen and steam are

produced due to intensive temperature rise of the

core. The hydrogen produced in the core can readily

diffuse to various zones of the containment. If the

hydrogen concentration reaches a prescribed threshold

value at a specific location, it can result in

deflagration and even detonation. A large temperature

and pressure spike may occur to challenge the

relevant safety system of the containment. In worst

case scenario, safety system of the containment can

be breached.

49 th Annual Meeting on Nuclear Technology

(AMNT) | Nuclear Energy Campus

Florian Gremme and Sebastian Hahn | Page 546

The report summarises the presentations of the

Focus Session “International Operational Experience”

and the “Nuclear Energy Campus” presented

at the 49 th AMNT 2018, Berlin, 29 to 30 May 2018.

Our Planet will be the Loser if we Allow

Nuclear Energy to Ebb Away

John Shepherd | Page 558

A newly-released report from the International

Atomic Energy Agency (IAEA), which suggests

nuclear power may “struggle” to keep its current

place in the world’s energy mix, should serve as a

wake-up call. We must not allow the nuclear energy

industry to be wrong footed. We’ve made huge

advances in demonstrating nuclear’s environmental

credentials over the past 20 years or so.

Abstracts | English


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

US Regierung: Kernenergie ist für die

nationale Sicherheit von entscheidender

Bedeutung – das DOE arbeitet Pläne

zur Unterstützung aus

NucNet ı Kamen Krav | Page 502

Angesichts der steigenden Stromnachfrage hat US-

Energieminister Rick Perry bestätigt, dass an einem

Plan zum weiteren Betrieb einiger der wichtigsten

Kernkraftwerke des Landes gearbeitet wird. Das US-

Energieministerium (DOE) untersucht Möglichkeiten

zum Weiterbetrieb von Kern- (und Kohle-)

Kraftwerken, unter anderem durch die Ver pflichtung

der Netzbetreiber, Strom von ihnen abzunehmen. In

den USA wird die größte Anzahl von Kernkraftwerken

der Welt betrieben – 99 Anlagen, die 20 %

der gesamten Stromerzeugung liefern –, aber die

Führungsrolle der US-Industrie nimmt ab, da die

Bemühungen zum Bau einer neuen Generation von

Reaktoren von Problemen geplagt sind und ältere

Anlagen aufgrund wirtschaftlicher, marktwirtschaftlicher

und finanzieller Belastungen stillgelegt

wurden oder die Stilllegung geplant ist.

Highlights aus dem Word Nuclear

Performance Report 2018

Jonathan Cobb | Seite 505

Ohne Kernenergie gibt es keine nachhaltige Energiezukunft.

Um die wachsende Nachfrage nach zuverlässigem,

preisgünstigen und umweltschonenden

Strom zu decken, müssen alle kohlenstoffarmen

Energiequellen im Energiemix genutzt werden.

Dazu müssen auch die Kernenergiekapazitäten ausgebaut

werden. Das IEA-Harmony-Ziel ist es, bis

2050 25 % des weltweiten Stroms aus Kernenergie

im Rahmen eines kohlenstoffarmen Mixes zu

liefern. Der World Nuclear Performance Report fasst

die aktuellen Fortschritte bei der Erreichung des

Harmony-Ziels zusammen. Die Kernenergiebilanz

der Welt 2017 ist hervorragend. Die globale

Erzeugung erreichte insgesamt 2506 TWh, gegenüber

2477 TWh im Jahr 2016. Die Gesamtnettokapazität

der im Jahr 2017 in Betrieb befindlichen

Kernenergie betrug 394 GWe, gegenüber 391 GWe

im Jahr 2016.

TerraPower: Energieversorgung

mit zukünftigen Reaktorkonzepten

Phil Sgro | Seite 509

Im Jahr 2006 wollten Bill Gates und Nathan

Myhrvold einen Weg finden, wie man mithilfe von

Technologien den weltweiten Armutsproblemen

begegnen kann, indem eine ausreichende, preisgünstige,

sichere und zuverlässige Stromver sorgung

bereitgestellt wird. Sie untersuchten alle verfügbaren

technologischen Optionen und entschieden

sich für die Kernenergie als den besten Weg für

die Zukunft. Im Jahr 2008 wurde TerraPower

gegründet, um die Anstrengungen zur Entwicklung

neuer Kernenergietechnologien zu forcieren. „Wanderwellenreaktoren“

und „Salzschmelzreaktoren“

gehören zum Entwicklungsportfolio.

Szenarien und Prognosen zur Entwicklung

der Weltenergieversorgung

Hans-Wilhelm Schiffer | Seite 511

In namhaften Szenarien und Prognosen wird von

einem auch künftig steigenden Weltenergieverbrauch

ausgegangen. Allerdings unterscheidet sich

die erwartete Entwicklung deutlich von den Trends

der Vergangenheit. Wesentliche Punkte sind: Die

Zuwachsraten im globalen Energieverbrauch fallen

deutlich niedriger aus als in den letzten Jahrzehnten.

Die erneuerbaren Energien werden am stärksten

zur Deckung des Bedarfszuwachses beitragen.

Neue Technologien drängen auf den Markt. Die

Digitalisierung schreitet voran. Die ökonomischen

und geopolitischen Schwerpunkte verschieben sich.

Umwelt- und Klimafragen wird ein vergrößertes

Gewicht beigemessen. Diese Treiber verändern

heute bestehende Strukturen.

Umlagebescheide und Standortsuche:

Kleiner Zuständigkeitswechsel –

große Wirkung?

Marc Ruttloff | Seite 520

Manchmal kommen die Dinge recht unscheinbar

daher. Das lässt sich gewiss nicht insgesamt über

das Standortauswahlgesetz – StandAG sagen. Das

zeigt eindrucksvoll sein § 1, in dem der Zweck des

Gesetzes auf nicht weniger als sechs Absätzen

umschrieben wird. Die §§ 30 ff. regeln das Verfahren

zur Ermittlung des Umlagebetrages sowie

zur Einziehung der Umlage und zu den durch die

Umlagepflichtigen zu leistenden Vorauszahlungen.

Die einzige wesentliche Neuerung liegt darin, dass

nunmehr das Bundesministerium für Umwelt,

Naturschutz und nukleare Sicherheit für die Festsetzung

und Einziehung der ermittelten Umlagebeträge

zuständig ist. Doch welche Erwägungen

stecken hinter dieser Zuständigkeitsverlagerung

und Hochzonung auf das Bundesministerium?

Laserstrahlschneiden in der Stilllegung

kerntechnischer Anlagen:

Ein integrierter Sicherheitsansatz

Howard Chapman, Stephen Lawton und

Joshua Fitzpatrick | Seite 521

Der Einsatz von Hochleistungslasern in der Stilllegung

ist eine neue Anwendung in der Nuklearindustrie.

Das National Nuclear Laboratory (NNL)

hat Erfolge bei der Einführung von robotergestützten

Laserschneidemethoden an einem Standort

erzielt. NNL hat den Technology Readiness Level

(TRL) dieser Methode vom Proof of Concept TRL 3

zur Demonstration in einer relevanten Umgebung

TRL 6 gebracht. Die Technologie ist damit für einen

breiteren Einsatz in der gesamten Nuklearindustrie

bereit. Die Philosophie wird untersucht und einige

der Kombinationen verschiedener Risiken, die bei

solchen Arbeiten auftreten können werden erörtert.

Bestimmung von Minoren Actiniden

in bestrahlten Brennstabkomponenten

Ron Dagan, Michel Herm, Volker Metz und

Maarten Becker | Seite 526

Die Messung und Simulation mehrerer Isotope, insbesondere

C-14 und Cs-137 in Komponenten eines

bestrahlten DWR-Brennstabsegments, wird vorgestellt.

Die aktuelle Forschung beschäftigt sich mit

dem Inventar von Minoren Actiniden (MA) der

Zry-4 Hüllrohe. Die Relevanz von MA für die Brennstoffabfälle

ist aufgrund ihrer Halbwertzeiten offensichtlich.

Die Hauptkonzentration von MA liegt auf

der Innenfläche der Hüllrohre infolge der Reibung

zwischen Pellets und der Innenfläche bei der

Herstellung.

Schulung und mehr am Reaktor-Glasmodell

des Simulatorzentrums

Frieder Hecker | Seite 528

Das Simulatorzentrum der KSG|GfS betreibt ein

weltweit einzigartiges Reaktor-Glasmodell, an dem

komplexe thermohydraulische Phänomene auf

sehr anschauliche Art und Weise geschult werden

können. Das Reaktor-Glasmodell ist die Nachbildung

eines Zwei-Loop-Druckwasserreaktors

(KWU-Design) im Maßstab 1:10. Hier können

Übungen aus dem Bereich der betrieblichen

Fahrweisen, Störungen und Störfälle sowie thermohydraulische

Effekte in einem Kernkraftwerk mit

Leichtwasserreaktor gezeigt werden. Das Reaktor-

Glasmodell schließt die Lücke zwischen Theorie

und Praxis mit „Verstehen durch Sehen“. Vorgänge

innerhalb der Rohrleitungen und Behälter werden

beobachtbar und bilden einen unvergänglichen

Erfahrungsschatz. Schulungen am Glasmodell

werden für ein breitgefächertes internationales

Publikum bereit gehalten.

Diagnose- und Prognose-Tool von

schweren Unfällen in europäischen

Kernkraftwerken

Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Strucic,

Patricia Pla and Luca Ammirabile Seite 532

Die Gemeinsame Forschungsstelle ist an einem

Projekt beteiligt, das den Verlauf und die Folgen

schwerer Unfälle in Kernkraftwerken in euro päischen

Ländern mit hinreichender Sicherheit diagnostizieren

und vorhersagen soll. Das Assessment-

Tool basiert auf der Durchführung anlagenspezifischer

Simulationen der risiko reichsten Unfallfolgen

unter Einbeziehung proba bilistischer und deterministischer

Sicherheits analyseverfahren. Durch

den Aufbau eines anlagenspezifischen Ersatzmodells

auf Grundlage aktueller Informationen für jedes

europäische Kernkraftwerk (mit Ausnahme von AGR

und CANDU) werden die wichtigsten Ereignisse

prognostiziert, einschließlich einer Quelltermcharakterisierung

für Radionuklide hinsichtlich Größenordnung

und Zeitverhalten.

Untersuchung der Wasserstoffverteilung im

Containment eines 330 MWe PWR mit CFD

R. Nawaz, M. Z. Nazir, A. Shah, K. Qureshi,

A. Basit, R. Khan | Seite 539

Bei einem schweren Unfall in einem Kernkraftwerk

werden durch Überhitzung des Kerns Wasserstoff

und Dampf erzeugt. Der Wasserstoff kann in

verschiedene Bereiche des Sicherheitsbehälters diffundieren.

Erreicht die Wasserstoffkonzentration

Schwellenwerte, kann es zu Verpuffungen bis hin

zu Detonationen kommen. Dieses kann wiederum

die Integrität des Containments beeinträchtigen.

49 th Annual Meeting on Nuclear Technology

(AMNT) | Nuclear Energy Campus

Florian Gremme und Sebastian Hahn | Page 546

Der Bericht fasst die Vorträge der Focus Session

„International Operational Experience” und der

Präsentationen des “Kernenergie Campus” zusammen,

die auf der 49. Jahrestagung Kerntechnik

(AMNT 2018) präsentiert wurden.

Verlieren wir die Kernenergie wird unser

Planet der Verlierer sein

John Shepherd | Seite 558

Ein kürzlich veröffentlichter Bericht der Internationalen

Atomenergiebehörde (IAEO) zeigt, dass

die Kernenergie „darum ringen“ muss, um ihren

derzeitigen Anteil im weltweiten Energiemix zu

halten. Dies sollte auch ein Weckruf sein. Wir

dürfen es nicht zulassen, dass die Kernenergie

weiterhin falsch positioniert wird. Wir haben in den

letzten 20 Jahren große Fortschritte bei der

Demonstration der Umweltfreundlichkeit von Kernenergie

gemacht, die es jetzt für die Zukunft zu

nutzen gilt.

501

ABSTRACTS | GERMAN

Abstracts | German


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

502

INSIDE NUCLEAR WITH NUCNET

US Says Nuclear is Vital to National Security

as DOE Works on Rescue Proposals

In the face of rising electricity demand, US energy secretary Rick Perry has confirmed that work is underway

on a plan to preserve some of the nation’s key nuclear power plants.

The US Department of Energy (DOE), he said,

is studying ways to bail out nuclear (and coal)

facilities, including potentially by mandating grid operators

to purchase power from them.

Supporters say it’s a sensible move because the nation’s

power grid cannot rely solely on natural gas, wind, and

solar. Opponents of the nuclear industry say nuclear power

that was once advertised as being “too cheap to meter” has

become too costly for electric utilities to buy.

The US has the largest number of nuclear plants in the

world – 99 in commercial operation providing 20 % of its

electricity generation – but its industry leadership is

declining as efforts to build a new generation of reactors

have been plagued by problems, and aging plants have

been retired or closed in the face of economic, market, and

financial pressures.

The situation, exacerbated by robust competition in

the new-build sector from China and Russia, has seen the

nuclear industry and its supporters call on the government

to enact legislation that would support the continued

operation of nuclear plants.

But the main reason behind nuclear’s problems in

the US, says Dr J. Winston Porter, a national energy and

environmental consultant and former assistant administrator

at the Environmental Protection Agency (EPA), is a

shale revolution that has produced a rapid supply of

inexpensive and relatively clean natural gas.

“Because of this we are becoming increasingly

dependent on it for most electricity production,” he said.

“Consequently, we risk losing the energy diversity that has

long served as a bulwark of the US energy system.

“The problem may be an eventual lack of robust competition.

One can even ask, ‘What will be the cost of natural

gas when it is our only major source of electric power?’”

Mr Perry said bailing out nuclear power plants is as important

to national security as keeping the military strong,

and that the cost to Americans should not be an issue.

“You cannot put a dollar figure on the cost to keep

America free,” he told reporters at a press conference in

Washington, when asked about the administration’s effort

to extend the lives of the facilities. When asked about the

cost of a potential bailout, he said he did not yet know.

The nuclear industry has long argued that electricity

markets should be reformed to recognise the ability of

traditional baseload generation with onsite fuel supplies –

including nuclear power plants – to provide grid resiliency

during extreme events like hurricanes or extreme winter

weather.

A report by the Washington-based think-tank the

Atlantic Council argued that the US nuclear energy industry

is facing a crisis that the Trump administration must

immediately address as a core part of its “all of the above”

energy strategy that is intended to herald an era of

American energy dominance.

The good news is that the Trump administration

recognises the problem, supports nuclear energy, and sees

new generation nuclear technology such as small modular

reactors as a key part of its energy strategy.

According to promoters of SMRs, these scaled-down

reactors could solve the challenges faced by nuclear power.

SMR developers promise lowered costs, decreased

production of radioactive waste, reduction or elimination

of the risk of severe accidents, and no contribution to

nuclear proliferation. Dozens of companies – both in the

US and the rest of the world – are developing their own

SMR designs, and many have received funding from

wealthy private investors and the DOE.

The need for a new direction is evident. Six US nuclear

plants have been shut down permanently since 2013 and

12 more are slated to retire over the next seven years. That

means a total of 18 shutdowns that will remove more than

15.8 GW of generation from the grid, or 15% of existing

nuclear capacity.

Only two nuclear plants, the Vogtle-3 and -4 Westinghouse

AP1000 units in Georgia, are under construction.

Construction of the Summer-3 and -4 AP1000 plants in

South Carolina was abandoned in August 2017 following

analysis of schedule and cost data from Westinghouse and

subcontractor Fluor Corporation. South Carolina Electric &

Gas owned 55 % of the project and state-owned utility

Santee Cooper the remaining 45%.

The Washington-based Nuclear Energy Institute (NEI),

which represents the nuclear industry in the US, said the

US electricity grid is enduring “unprecedented tumult and

challenge” because of the loss of thousands and thousands

of megawatts of carbon-free, fuel-secure generation that

nuclear plants represent. Closing nuclear plants makes

electricity prices go up and is putting emissions reduction

targets hopelessly out of reach, NEI president and chief

executive officer Maria Korsnick said.

The Atlantic Council said the decline of the nuclear

power industry in the US is “an important policy

problem” that is not receiving the attention it deserves.

The report was made public in March 2018, in the

same week that Ohio-based utility FirstEnergy announced

plans to permanently shut down its three nuclear power

stations – Davis-Besse, Perry and Beaver Valley – within

the next three years without some kind of state or

federal relief.

To save financially-ailing nuclear plants, state legislatures

in Illinois and New York last year approved subsidies

to keep nuclear plants operating after utilities made

appeals about protecting consumers and jobs.

Other proposed bailouts of nuclear plants have stalled

in New Jersey, Connecticut, Massachusetts, Ohio and

Pennsylvania. In Minnesota, the state legislature is considering

a bill that would help Xcel Energy, owner and

operator of the Monticello and Prairie Island nuclear

stations, plan for the high costs of maintaining old nuclear

power plants. The proposed legislation would give utilities

earlier notice about how much money they could recover

for costly work, Minnesota Public Radio reported.

The NEI confirmed that Mr Trump had ordered Mr Perry

to “prepare immediate steps” to stop premature closures of

“fuel-secure” nuclear and coal power plants and prevent

further risks to national security and grid resilience.

Inside Nuclear with NucNet

US Says Nuclear is Vital to National Security as DOE Works on Rescue Proposals ı October


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

This reflects the administration’s focus on grid

resilience, which began last September when Mr Perry

directed the Federal Energy Regulatory Commission to “take

swift action” to address threats to the resiliency of the US

electric grid.

Last week, in another signal that momentum for change

is gathering pace, a broad coalition of 75 former US

statesmen, national security officials and industry leaders

urged Mr Perry to take immediate action to prevent the

closure of nuclear reactors.

The signatories urge Mr Perry to take concrete steps to

ensure the national security attributes of US nuclear power

plants are properly recognised by policymakers and are

valued in US electricity markets.

The letter, posted online by the Washington-based

Nuclear Energy Institute lobby group, said the national

security benefits of a strong domestic nuclear energy sector

take many forms, many of which overlap and together are

woven into the nation’s greater strength and resilience.

Nuclear power plants are among the most robust

elements of US critical infrastructure, the letter said. They

have up to two years’ worth of fuel on site, providing

valuable fuel diversity and increasing the resilience of the

electrical grid by eliminating the supply vulnerabilities

that some other forms of energy supply face.

Congress continues to demonstrate bipartisan support

for nuclear energy, with the Senate passing an appropriations

bill last week that provides $1.2bn for the DOE’s

nuclear energy programmes. The overwhelming 86-5 vote

on the spending package came just over two weeks after

the House passed a similar bill that also saw strong funding

for nuclear energy.

And in what the NEI called “a demonstration of the

Trump administration’s continued support for revitalising

the commercial nuclear industry”, the DOE recently

announced nearly $64m in funding for advanced nuclear

energy technology projects to be carried out by DOE

national laboratories, universities and private companies.

In recent months, the DOE has provided almost $ 90m

in funding for advanced nuclear R&D projects through

several different mechanisms, the NEI said.

Meanwhile, the age of the existing nuclear fleet is a

problem for the present. That’s not because America’s

nuclear reactors are falling apart –they are regularly

inspected, and almost all of them have now gone through

the process of renewing their original 40-year operating

licences for 20 more years, said David McIntyre, a public

affairs officer at the US Nuclear Regulatory Commission

(U.S. NRC). A few, including the Turkey Point nuclear

station in Florida, have even put in for a second round of

renewals that could give them the ability to operate for a

total of 80 years.

Instead, it is the cost of upkeep that is prohibitive. Components

degrade and break down, especially components

exposed to radiation on a daily basis. Maintenance and

repair, upgrades and rejuvenation all take investment.

And right now, that means spending lots of money on

power plants that are not especially profitable.

Author

NucNet

The Independent Global Nuclear News Agency

Editor responsible for this story: Kamen Kraev

Avenue des Arts 56

1000 Brussels, Belgium

www.nucnet.org

INSIDE NUCLEAR WITH NUCNET 503

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Inside Nuclear with NucNet

US Says Nuclear is Vital to National Security as DOE Works on Rescue Proposals ı October


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

504

CALENDAR

Calendar

2018

30.09.-04.10.2018

TopFuel 2018. Prague, Czech Republic, European

Nuclear Society (ENS), American Nuclear Society

(ANS). Atomic Energy Society of Japan, Chinese

Nuclear Society and Korean Nuclear Society,

www.euronuclear.org

01.10.-05.10.2018

3 rd European Radiological Protection Research

Week ERPW. Rovinj, Croatia, ALLIANCE, EURADOS,

EURAMED, MELODI and NERIS, www.erpw2018.com

02.10.-04.10.2018

7 th EU Nuclear Power Plant Simulation ENPPS

Forum. Birmingham, United Kingdom, Nuclear

Training & Simulation Group, www.enpps.tech

08.10.-11.10.2018

World Energy Week. World Energy Council

Council’s Italian Member Committee, Milan, Italy,

www.worldenergy.org

08.10.-10.10.2018

HTR2018 9 th International Topical Meeting on

High Temperature Reactor Technology.

Warsaw, Poland, National Centre for Nuclear

Research/Narodowe Centrum Badan Jadrowych,

events.ncbj.gov.pl/event/1/

09.10.-11.10.2018

8 th International Conference on Simulation

Methods in Nuclear Science and Engineering.

Ottawa, Ontario, Canada, Canadian Nuclear Society

(CNS), www.cns-snc.ca

10.10.-11.10.2018

IGSC Symposium 2018 – Integrated Group for the

Safety Case; Current Understanding and Future

Direction for the Geological Disposal of Radioactive

Waste. Rotterdam, The Netherlands, OECD

Nuclear Energy Agency (NEA), www.oecd-nea.org

14.10.-18.10.2018

12 th International Topical Meeting on Nuclear

Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and

Safety – NUTHOS-12. Qingdao, China, Elsevier,

www.nuthos-12.org

14.10.-18.10.2018

NuMat 2018. Seattle, United States,

www.elsevier.com

15.10.2018

Cyber and the Civil Nuclear Sector. London,

United Kingdom, techUK and the Nuclear Industry

Association (NIA), www.techuk.org

15.10.-18.10.2018

International Conference on Challenges Faced by

Technical and Scientific Support Organizations

(TSOs) in Enhancing Nuclear Safety and Security:

Ensuring Effective and Sustainable Expertise.

Brussels, Belgium, International Atomic Energy

Agency (IAEA), www.iaea.org

16.10.2018

The next steps for nuclear energy projects

in the UK. London, United Kingdom, Westminster

Energy, Environment & Transport Forum,

www.westminsterforumprojects.co.uk

16.10.-17.10.2018

4 th GIF Symposium at the 8 th edition of Atoms

for the Future. Paris, France, www.gen-4.org

22.10.-24.10.2018

DEM 2018 Dismantling Challenges: Industrial

Reality, Prospects and Feedback Experience. Paris

Saclay, France, Société Française d’Energie Nucléaire,

www.sfen.org, www.sfen-dem2018.org

22.10.-27.10.2018

FEC 2018 – 27 th IAEA Fusion Energy Conference.

Ahmedabad, India, International Atomic Energy

Agency (IAEA), www.ieae.org, www.fec2018.in

24.10.-26.10.2018

NUWCEM 2018 Cement-based Materials

for Nuclear Waste. Avignon, France, French

Commission for Atomic and Alternative Energies

and Société Française d’Energie Nucléaire,

www.sfen-nuwcem2018.org

24.10.-25.10.2018

Nuclear energy: cornerstone of a low-carbon

future? Colston Research Society Symposium

2018. Bristol, United Kingdom, University of Bristol’s

Faculty of Engineering, South West Nuclear Hub,

southwestnuclearhub.ac.uk/colston-2018/

24.10.-25.10.2018

Chemistry in Power Plants. Magdeburg, Germany,

VGB PowerTech e.V., www.vgb.org

05.11.-08.11.2018

International Conference on Nuclear

Decom missioning – ICOND 2018. Aachen,

Eurogress, Germany, Aachen Institute for Nuclear

Training GmbH, www.icond.de

06.11-08.11.2018

G4SR-1 1 st International Conference on

Generation IV and Small Reactors. Ottawa,

Ontario, Canada. Canadian Nuclear Society (CNS),

and Canadian Nuclear Laboratories (CNL),

www.g4sr.org

12.11.-13.11.2018

15. Deutsche Atomrechtssymposium. Berlin,

Germany, Bundesministerium für Umwelt,

Naturschutz und nukleare Sicherheit, Wiss. Ltg. Prof.

Dr. Martin Burgi, www.grs.de/ars_anmeldung

13.11.-15.11.2018

24 th QUENCH Workshop 2018. Karlsruhe,

Germany, Karlsruhe Institute of Technology in

cooperation with the International Atomic Energy

Agency (IAEA), quench.forschung.kit.edu

19.11.2018

AC 2 User Meeting 2018. Garching, Germany,

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit

(GRS) gGmbH, www.grs.de

22.11.2018

Weiterbildungskurs 2018 – IT-Sicherheit im Alltag

– Praxiswissen für Mitarbeiter in der Nukleartechnik.

Baden, Switzerland, Nuklearforum Schweiz,

www.nuklearforum.ch

27.11.-29.11.2018

Valve World Expo. Düsseldorf, Germany.

www.valveworldexpo.com

03.12.-14.12.2018

United Nations, Conference of the Parties –

COP24. Katowice, Poland, United Nations

Framework Convention on Climate Change –

UNFCCC, www.cop24.katowice.eu

03.12.-04.12.2018

IGD-TP Exchange Forum 8 – Radioactive Waste

Management (EURAD). Berlin, Germany, German

Federal Ministry for Economic Affairs and Energy

(BMWi), igdtp.eu/event/igd-tp-exchange-forum-8/

06.12.2018

Nuclear 2018. London, United Kingdom, Nuclear

Industry Association (NIA), www.niauk.org

2019

20.02.-22.02.2019

ips – International Power Summit 2019.

Berlin, Germany, bit.ly/2kQk2LU

25.02.-26.02.2019

Symposium Anlagensicherung. Hamburg,

Germany, TÜV NORD Akademie, www.tuev-nord.de

03.03.-07.03.2019

WM Symposia – WM2019. Phoenix, AZ, USA.

www.wmsym.org

10.03.-15.03.2019

83. Annual Meeting of DPG and DPG Spring

Meeting of the Atomic, Molecular, Plasma Physics

and Quantum Optics Section (SAMOP),

incl. Working Group on Energy. Rostock, Germany,

Deutsche Physikalische Gesellschaft e.V.,

www.dpg-physik.de

10.03.-14.03.2019

The 9 th International Symposium On

Supercritical- Water-Cooled Reactors (ISSCWR-9).

Vancouver Marriott Hotel, Vancouver, British

Columbia, Canada, Canadian Nuclear Society (CNS),

www.cns-snc.ca

24.03.-28.03.2019

RRFM 2019 – 2019 the European Research

Reactor Conference. Jordan, IGORR, the

Inter national Group Operating Research Reactors

and European Nuclear Society (ENS),

www.euronuclear.org

09.04.-11.04.2019

World Nuclear Fuel Cycle 2019. Shanghai, China,

World Nuclear Association (WNA),

www.world-nuclear.org

07.05.-08.05.2019

50 th Annual Meeting on Nuclear Technology

AMNT 2019 | 50. Jahrestagung Kerntechnik.

Berlin, Germany, DAtF and KTG,

www.nucleartech-meeting.com – Save the Date!

04.06.-07.06.2019

FISA 2019 and EURADWASTE ‘19. 9 th European

Commission Conferences on Euratom Research

and Training in Safety of Reactor Systems and

Radioactive Waste Management. Pitesti, Romania,

www.nucleu2020.eu

04.08.-09.08.2019

PATRAM 2019 – Packaging and Transportation

of Radioactive Materials Symposium.

New Orleans, LA, USA. www.patram.org

09.09.-12.09.2019

24 th World Energy Congress. Abu Dhabi, UAE,

www.wec24.org

09.09.-12.09.2019

Jahrestagung 2019 – Fachverband für

Strahlenschutz | Strahlenschutz und Medizin.

Würzburg, Germany, www.fs-ev.org

22.10.-25.10.2019

SWINTH-2019 Specialists Workshop on Advanced

Instrumentation and Measurement Techniques

for Experiments Related to Nuclear Reactor

Thermal Hydraulics and Severe Accidents.

Livorno, Italy, www.nineeng.org/swinth2019/

27.10.-30.10.2019

FSEP CNS International Meeting on Fire Safety

and Emergency Preparedness for the Nuclear

Industry. Ottawa, Canada, Canadian Nuclear Society

(CNS), www.cns-snc.ca

Calendar


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Highlights of the World Nuclear

Performance Report 2018

Jonathan Cobb

There is no sustainable energy future without nuclear energy. To meet the growing demand for reliable, affordable

and clean electricity, we will need all low-carbon energy sources to work together.

Nuclear capacity must expand to achieve this. The nuclear

industry’s Harmony goal is for 25 % of the world’s

electricity to be supplied from nuclear energy by 2050 as

part of a low-carbon mix.

The World Nuclear Performance Report, published

annually by World Nuclear Association, records current

progress towards the Harmony goal. The report is based on

performance data from the IAEA PRIS database, combined

with the association’s own research.

The world’s nuclear reactors performed excellently in

2017. Global generation reached a total of 2506 TWh, up

from 2477 TWh in 2016. This is the fifth successive year

that nuclear generation has risen, with output 160 TWh

higher than in 2012 (Figure 1).

The total net capacity of nuclear power in operation

during 2017 was 394 GWe, up from 391 GWe in 2016.

These figures are higher than the end of year capacity as

they include those reactors that were closed during each

year. The global capacity at the end of 2017 was 392 GWe,

up from 390 GW in 2016.

Usually only a small fraction of operable nuclear

capacity does not generate electricity in a calendar year.

However, since 2011, most of the Japanese reactor fleet has

been awaiting restart. Two reactors restarted in 2017 and

more are expected in 2018. The net capacity of nuclear

plant that generated electricity in 2017 was 352 GWe

(Figure 2).

To meaningfully assess the global performance of

reactors the World Nuclear Performance Report excludes

those reactors that have not generated throughout

the year, such as those reactors that are categorized as

operable in Japan but are still awaiting approval to restart.

For reactors that were grid connected or permanently

shut down during a calendar year their capacity factor

is calculated on the basis of their performance when

operational.

Taking these issues into account, in 2017, the global

average capacity factor was 81.1 %, up from 80.5 % in

2016 (Figure 3). This maintains the high level of

performance seen since 2000 following the substantial

improvement seen over the preceding years. In general, a

high capacity factor is a reflection of good operation

performance. However, there is an increasing trend in

some countries for nuclear reactors to operate in a loadfollowing

mode.

One key question is whether reactor performance

degrades overtime as reactors age. A review of the capacity

factors achieved by all reactors in operation shows that this

is not the case. There is no significant age-related trend

in nuclear reactor performance. The mean capacity factor

for reactors over the last five years shows no significant

variation regardless of their age.

While electricity generation from nuclear power plants

has increased globally over the last five years, there are

regional differences that reflect the status of nuclear

energy in those different regions.

| | Fig. 1.

Nuclear electricity production. Source: World Nuclear Association and IAEA Power Reactor Information

Service (PRIS)

| | Fig. 2.

Nuclear generation capacity (net). Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

| | Fig. 3.

Global average capacity factor. Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

| | Fig. 4.

Mean Capacity Factor 2012-2017 by Age of Reactor.

Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

505

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW

Energy Policy, Economy and Law

Highlights of the World Nuclear Performance Report 2018 ı Jonathan Cobb


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 506

| | Fig. 5.

Regional Nuclear Generation.

Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

In 2017, nuclear generation rose in Asia and East Europe

& Russia. Generation declined in West & Central Europe

(Figure 5). These changes continued the trends of recent

years.

Generation fell marginally in North America. Generation

also declined in South America and Africa, although

output in those regions is determined by a relatively small

number of reactors and has remained little changed over

the past ten years.

A major contributor to nuclear generation growth

in Asia is China. At the beginning of 2018, China had

38 operable nuclear reactors, representing about 9 % of

the world’s nuclear capacity. The country continued to

dominate the new-build market, accounting for three of

the four grid connections in 2017, and 18 of the 59 reactors

under construction at the start of 2018. During 2017,

reactors were connected to the grid at Yangjiang, Fuqing

and Tianwan, adding 3 GWe of capacity.

The growing strength of China’s domestic nuclear

industry is supporting active promotion of its technology

and services overseas. In May 2017, China signed a contract

for the construction of two reactors (one Candu and one

Hualong One) in Argentina, and in November, a cooperation

agreement was signed with Pakistan for a Hualong

One unit at the Chashma nuclear plant.

Also contributing to the increase in generation in Asia

were those reactors in Japan that have returned to service.

At the end of 2016, just three of Japan’s operable reactors

were online; by June 2018, a further six reactors had

restarted, and applications for the restart of 19 more

reactors were being assessed. The Japan Institute of Energy

Economics has stated that the restarts “improve the

country’s economy, energy security and environment.”

The rate of restarts has so far been heavily influenced

by judicial rulings and local consent.

In South Korea, President Moon Jae-in, elected in May

2017, made an election pledge to phase out the country’s

use of nuclear energy. Following his issuance of an

administrative order to halt construction of units 5&6 at

Shin Kori, Korea Hydro & Nuclear Power took the decision

to halt construction.

However in October 2017, a government-convened

citizens’ jury voted 59.5 % in favour of completing the

units. President Moon accepted the decision, but has said

that no more new plants will be built.

The increase in generation in Eastern Europe and

Russia occurred despite no new reactors being grid

connected through 2017. Rostov 4 and Leningrad II-1 were

connected to the grid in February and March 2018.

In West and Central Europe there were no new grid

connections or construction starts in 2017, but three reactors

were officially shut down. This in part has contributed

to the decline in nuclear generation in this region.

In France, the government has so far retained its policy

to reduce nuclear power’s relative share of electricity production

to 50 %, but has reneged on its commitment to do

so by 2025. President Emmanuel Macron, in an address to

the European Parliament in April 2018, stated that France’s

energy strategy had one top priority: to reduce emissions.

In the Middle East work on the first nuclear power plan

in the region, Barakah, in the UAE, continued to make

good progress during 2017 and into 2018. Construction of

unit 1 was officially completed in March 2018, at which

point units 2-4 were 80 % completed. However, start-up of

Unit 1 has been deferred to 2019/2020 to complete

operator training and obtain regulatory approvals.

Turkey began construction of its first nuclear reactor in

April 2018. It is the first of four VVER-1200 units planned

for the Akkuyu nuclear plant.

North America saw a small decline in generation in

2017. The number of operable reactors in the USA stood at

99 at the end of 2017, unchanged from a year earlier, but

down from a high of 104 in 2012.

The year 2017 was a challenging one for the US nuclear

power industry. The combination of sustained low natural

gas prices, market liberalization and subsidization of

renewables continued to impart significant economic

pressure. That, combined with well-documented construction

problems, resulted in the two AP1000 units at VC

Summer, South Carolina, being halted in July, leaving just

two units under construction in the country at Vogtle,

Georgia. Entergy announced in January 2018 its agreement

to close Indian Point in 2020-2021; Exelon warned in

May of premature retirement of Three Mile Island 1; and

FirstEnergy announced in March 2018 its intention to

deactivate its three units in Ohio and Pennsylvania.

The significance of the challenges faced by the nuclear

sector in the USA has had the positive effect of highlighting

its unique value to state- and national-level decisionmakers.

In April 2018, New Jersey established a zero

emissions certificate (ZEC) programme that will compensate

nuclear power plants for their zero-carbon attributes

and contribution to fuel diversity. A similar scheme

established in late-2016 in New York enabled Exelon to

invest in refuelling and maintenance work at three of the

state’s nuclear plants (Fitzpatrick, Ginna and Nine Mile

Point during 2017).

In Canada, all but one of 19 power reactors are

in Ontario. Six of those units – those at the Bruce

power station – are to undergo refurbishment, extending

operating lifetimes by 30-35 years. In March 2018, the

first of the six units to undergo refurbishment, Darlington

2, reached an important milestone with removal of the

final calandria tube from the reactor’s core. A month

earlier, on 15 February, the refurbishment of unit 2

officially passed the halfway mark.

In South America, Argentina signed further agreements

with both China and Russia, reaffirming its intention to

increase electricity generation from nuclear. In May 2017,

a general contract with China for the supply of two reactors

– one Candu and one Hualong One – commencing construction

in 2018 and 2020, respectively, was signed.

Governments are now renewing their recognition of

the importance of nuclear energy in achieving a sustainable

low carbon energy supply. The launch of the Nuclear

Innovation: Clean Energy Future (NICE Future) initiative

Energy Policy, Economy and Law

Highlights of the World Nuclear Performance Report 2018 ı Jonathan Cobb


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

| | Fig. 6.

Capacity factor by region. Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

at the Clean Energy Ministerial in May 2018 put nuclear

energy back on an even footing with other low-carbon

solutions already discussed within the Clean Energy

Ministerial process. The NICE Future initiative will play a

crucial role in multilateral dialogue and engagement of

policymakers on the role of nuclear energy as part of a

low-carbon mix contributing to sustainable development.

This worldwide political recognition needs to apply to our

existing reactors, as well as supporting new build.

Despite variations in the fortunes of nuclear generation

from region to region, the capacity factors achieve in each

in 2017 are broadly consistent with the average achieved in

the preceding five years (Figure 6). The greatest variation

is seen in regions represented by a smaller number of

reactors.

The PWR continues to be the predominant reactor

type in use, with all four reactors connected to the grid and

four construction starts being based on PWR technology

(Table 1).

The global average capacity factor has remained fairly

constant over the last 15 years and there has been no

significant change to the spread of capacity factors across

the fleet either. While the highest capacity factors are

usually considered optimal, an increasing number of

reactors are operating in a load-following mode, resulting

in lower annual capacity factors (Figure 7).

| | Fig. 7.

Long-term trends in capacity factors. Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

There has been ongoing improvement in the proportion

of reactors reaching higher capacity factors over the last

40 years. For example, 64 % of reactors achieved a capacity

factor higher than 80 % in 2017, compared to 25 % in 1977,

whereas only 6 % of reactors had a capacity factor below

50 % in 2017, compared to 23 % in 1977.

Five reactors were shut down in 2017. The reactors in

Germany and South Korea closed as a result of the current

nuclear policy in those countries. Santa Maria De Garoña,

in Spain, and Monju, in Japan, had not been operating for

several years and were deemed in long-term shutdown

prior to their permanent closure, so the number of reactors

generating in 2017 that closed down totalled three

(Table 2).

With four construction starts, two reactor construction

cancellations and four reactors being grid connected, the

total number of reactors under construction fell by two to

59 over the course of 2017 (Table 3).

The four construction starts in 2017 are listed in

Table 4.

Most reactors currently under construction started

construction within the last ten years. A small number of

reactors have been formally under construction for a

longer period. For example, Mochovce 3&4 in Slovakia

started construction in 1987, but work was suspended in

1991. The project was restarted in 2008 and is expected to

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 507

Africa Asia East Europe & Russia North America South America West & Central Europe Total

BWR 28 36 11 (-2) 75 (-2)

FNR 1 2 3

GCR 14 14

LWGR 15 15

PHWR 25 19 3 2 49

PWR 2 86 (+3) 33 65 2 104 292 (+3)

Total 2 140 (+3) 50 120 5 131 (-2) 448 (+1)

| | Tab. 1.

Operable nuclear power reactors at year-end 2017.

Country

Capacity

(net)

First grid

connection

Permanent

shutdown

Type

of reactor

Gundremmingen B Germany 1.284 MWe 1 December 1966 31 December 2017 BWR

Kori 1 South Korea 576 MWe 26 June 1977 18 June 2017 PWR

Monju Japan 246 MWe 29 August 1995 5 December 2017 FNR

Oskarshamn 1 Sweden 473 MWe 19 August 1971 19 June 2017 BWR

Santa Maria De Garoña Spain 446 MWe 2 March 1971 2 August 2017 BWR

| | Tab. 2.

Shut down reactors in 2017.

Energy Policy, Economy and Law

Highlights of the World Nuclear Performance Report 2018 ı Jonathan Cobb


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 508

BWR FNR HTR PHWR PWR Total

Asia 4 1 1 4 30 40

East Europe & Russia 11 11

North America 2 (-2) 2 (-2)

South America 2 2

West & Central Europe 4 4

Total 4 1 1 4 49 (-2) 59 (-2)

| | Tab. 3.

Reactors under construction by region year-end 2017 (change since 2016).

| | Fig. 8.

Operational status of reactors with construction starts after 1985.

Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

Reactor Country Capacity

(MWe)

| | Tab. 4.

Reactor construction starts 2017.

Start

of construction

Type

of reactor

Kudankulam 3 India 917 29 June 2017 PWR (VVER)

Kudankulam 4 India 917 23 October 2017 PWR (VVER)

Rooppur 1 Bangladesh 1.080 30 November 2017 PWR (VVER)

Shin-Kori 5 South Korea 1.340 1 April 2017 PWR

be completed before 2020. The shutdown reactor in

Figure 8 that started construction in 1986 is the Japanese

Monju FNR, which closed in 2017.

Three of the four reactors connected to the grid in

2017 were constructed in China, with the other reactor,

Chashma unit 4, a reactor supplied by China and

constructed and grid connected in Pakistan (Table 5).

The median construction time was 58 months,

down from 74 months in 2016, and equalling the lowest

five-year median construction time achieved in 2001-2005

(Figure 9).

With construction on more than 25 reactors scheduled

to be completed in 2018 and 2019 strong progress is

being made. New countries are choosing nuclear energy to

meet their future energy needs because of the many

benefits that it will bring. Nuclear new build will offer

opportunities for host country supply chain businesses to

participate in the construction of the reactors. Host

regions can benefit from investment in local infrastructure.

Many jobs will be created, both during construction and

operation of the plant.

Action is needed in three key areas to allow nuclear

generation to grow at its full potential. There needs to be a

level playing field in energy markets, where nuclear energy

is treated on equal opportunity with other low-carbon

technologies and recognized for its value in a reliable,

resilient low-carbon energy mix that optimizes existing

low-carbon energy resources already in-place and drives

investment in future clean energy

Harmonized regulatory processes are required in

order to provide a more internationally consistent, efficient

and predictable nuclear licensing regime, to facilitate

significant growth of nuclear capacity, without compromising

safety and security.

And there needs to be an effective safety paradigm

focusing on genuine public wellbeing, where the health,

environmental and safety benefits of nuclear are better understood

and valued when compared with other energy

sources.

New reactor projects are needed to maintain and

accelerate global nuclear build so that nuclear generation

can meet the Harmony goal of supplying 25 % of the

world’s global electricity by 2050.

| | Fig. 9.

Construction times of new units connected to the grid in 2017.

Source: World Nuclear Association and IAEA PRIS

Author

Dr Jonathan Cobb

Senior Communication Manager

World Nuclear Association

Tower House, 10 Southampton Street

London WC2E 7HA, UK

Reactor Country Capacity

(net)

Construction start Grid connection Type

of reactor

Chashma 4 Pakistan 313 MWe 18 December 2011 1 July 2017 PWR

Fuqing 4 China 1.000 MWe 17 November 2012 29 July 2017 PWR

Tianwan 3 China 1.060 MWe 27 December 2012 30 December 2017 PWR

Yangjiang 4 China 1.000 MWe 17 November 2012 8 January 2017 PWR

| | Tab. 5.

Reactor grid connections in 2017.

Energy Policy, Economy and Law

Highlights of the World Nuclear Performance Report 2018 ı Jonathan Cobb


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TerraPower:

Powering Future Reactor Concepts

Phil Sgro

TerraPower’s origins In 2006, Bill Gates and Nathan Myhrvold wanted to find a way to use technology to

mitigate the world’s poverty problems by providing abundant, economical, safe and secure base load energy. They

explored all the available technological options and settled on nuclear energy as the best path forward. In 2008,

TerraPower was established to lead the effort of developing more efficient nuclear energy technologies. Since 2008,

TerraPower’s work has focused on developing advanced nuclear technologies, such as the traveling wave reactor (TWR)

and molten chloride fast reactor (MCFR) designs, that aim to address global issues such as economic development, safe

and emission free base load power generation.

Traveling Wave Reactor (TWR)

TerraPower’s traveling wave reactor

(TWR, Figure 1) design is a liquid

sodium-cooled fast reactor that uses

depleted uranium as fuel. The design

simplifies the current nuclear fuel

cycle, reducing the need for uranium

mining and spent fuel storage facilities.

Eventually, it will eliminate the

need for enrichment facilities and

reprocessing plants. The end result is

enhanced safety, increased cost

savings, reduced waste, and greater

ease in waste disposal and a high level

of proliferation resistance.

Major TWR benefits:

• Safety: The TWR design relies on

the natural laws of physics to maintain

the safety of the plant without

operator intervention.

• Cost: A primary sodium pool surrounds

the TWR’s reactor core

which improves its thermal performance.

This puts less stress on the

machine and reduces the need for

maintenance. This feature, in addition

to the TWR’s simplified fuel

cycle, brings increased cost savings

not associated with the current

fleet of nuclear reactors.

• Clean: Used fuel is stored inside

the core, decreasing the need for

external storage and transportation

of waste. Longer operating

high-efficiency cycles keep carbonfree

electricity reliably supplied

with reduced needs for mining,

enrichment and waste disposal.

• Security: The TWR design makes

it so the reactor is capable of

sustaining fission reactions without

interruption. Eliminating the

need for reprocessing of radioactive

used fuel and the eventual

elimination of enrichment facilities,

greatly reduces the security

risk.

The path to commercialization

of the TWR

TerraPower has developed a sound,

three-phased (Figure 2) approach to

guide its network from the conceptual

design to commercial TWR plants.

| | Fig. 1.

Concept view of the Travelling Wave Reactor (TWR).

After 10 years of research and

development, the conceptual design

is complete. TerraPower has now

embarked on engineering. This involves

testing fuels and materials,

building a database of experience,

fabricating metallic fuel, obtaining

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 509

| | Fig. 2.

Path to commercialization of the TWR – Phase 1 to 3.

Energy Policy, Economy and Law

TerraPower: Powering Future Reactor Concepts ı Phil Sgro


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 510

required licenses and permits, and

continuing the development of a

supply chain of companies that will be

able to fabricate the necessary equipment

and components for the TWR

plant. To accomplish this, TerraPower

works closely with numerous universities,

national laboratories and

corporations in research, testing and

prototyping. These partnerships open

doors to information exchange and

talent pools that benefit the rapid

deployment of advanced nuclear

technologies.

The commercialization of the TWR

technology is expected to be operational

in the mid 2020s, 10 to 20 years

earlier than projections for other

Generation IV technologies.

The first TWR plant will provide

a wide range of benefits and benchmarks

in the development of advanced

nuclear technology. It will

demonstrate reliable operation of

TWR plant components and provide

experience with integrated operations.

This experience will build

the regulatory basis for the more

advanced commercial units that will

follow.

Molten Chloride Fast Reactor

(MCFR)

The molten chloride fast reactor

( MCFR, Figure 3) is a type of molten

salt reactor (MSR) that furthers

the progress made through MSR

| | Fig. 4.

TWR plant visualization.

| | Fig. 3.

Molten Chloride Fast Reactor (MCFR)

visualization.

experiments conducted in the 1960s.

Modern computing power, materials

and engineering developments enable

the revival of new research and development

of MSR technology. MCFR

technology presents a low-cost reactor

that can operate safely in hightemperature

regimes. This means the

technology can do more than generate

electricity; it also offers potential in

alternative industrial markets, such as

process heat and thermal storage.

Inte grating new reactor options into a

diversified fleet can bring high- quality,

carbon-free energy to heavy industry

users, such as water treatment plants,

refineries and chemical processors.

TerraPower’s work focuses on a

fast neutron spectrum, as opposed to

the thermal neutron spectrum in

which other salt reactors operate.

Molten chloride salt fuel serves as

both the fuel and the coolant. Conceptual

designs expanded into testing

activities. In January 2016, the U.S.

Department of Energy presented a

five-year, $40 million cost-sharing

award for continued research and

development into TerraPower’s MCFR

project. It initiated a U.S. publicprivate

partnership that includes

TerraPower, Southern Company, Oak

Ridge National Laboratory, the

Electric Power Research Institute and

Vanderbilt University.

Major MCFR benefits:

• High operating temperatures help

increase plant efficiency

• Quality heat enables valuable

industrial applications to support

U.S. industrial sectors

• The design allows for very stable

and safe operation

• Batch refueling without the need

for enrichment or reprocessing

facilities eliminates major weapons

proliferation risks.

The main steps achieved

TerraPower is pursuing the final stages

of its TWR development program,

shifting emphasis from the initial prototype

project to development of a

demonstration reactor. When the

demonstration reactor is complete, it

will help lay the foundation for the

commercial design of an exportable

technology.

The 10 % design milestone for

pre-Conceptual Design for the TWR

Prototype plant-March 2013

• The fabrication of the TWR Prototype

Proof of Fabrication fuel

assembly is completed. – November

2014

• TerraPower signed a memorandum

of understanding with China

National Nuclear Corporation –

September 2015

• The metal fuel prototype U-10Zr is

completed. – December 2016

• TerraPower signed a joint venture

agreement with China National

Nuclear Corporation (CNNC) to

form the Global Innovation

Nuclear Energy Technology Co.,

Ltd. – October 2017

• Design for the reactor core and fuel

assemblies reaches Conceptual

Design level for the Demonstration

plant – February 2018

TerraPower and CNNC plan to bring

the TWR demonstration reactor

online in the mid 2020’s (Figure 4).

Authors

Phil Sgro

Senior Project Coordinator

Potomac Communications Group

1133 20th Street NW

Suite 400

Washington, D.C. 20036

Energy Policy, Economy and Law

TerraPower: Powering Future Reactor Concepts ı Phil Sgro


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Szenarien und Prognosen zur

Entwicklung der Weltenergieversorgung

Hans-Wilhelm Schiffer

In allen Szenarien und Prognosen, die von namhaften Institutionen in jüngster Zeit vorgelegt wurden, wird von einem

auch künftig steigenden Weltenergieverbrauch ausgegangen. Allerdings unterscheidet sich die für die Zukunft

erwartete Entwicklung deutlich von den Trends der Vergangenheit sowie auch von Einschätzungen, die in früheren

Jahren gemacht wurden. Wesentliche Punkte sind: Die Zuwachsraten im globalen Energieverbrauch fallen deutlich

niedriger aus als in den letzten Jahrzehnten. Die erneuerbaren Energien werden – ebenfalls anders als in der

Vergangenheit – am stärksten zur Deckung des Bedarfszuwachses beitragen. Neue Technologien drängen auf den

Markt. Die Digitalisierung schreitet voran. Die ökonomischen und geopolitischen Schwerpunkte verschieben sich.

Umwelt- und Klimafragen wird ein vergrößertes Gewicht beigemessen. Diese Treiber verändern heute bestehende

Strukturen. Wir stehen vor einer Reise in eine neue Energiewelt, die Große Transformation. Trotzdem wird kein

Szenario und keine Prognose, die in diese Synopse einbezogen sind, dem im Pariser Klimagipfel vereinbarten

2-Grad-Ziel gerecht – mit Ausnahme des Sustainable Development Szenarios der IEA und des Even Faster Transition

Szenarios von BP. In diesen Szenarien ist das Erreichen des Klima-Ziels allerdings als Prämisse gesetzt. Die Einhaltung

des Pariser Klima-Übereinkommens stellt somit eine gewaltige Herausforderung dar, der die Weltgemeinschaft nur

durch eine Verstärkung der internationalen Zusammenarbeit gerecht werden kann.

Zur künftigen weltweiten Entwicklung

von Angebot und Nachfrage im

Energiebereich legen verschiedene

Institutionen regelmäßig Analysen

vor. Dies sind insbesondere der World

Energy Council (WEC), die International

Energy Agency (IEA), die U.S.

Energy Information Administration

(EIA) sowie die internationalen Ölund

Gaskonzerne ExxonMobil, Shell

und BP. Die Ergebnisse aktuell veröffentlichter

Studien werden nachfolgend

skizziert. Berücksichtigt sind

der International Energy Outlook

2017 der EIA, der World Energy Outlook

2017 der IEA, der 2018 Outlook

for Energy: A View to 2040 von Exxon-

Mobil und der BP Energy Outlook –

2018 Edition. Die jüngste globale

Szenarien-Studie von Shell erschien

2013. Sie war bisher nur durch die

Studie New Lenses Städte der Zukunft

im Jahr 2014 ergänzt worden. Der

WEC wird im September 2019 im

Rahmen der Weltenergiekonferenz in

Abu Dhabi eine Neuauflage der zuletzt

im Oktober 2016 veröffentlichten

World Energy Scenarios vorstellen.

World Energy Outlook 2017

der IEA

Im November 2017 hat die International

Energy Agency den World Energy

Outlook 2017 (WEO 2017) vorgelegt.

Dem Ausblick mit Zeithorizont 2040

liegen drei Szenarien zugrunde, für

die – abhängig von den jeweils getroffenen

Annahmen – ein quantifizierter

Ausblick zur Entwicklung von Angebot

und Nachfrage nach Energieträgern

unter Differenzierung nach

Weltregionen gegeben wird. Bei den

Szenarien handelt es sich ausdrücklich

nicht um Prognosen sondern um

– unter den getroffenen Annahmen –

mögliche konsistente Zukunftsbilder.

• Das Szenario New Policies (NP)

zeigt auf, wie sich das Energiesystem

bei Zugrundelegung der

aktuellen Politik und der angekündigten

Pläne entwickeln könnte.

• Das Szenario Current Policies (CP)

geht von unveränderten energieund

klimapolitischen Rahmenbedingungen

aus, berücksichtigt

also nur die bis Mitte 2017 rechtlich

verbindlich in Kraft gesetzten

Regelungen.

• Das Szenario Sustainable Development

(SD) beschreibt einen integrierten

Ansatz zur Verwirklichung

der energiebezogenen Aspekte der

UN-Ziele für nachhaltige Entwicklung,

d.h. entschlossene Klimaschutz

maßnahmen, universeller

USA

-30

Mittel- und

Südamerika

Zugang zu zeitgemäßer Energie bis

2030 und drastische Reduzierung

der Luftverschmutzung. Dies sind

die drei Bereiche, in denen die Entwicklung

im New Policies Scenario

hinter den Erfordernissen zurückbleibt.

Ergänzend wird ein Low Oil Price

Scenario betrachtet.

Das New Policies Scenario wird

von der IEA als das zentrale Szenario

klassifiziert. Diese Wahl macht, wie in

der Szenario-Technik üblich, keine

Aussage über die Wahrscheinlichkeit

des Eintretens oder die Wünschbarkeit

dieses oder eines der anderen

Szenarien. Vielmehr werden die Entwicklungstrends

veranschaulicht, die

sich unter den jeweiligen Rahmenbedingungen

nach Einschätzung

der IEA abzeichnen. Angesicht der

Zuwachs im Primärenergieverbrauch nach Weltregionen

2016 bis 2040 (im NPS der IEA) in Mtoe

270

Europa

-200

Mittlerer

Osten

Afrika

485

480

135 Eurasien

Indien

1.005

Wachstum konzentriert sich auf Südost-Asien, den Mittleren Osten,

Afrika und Südamerika. Rückgang in USA, Europa und Japan.

| | Abb. 1.

Entwicklung des Primärenergieverbrauchs nach Weltregionen bis 2040.

China

790

Japan

-50

420 Südost-Asien

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 511

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 512

Verbrauch an Kohle nach Staaten/Regionen

(im NPS der IEA)

in Mtoe

Staat/Region

USA

EU

Afrika

China

Indien

Südost-Asien

94

90

106

141

146

336

299

321

239

32

112

271

402

0 250 500 750 1.000 1.250 1.500 1.750 2.000

Quelle: IEA, World Energy Outlook 2017, Paris 2017

534

668

860

Mtoe

Klassifikation des New Policies Scenarios

als zentrales Szenario konzentrieren

sich die folgenden Aussagen

darauf.

Der bis 2040 im New Policies

Scenario erwartete Zuwachs

im globalen Primärenergieverbrauch

hat eine Dimension,

die dem heutigen Energieverbrauch

von China und

Indien zusammen entspricht

Der weltweite Primärenergieverbrauch

nimmt von 13,8 Milliarden Tonnen

Öläquivalent (Mrd. toe) im Jahr 2016

um 28 % auf 17,6 Mrd. toe im Jahr

2040 zu. Das ist mit durchschnittlich

1,0 % pro Jahr eine deutlich geringere

Zunahme als in der Vergangenheit

(Abbildung 1). Allerdings hat der

bis 2040 erwartete Zuwachs trotzdem

noch eine Dimension, die dem

Jahr

2000

2016

2040

| | Abb. 2.

Entwicklung des Verbrauchs an Kohle nach Staaten/Weltregionen bis 2040.

2017 bis 2040 erwarteter weltweiter Zubau von Stromerzeugungs-Kapazität

von 7.692 GW gemäß NPS der IEA

(davon knapp ein Drittel Ersatz bestehender Anlagen) entspricht …

Erneuerbare

Energien

… 36 x im Vergleich zur heutigen Stromerzeugungskapazität

in Deutschland (210 GW)

| | Abb. 3.

Weltweiter Zubau an Stromerzeugungskapazität nach Energieträgern bis 2040.

1.706

1.957

heu tigen Energieverbrauch von China

und Indien zusammen entspricht.

Ursache ist ausschließlich der Anstieg

in den Entwicklungs- und Schwellenländern.

Vom gesamten Zuwachs im

globalen Primärenergieverbrauch

werden 60 % durch konventionelle

Energien – also Öl, Erdgas, Kohle

sowie Kernenergie – und 40 % durch

erneuer bare Energien gedeckt. Damit

ver ringert sich der Anteil der konventionellen

Energien am Primärenergieverbrauch

von 86 % im Jahr 2016 auf

80 % im Jahr 2040. Die einzelnen

Energiearten verzeichnen eine unterschiedliche

Entwicklung:

• Der Verbrauch an Erdöl erhöht sich

global bis 2040 um 10 %. Wichtigster

Treiber ist die wachsende Nachfrage

des Transportsektors und der

Petrochemie.

Kohle Gas Öl

Kernenergie

Quelle: International Energy Agency,

World Energy Outlook 2017, New Policies Scenario

• Der Verbrauch an Kohle nimmt

weltweit bis 2040 nur noch um 5 %

zu (Abbildung 2). Zunahmen

im Kohleverbrauch werden im Wesentlichen

nur noch in einer Reihe

von Entwicklungs- und Schwellenländern

in Asien, vor allem in

Indien, erwartet. Im China hat der

Kohleverbrauch 2014 den bisher

höchsten Stand erreicht. Bis 2040

wird mit einem Rückgang um 13 %

gegenüber 2016 gerechnet. Für die

EU wird eine Reduktion des Kohleverbrauchs

um 61 %, für die USA

um 11 % im Vergleich zu 2016

ausgewiesen.

Erdgas ist der einzige fossile Energieträger,

dessen Anteil am Weltenergieverbrauch

bis 2040 zunimmt, und

zwar von 22 % auf 25 %. In den

2030er-Jahren löst Erdgas damit die

Kohle als zweitwichtigsten Energieträger

– nach Erdöl – ab.

• Die Perspektiven der Kernenergie

haben sich im Vergleich zum World

Energy Outlook 2016 drastisch

eingetrübt. Der bis 2040 erwartete

Zuwachs entspricht ‚nur noch‘

47 %. Im WEO2016 war noch

ein Plus von 78 % angesetzt

worden.

• Die Produktion erneuerbarer Energien

erhöht sich bis 2040 um 80 %;

deren Anteil am Primärenergieverbrauch

steigt von 14 % im Jahr

2016 auf 20 % im Jahr 2040.

Der weltweite Stromverbrauch

wächst doppelt so

stark wie der Primärenergieverbrauch

Die weltweite Stromnachfrage nimmt

bis 2040 um 59 % und damit doppelt

so stark zu wie der Primärenergieverbrauch.

64 % der Steigerung entfallen

auf die Region Asien/Pazifik.

Dort verdoppelt sich der Stromverbrauch

bis 2040. In China beträgt

der Zuwachs 68 %, in Indien sogar

200 %. Im Vergleich dazu verzeichnet

der Stromverbrauch der EU mit + 8 %

bis 2040 gegenüber 2016 nur ein

sehr bescheidenes Wachstum. Nach

Energieträgern zeichnet sich folgende

Entwicklung ab (Abbildung 3):

• Die weltweite Stromerzeugung aus

erneuerbaren Energien steigt im

Zeitraum 2016 bis 2040 um 160 %.

Damit decken die erneuerbaren

Energien zwei Drittel des gesamten

Zuwachses der Stromnachfrage

ab. Der Anteil der erneuerbaren

Energien an der globalen Stromerzeugung

steigt von 24 % im Jahr

2016 auf 40 % im Jahr 2040.

• Die Stromerzeugung aus Kohle legt

demgegenüber nur um 9 % zu.

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Damit sinkt der Anteil von Kohle an

der weltweiten Stromerzeugung

von 37 % im Jahr 2016 auf 26 %

im Jahr 2040. Kohle wird als

Hauptbrennstoff für die Stromerzeugung

von den erneuerbaren

Energien abgelöst.

• Die Stromerzeugung aus Erdgas

erhöht sich um 57 % in absoluten

Größen und damit im Gleichschritt

mit der gesamten globalen Stromnachfrage.

Entsprechend bleibt der

Anteil mit 23 bis 24 % stabil.

• Der Beitrag von Öl zur Stromerzeugung

vermindert sich von 4 % auf

unbedeutende 1 %.

• Der Zubau von Kernkraftwerken

konzentriert sich auf Länder, in

denen diese Technologie staatliche

Unterstützung erfährt. Dies sind

vor allem China, Indien und

Russland sowie auch Staaten des

Mittleren Ostens. Weltweit verringert

sich der Anteil der Kernenergie

an der Stromerzeugung

von 11 % im Jahr 2016 auf 10 % im

Jahr 2040.

Kohle wird als Hauptbrennstoff

für die Stromerzeugung

von den erneuerbaren

Energien abgelöst

Die globalen energiebedingten CO 2 -

Emissionen nehmen bis 2040 noch

um 11 % im Vergleich zu 2016 zu.

Zwar flacht sich der Emissionsanstieg

im Vergleich zur Vergangenheit deutlich

ab. Allerdings würde mit einer

solchen Entwicklung das Ziel, den

Temperaturanstieg auf unter 2 Grad

Celsius zu begrenzen, deutlich verfehlt.

In dem IEA-Szenario Sustainable

Development wird u.a. aufgezeigt,

wie die CO 2 -Emissionen verlaufen

müssten, um sie in Einklang mit dem

Pariser Klimaabkommen zu bringen –

Rückgang um mehr als 40 % bis 2040

im Vergleich zu 2016. Um diesem Zielszenario

gerecht zu werden, müssten

Weichenstellungen mit vor allem

folgenden Konsequenzen im Vergleich

zum Szenario New Policies erfolgen:

• Stabilisierung des gesamten Primärenergieverbrauchs

in etwa auf

heutigem Niveau durch verstärkte

Energieeffizienz

• Drastischer Rückgang im Verbrauch

von Kohle und Öl

• Verdoppelung des Beitrags der

Kernenergie gegenüber dem heutigen

Stand

• Verzehnfachung der Nutzung neuer

erneuerbarer Energien, insbesondere

Wind und Sonne, bei gleichzeitigem

Ausbau der Nutzung auch

von Wasserkraft und Biomasse.

Im SD-Szenario verzehnfacht

sich die Nutzung erneuerbarer

Energien, insbesondere von

Wind und Sonne, bis 2040

Der Anteil erneuerbarer Energien

erhöht sich bis 2040 im SD-Szenario

auf 30 % – gemessen am Primärenergieverbrauch

und auf 63 % an

der weltweiten Stromerzeugung.

Bewertung

Die Ergebnisse des WEO der IEA sind

geprägt durch die in den Modellrechnungen

getroffenen Annahmen.

Die unterstellten Kosten für die

verschiedenen Energietechnologien

haben ebenso einen großen Einfluss

auf die Ergebnisse wie die Annahmen

zu den künftigen Preisen für CO 2 .

Das zeigt insbesondere ein Vergleich

zwischen dem Szenario New Policies

und dem Zielszenario Sustainable Development.

Vergleicht man die aktuell

von der IEA vorgelegten Ergebnisse

mit den Modellrechnungen der Vergangenheit,

so wird insbesondere

deutlich, dass die Erwartungen zur

Kernenergie deutlich herabgesetzt

wurden, während die Perspektiven für

die erneuerbaren Energien von Jahr

zu Jahr positiver eingeschätzt wurden.

Trotzdem könnten die Zubauten

für Kernkraftwerke auch im WEO

2017 noch zu hoch angesetzt sein.

Auf der anderen Seite dürfte auch

für diese Publikation gelten, dass

die Aussichten der erneuerbaren

Energien immer noch unterschätzt

werden, im Szenario CP ohnehin, aber

auch im dem zentralen Szenario NP.

Anders ist die Situation im Szenario

SD. Dabei ist allerdings der Charakter

dieses Szenarios zu berücksichtigen,

in dem nicht aufgezeigt wird, was

künftig zu erwarten ist, sondern

was geschehen müsste, damit die

ambitionierten Anforderungen der

UN-Ziele für nachhaltige Entwicklung

eingehalten werden.

International Energy Outlook

2017 der EIA

Die U.S. Energy Information Administration

(EIA) hatte im September 2017

den International Energy Outlook 2017

(IEO 2017) veröffentlicht. In diesem

Ausblick auf die globale Entwicklung

von Energieangebot und -nachfrage bis

2040 handelt es sich nicht um

eine Prognose, was geschehen wird,

sondern um Szenarien, deren Ergebnisse

vor dem Hintergrund der jeweils

getroffenen Annahmen zu interpretieren

sind. Im Mittelpunkt der Studie

steht ein Reference Case (RC) –

ergänzt um alternative Szenarien,

die durch höheres bzw. niedrigeres

Wirtschaftswachstum sowie durch

höhere bzw. niedrigere Weltmarktpreise

für Öl im Vergleich zum Reference

Case gekennzeichnet sind. Die im

Folgenden für den IEO 2017 ausgewiesenen

Ergebnisse beziehen sich

ausschließlich auf den RC. Der

RC kann als business-as-usual- Einschätzung

charakterisiert werden, die

sich auf folgende Vorgaben stützt:

• Globales Wirtschaftswachstum

von durchschnittlich 3,0 % pro

Jahr im Zeitraum 2015 bis 2040

• Kontinuierliche Verbesserung bekannter

Technologien

• Fortbestand der derzeit gültigen politischen

und regulatorischen Rahmenbedingungen

sowie der bestehenden

Ziele und Verpflichtungen –

etwa zum Klimaschutz – über den

gesamten Betrachtungszeitraum.

Der Projektion liegt zugrunde, dass

sich der Weltmarktpreis für Rohöl von

gegenwärtig knapp 50 $/Barrel auf

109 $/Barrel bis 2040 – gemessen im

Geldwert des Jahres 2016 – erhöht.

Die auf dieser Basis durchgeführten

Modellrechnungen kommen

zu dem Ergebnis, dass sich der globale

Primärenergieverbrauch bis 2040 im

Vergleich zu 2015 um 28 % erhöht.

Dieser Zuwachs geht vor allem auf

den zunehmenden Energiebedarf der

Entwicklungs- und Schwellenländer

zurück (+41 %). Im Unterschied dazu

wird für die Industriestaaten ein

Anstieg von lediglich 9 % erwartet.

Zur Deckung des künftig

noch wachsenden Energieverbrauchs

tragen alle

Energieträger – mit Ausnahme

der Kohle – bei

Zur Deckung des wachsenden Bedarfs

tragen alle Energieträger – mit Ausnahme

der Kohle – bei. Das stärkste

Wachstum unter den fossilen Energieträgern

wird mit 1,4 % pro Jahr für

Erdgas ausgewiesen – ver glichen mit

+0,7 % pro Jahr für Öl. Der größte

Teil der zunehmenden Ölnachfrage

wird durch eine steigende Förderung

im Mittleren Osten gedeckt. Die

Produktion an Erdgas weist ebenfalls

im Mittleren Osten die stärkste

Dynamik auf. Zusätzliche Erdgasmengen

werden außerdem insbesondere

in den USA und in China

bereitgestellt, dort vor allem in Form

von Schiefergas.

Für den weltweiten Handel mit

LNG wird bis 2040 fast mit einer

Verdreifachung gerechnet. Auch die

Pipeline-Infrastruktur wird weiter

ausgebaut. 2040 dürften damit die

internationalen Gasflüsse jeweils zur

Hälfte über Pipelines und in Form von

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 513

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 514

LNG erfolgen. Ab 2018 werden die

USA Nettoexporteur von Erdgas.

Ab 2018 werden die USA

Nettoexporteuer von Erdgas

70 % des weltweiten Kohleverbrauchs

entfallen auf nur drei Länder: China,

Indien und USA. In Indien verdoppelt

sich der Kohleverbrauch bis 2040 nahezu

im Vergleich zu heute. Demgegenüber

geht die Kohlenachfrage

in China und in den USA zurück. In

China wird die auch künftig erwartete

deutliche Zunahme der Elektrizitätsnachfrage

durch wachsende Beiträge

von Erdgas, Kernenergie und erneuerbaren

Energien zur Stromerzeugung

gedeckt. Allerdings wird auch für

2040 noch ein Kohleanteil an der

Stromerzeugung in China von 47 %

errechnet – gegenüber heute mehr als

zwei Drittel.

Am Primärenergieverbrauch sind

fossile Energien 2040 weltweit mit

77 % beteiligt – gegenüber 83 % im

Jahr 2015. Auf Kernenergie entfallen

konstant 5 %.

Der globale Anteil der Kernenergie

an der Deckung der bis 2040 um 45 %

steigenden Stromnachfrage bleibt mit

knapp 11 % unverändert. Von dem bis

2040 erwarteten Ausbau der Kernenergie

entfallen mehr als zwei Drittel

auf China. Daneben wird insbeson dere

in Indien, in Russland, im Mittleren

Osten und in Japan mit einer Erhöhung

der Stromerzeugung aus Kernenergie

im Vergleich zum Stand des Jahres

2015 gerechnet. In Nordamerika und

in Europa geht die Stromerzeugung

aus Kernenergie dagegen zurück.

Von dem bis 2040 erwarteten

Ausbau der Kernenergie

entfallen mehr als zwei Drittel

auf China

Den erneuerbaren Energien wird das

stärkste Wachstum zugeschrieben

(Abbildung 4). Deren Anteil an der

weltweiten Stromerzeugung vergrößert

sich von 23 % im Jahr 2015 auf

31 % im Jahr 2040. Das heißt aber

gleichzeitig, dass gemäß RC der

EIA auch 2040 noch 58 % der

Entwicklung der weltweiten Stromerzeugung aus erneuerbaren Energien – gemäß RC der EIA

Netto-Stromerzeugung

aus erneuerbaren

Energien in 1.000 TWh

12

10

8

6

4

2

0

Jahr

Anteile der einzelnen

erneuerbaren

Energien in %

100

90

80

70

60

50

40

30

20

10

0

2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040

| | Abb. 4.

Entwicklung der weltweiten Stromerzeugung aus erneuerbaren Energien bis 2040.

Entwicklung des Energieverbrauchs – differenziert nach OECD- und Nicht-OECD-Staaten

– gemäß 2018 Outlook for Energy von ExxonMobil

OECD

2016: 5.450 Mtoe

10 %

9 %

Nicht-OECD

2016: 8.350 Mtoe

2040: 5.300 Mtoe 2040: 11.725 Mtoe

15 %

10 %

39 %

15 %

8 %

36 %

27 %

31 %

17 %

2 %

17 %

5 %

28 %

32 %

29 %

26 %

21 %

23 %

| | Abb. 5.

Entwicklung des Energieverbrauchs – differenziert nach OECD- und Nicht-OECD-Staaten bis 2040.

Jahr

Öl

Gas

Kohle

Kernenergie

Sonstige

Geothermie

Solar

Wind

Wasserkraft

Erneuerbare Energien*

* einschließlich Biomasse/Abfall

Quelle: ExxonMobil, Outlook for

Energy: A View to 2040

Stromerzeugung auf fossilen Energien

basieren. Dazu tragen Kohle mit

31 Prozentpunkten und Erdgas mit

26 Prozentpunkten bei.

Die CO 2 -Emissionen erhöhen sich

von 33,9 Milliarden Tonnen im Jahr

2015 um 16 % auf 39,3 Milliarden

Tonnen im Jahr 2040. Eine Trendwende

zeichnet sich somit in den

bevorstehenden Jahrzehnten laut

dem Reference Case der U.S. Energy

Information Administration noch

nicht ab, auch wenn sich die jährlichen

Zuwachsraten gegenüber

1,3 % im Zeitraum 1990 bis 2015

künftig auf 0,6 % halbieren.

Bewertung

In dem Bericht der EIA wird explizit

darauf hingewiesen, dass die vorgelegte

Projektion keine Prognose

darstellt, was künftig geschehen

könnte sondern dass es sich um Ergebnisse

von Modellrechnungen handelt,

die ausweisen, wie sich die Entwicklung

unter den getroffenen Annahmen

darstellen könnte. Die Annahmen

insbesondere zur politischen

Rahmensetzung unterstellen ein Festhalten

am Status Quo. Tatsächlich zu

erwarten sind allerdings deutlich veränderte

Weichenstellungen, die sich

auf die künftige Energieversorgung

auswirken. Entsprechend ist insbesondere

mit einem deutlich stärkeren

Wachstum der erneuerbaren Energien

zu rechnen, als im RC der EIA zum

Ausdruck kommt. Dies gilt vor allem

für die Wind- und die Solarenergie,

deren tatsächliche Perspektiven durch

die Modellrechnungen der EIA nicht

abgebildet werden.

Global Energy Outlook 2018

von ExxonMobil

In der Publikation 2018 Outlook for

Energy: A View to 2040 wird für den

Zeitraum 2016 bis 2040 ein Anstieg

der weltweiten Energienachfrage um

23 % prognostiziert. Die zusätzliche

Nachfrage entspricht der Summe des

heutigen Energieverbrauchs der USA

und Indiens.

Die Erhöhung des globalen Energieverbrauchs

geht ausschließlich auf

die zunehmende Nachfrage in den

Entwicklungs- und Schwellenländern

zurück (vgl. Abbildung 5). Dort

steigt der Energieverbrauch bis 2040

um 40 %, während für die OECD-

Staaten mit einem Rückgang um 3 %

gerechnet wird.

Treiber sind das Wachstum der

Weltbevölkerung von 7,4 Milliarden

im Jahr 2016 auf 9,2 Milliarden

im Jahr 2040. In derselben Zeit

ver doppelt sich die weltweite

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


ANNOUNCEMENT

VGB CONGRESS 2019

VGB KONGRESS 2019

SALZBURG CONGRESS, AUSTRIA

4 AND 5 SEPTEMBER 2019

The meeting place of European electricity and heat production

for the energy system of the future.

l Participants from more than 20 countries

l Accompanying exhibition

Lecture programme with current topics

l Generation & storage technologies for the future

l Flexibility options in generation and storage of power and heat

l Digitisation in power generation

l Lessons learned in new build-projects and O&M

l Optimisation, monitoring & diagnosis

l Training and education

l Conservation and decommissioning

Call for Papers!

Submit your paper to be

presented at the VGB Congress:

www.vgb.org/en/kongress_

2019_call_for_papers.html

Deadline: 14 December 2018

Interesting side programme

l Pre-Congress Get-together

l Welcome evening

l Sight-seeing

l Technical visits

Information on participation: Ines Moors

Phone: +49 201 8128-274 E-mail: ines.moors@vgb.org

Information on the exhibition: Angela Langen

Phone: +49 201 8128-310 E-mail: angela.langen@vgb.org

Photos ©:Tourismus Salzburg

Call for Papers!


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 516

Wirtschaftsleistung. Die Energieintensität,

ausgedrückt als Energieverbrauch

pro Einheit GDP, sinkt in dem

genannten Zeitraum um 37 %. Der

Anteil erneuerbarer Energien am Primärenergieverbrauch

steigt von

14,5 % im Jahr 2016 auf 16,4 % im

Jahr 2040. Der Beitrag der Kernenergie

nimmt von 4,9 % auf 6,7 % zu.

Entsprechend verringert sich der Beitrag

der fossilen Energien von 80,6 %

auf 76,9 %.

Die Verringerung der Energieintensität,

der von 19,4 % auf 23,1 %

wachsende Beitrag CO 2 -freier Energien

sowie der sich ändernde Mix der

fossilen Energien zulasten von Kohle

und zugunsten von Erdgas sorgen dafür,

dass die Zunahme der welt weiten

energiebezogenen CO 2 -Emissionen

bis 2040 auf 11 % begrenzt bleibt.

So werden 36,3 Milliarden Tonnen

CO 2 -Emissionen für 2040 erwartet –

gegenüber 32,7 Milliarden Tonnen im

Jahr 2016.

Zwar verringert sich künftig der

Anteil der fossilen Energien am

globalen Energieverbrauch; gleichwohl

leisten Erdgas und Erdöl mit

rund 60 % den größten Beitrag zur

Deckung der bis 2040 erwarteten

zusätzlichen Energienachfrage. Kernenergie

ist zu 15 % beteiligt, und die

erneuerbaren Energien decken 25 %

des Bedarfszuwachses ab.

• Erdöl bleibt weltweit wichtigster

Energieträger. Der Verbrauch

steigt um 19 %. Damit sinkt dessen

Anteil am gesamten Primärenergieverbrauch

von 32 % im Jahr

2016 auf 31 % im Jahr 2040.

• Erdgas löst die Kohle als zweitwichtigsten

Energieträger in der

ersten Hälfte der 2020er-Jahre ab.

Der Verbrauchszuwachs von Erdgas

ist mit 38 % doppelt so groß

wie die Steigerung bei Erdöl. Damit

nimmt der Anteil von Erdgas am

Primärenergieverbrauch von 23 %

im Jahr 2016 auf 26 % im Jahr

2040 zu.

• Der Kohleverbrauch stagniert weltweit.

Konsequenz ist ein Rückgang

im Anteil dieses Energieträgers am

Primärenergieverbrauch von 25 %

im Jahr 2016 auf 20 % im Jahr

2040.

Erdgas und Erdöl leisten mit

rund 60 % den größten

Beitrag zur Deckung der bis

2040 erwarteten zusätzlichen

Energienachfrage

Im Transportsektor wird von

einer um 29 % global steigenden

Energienachfrage ausgegangen. Milliarden

Menschen werden künftig zur

Mittelschicht gehören – mit der Konsequenz

steigender Mobilität verbunden

mit mehr Pkw auf den Straßen,

einem zunehmenden Schwerlastverkehr

und einem stark wachsenden

Flugverkehr. Mineralölprodukte bleiben

nach Einschätzung von ExxonMobil

die bei weitem wichtigste Energieform

im Transportsektor. So wird mit

einem Anstieg im Ölverbrauch von

22 % im Zeitraum 2016 bis 2040 gerechnet,

vor allem bedingt durch die

wach sende Nachfrage im Straßen-Gütertransport

und im Flugverkehr. Damit

sinkt der Anteil von Öl im Verkehrssektor

von 95 % im Jahr 2016

auf 89 % im Jahr 2040. Biokraftstoffe,

Gas und Strom werden zunehmende

Anteile gewinnen, aber in Summe auf

einen Beitrag von 11 % zur Deckung

der Energienachfrage des Transportsektors

begrenzt bleiben.

Mineralölprodukte bleiben

nach Einschätzung von

ExxonMobil die bei weitem

wichtigste Energieform

im Transportsektor

Im Sektor Private Haushalte sowie Gewerbe/Handel/Dienstleistungen

wird

von einem Anstieg der Energienachfrage

um 22 % im Zeitraum 2016 bis

2040 ausgegangen. Die Zunahme der

Bevölkerung und der wachsende

Wohlstand führen zu einer Erhöhung

der Energienachfrage für Wohngebäude,

Büros, Schulen, Geschäftshäuser

und Krankenhäuser. Rund 90 %

des Nachfragewachstums in diesem

Sektor werden durch Strom gedeckt.

Ein Anstieg des Energieverbrauchs

von ebenfalls 22 % wird für die

Industrie prognostiziert. Das größte

Wachstumspotenzial wird der Chemischen

Industrie zugeschrieben. Die

steigende Nachfrage nach Kunststoffen

und anderen petrochemischen

Produkten sind hier die entscheidenden

Treiber. Zusätzliche Anteile

an der Bedarfsdeckung werden vor

allem für Erdgas und für Strom, daneben

in geringerem Umfang auch für

Öl, erwartet. 2040 decken diese drei

Energieträger rund drei Viertel des

Energiebedarfs der Industrie – gegenüber

gut zwei Drittel im Jahr 2016.

Der Rest entfällt auf Kohle und andere

Energien.

Die gesamte weltweite Stromnachfrage

steigt von 21.300 TWh im

Jahr 2016 um 60 % auf 33.985 TWh

im Jahr 2040. In den Entwicklungsund

Schwellenländern wird fast mit

einer Verdoppelung des Stromverbrauchs

gerechnet. Demgegenüber

bleibt der Anstieg in den OECD-

Staaten auf 20 % begrenzt. Der Mix

der Einsatzenergien zur Stromerzeugung

verschiebt sich. Am stärksten

wächst die Stromerzeugung auf Basis

von Wind und Sonne – zusammen um

etwa 400 % bis 2040 im Vergleich zu

2016. Der Anteil von Wind und Sonne

an der globalen Stromversorgung

verdreifacht sich von 5 % im Jahr

2016 auf etwa 17 % im Jahr 2040.

Zum Wachstum der anderen erneuerbaren

Energien trägt die Wasserkraft

zu 80 % bei. Daneben werden stärkere

Zuwächse für Erdgas erwartet.

Auch die Kernenergie legt zu. Mehr

als 50 % des Zubaus an Kernkraftwerkskapazität

erfolgt in China. Der

Anteil von Kohle sinkt von etwa 40 %

im Jahr 2016 auf weniger als 30 % –

gemessen an der globalen Stromerzeugung.

Am stärksten wächst die

Stromerzeugung auf Basis

von Wind und Sonne,

zusammen um etwa 400 % bis

2040 im Vergleich zu 2016

In einer Special Section positioniert

sich ExxonMobil zu dem im Pariser

Klima-Übereinkommen verabredeten

Ziel, den globalen Temperaturanstieg

unter 2 Grad Celsius gegenüber dem

vorindustriellen Niveau zu begrenzen.

Es wird festgestellt, dass zwischen dem

Ergebnis der Prognose und dem

2-Grad-Pfad eine gewaltige Lücke

klafft. Statt des erwarteten Anstiegs

müssten die CO 2 -Emissionen bis 2040

auf den Stand des Jahres 1980 zurückfallen.

Das wird angesichts der Tatsache,

dass 2040 die Weltbevölkerung

doppelt so groß und die Wirtschaftsleistung

fünf Mal so hoch sein wird wie

1980, als eine enorme Herausforderung

gesehen. Um die Emis sionen

an Treibhausgasen zügig zu reduzieren,

bedarf es nach Auffassung von

ExxonMobil verstärkter politischer

Interventionen, verbunden mit massiven

Auswirkungen auf die wirtschaftliche

Aktivität und den Lebensstil der

Bevölkerung. Eine Politik, die Innovation

fördert und Flexibilität durch

Wettbewerb und freie Märkte ermöglicht,

wird als entscheidend angesehen,

damit die kosteneffizientesten Möglichkeiten

zur Senkung der Emissionen

an Treibhausgasen ausgeschöpft werden.

Die hierzu erforder lichen Technologien

schließen die Abscheidung und

Speicherung von CO 2 aus Kohle, Erdgas

und Biomasse sowie fortentwickelte

Biokraftstoffe und Batterietechnologien

ein. Ohne eine robuste Entwicklung

dieser Technologie-Optionen

würde die Gesellschaft durch die mit

dem Klimaschutz verbundenen Kosten

deutlich stärker belastet.

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Bewertung

Die Einschätzung zur Entwicklung

der erneuerbaren Energien ist von

ExxonMobil im Vergleich zu letztjährigen

Prognosen schrittweise heraufgesetzt

worden. Allerdings dürfte

die Dynamik der Entwicklung immer

noch unterschätzt sein. In Deutschland

hat der Anteil von Wind und

Sonne an der Stromerzeugung mit

19 % bereits 2016 den Anteilswert

übertroffen, den ExxonMobil global für

2040 vorausschätzt. 2017 hat sich der

Beitrag dieser beiden erneuer baren

Energiequellen in Deutschland weiter

deutlich erhöht, und zwar auf 23 %

der Stromerzeugung. Zwar ist nicht

davon auszugehen, dass die erneuerbaren

Energien global eine mit

Deutschland vergleichbare finanzielle

Unterstützung erfahren. Allerdings

hat sich die Attrak tivität des Ausbaus

erneuerbarer Energien aufgrund der

erreichten Kostensen kungen generell

erhöht und damit Investitionen in den

Ausbau dieser Energien begünstigt.

Auch die Rolle, die dem Energieträger

Strom künftig zukommt, dürfte zu restriktiv

ver anschlagt worden sein.

Durch Sektorenkopplung können auch

außerhalb der Stromerzeugung deutlich

größere Potenziale zur CO 2 -Emissionsminderung

mobilisiert werden

als dies von dem Konzern gesehen

wird. Verstärkte Fortschritte etwa im

Bereich der Elektromobilität wären

mit einem niedrigeren Beitrag von

Mineral öl produkten im Verkehrssektor

ver bun den. Aber auch in

diesem Fall bliebe Öl im Transportsektor

unver ändert die dominierende

Energie quelle. Für das

Er reichen ambitio nierter Klimaschutzziele

befürwortet ExxonMobil

Technologie-Offenheit unter Verzicht

auf Diskriminierung einzelner Technologien.

Dieser Ansatz wird zu Recht

als wirksamer Schlüssel zur Verminderung

der weltweiten Treibhausgas-

Emissionen gesehen.

BP Energy Outlook – 2018

Edition

Am 20. Februar 2018 hat BP einen

Ausblick auf die weltweite Entwicklung

von Energieangebot und

-nachfrage bis 2040 vorgelegt. Bei der

Studie handelt es sich nicht um eine

Prognose. Vielmehr werden in verschiedenen

Szenarien die möglichen

Auswirkungen unterschiedlich gesetzter

Annahmen, insbesondere bezüglich

der politischen Rahmensetzung,

dargelegt. Schwerpunkt ist das

Szenario Evolving Transition (ET). In

diesem Szenario wird davon ausgegangen,

dass sich die Politiken der

Primärenergieverbrauch nach Endverbrauchssektoren*

- gemäß ET-Szenario im 2018 BP Energy Outlook

Milliarden Tonnen Öläquivalent

in Mrd. toe

20

15

10

5

0

4,9

6,6

8,1

1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030 2040

Regierungen, technologische Innovationen

sowie die Präferenzstrukturen

der Gesellschaft in gleicher

Geschwindigkeit weiterentwickeln,

wie dies für die jüngste Vergangenheit

zu beobachten war. Die nachfolgenden

Aussagen beziehen sich auf dieses

– auch von BP in den Vordergrund

gestellte – Szenario.

Zu den Grundannahmen gehört,

dass die Weltbevölkerung von 7,5 Milliarden

im Jahr 2016 auf 9,2 Milliarden

im Jahr 2040 wächst. Bezüglich

der globalen Wirtschaftsleistung

(GDP) wird von einem jahresdurchschnittlichen

Wachstum von 3,2 %

ausgegangen. Das bedeutet mehr

als eine Verdopplung des GDP –

verbunden mit einem steigenden

Wohlstand vor allem in den schnell

wachsenden Schwellenländern.

Zentrale Ergebnisse sind: Der

globale Primärenergieverbrauch erhöht

sich im Betrachtungszeitraum

um 35 %. Der Stromverbrauch nimmt

um 69 % zu. Damit entkoppeln sich

das Energie- und auch das Stromverbrauchswachstum

aufgrund der

erwarteten Effizienzverbesserungen

von der Entwicklung der Wirtschaftsleistung.

Der Energiemix verändert

sich zugunsten der erneuerbaren

Energien, und zwar deutlich stärker

als BP das noch vor einem Jahr erwartet

hatte.

Für den Primärenergieverbrauch

werden insbesondere folgende Trends

aufgezeigt:

• Der Anteil fossiler Energien verringert

sich von 85 % im Jahr 2016

auf 74 % im Jahr 2040, wobei

Erdgas stark und Erdöl moderat

wachsen, während der Kohleverbrauch

weltweit konstant bleibt.

Jahr

In den Industriestaaten halbiert

sich der Kohleverbrauch, in China

wird mit einem Rückgang gerechnet.

Diese Entwicklung wird

durch Zuwächse in Indien und

anderen asiatischen Schwellenländern

kompensiert.

• Der Anteil der Kernenergie steigt

von gut 4 % auf 5 %.

• Der Anteil erneuerbarer Energien

(einschließlich Wasserkraft) erhöht

sich von 11 % auf 21 %.

• 50 % des Anstiegs im Primärenergieverbrauch

werden durch

erneuerbare Energien, insbesondere

Sonne und Wind, gedeckt.

Aber auch fossile Energien tragen

mit 43 % zur Deckung des wachsenden

Bedarfs bei, Kernenergie

mit 7 %.

Die Welt wird elektrischer. 70 %

des Anstiegs im Primärenergieverbrauch

sind durch den Strom sektor

bedingt. Strom gewinnt in allen Verbrauchssektoren

an Bedeutung (Abbildung

6). Für das Wachstum des

Primärenergieverbrauchs sind die Industrie

zu 50 %, der Gebäudebereich

für ein Drittel und der Transportsektor

für etwa 17 % verantwortlich. Im Gebäudebereich

ist Strom fast die alleinige

Wachstumsenergie; Air Conditioning

und verbesserte Ausstattung mit

elektrischen Geräten in den Schwellenländern

sind die entscheidenden

Treiber.

70 % des Anstiegs im Primärenergieverbrauch

sind durch

den Stromsektor bedingt

Die weltweite Stromerzeugung steigt

von 24.816 TWh im Jahr 2016

mit durchschnittlich 2,2 %/Jahr

auf 41.819 TWh im Jahr 2040. In

Transport

Industrie**

Nichtenergetischer

Verbrauch

Gebäude

* Der Primärenergieverbrauch zur Stromerzeugung ist den Endverbrauchssektoren gemäß deren Stromverbrauch zugeordnet.

** Industrie ohne nichtenergetischen Verbrauch

9,4

| | Abb. 6.

Primärenergieverbrauch nach Endverbrauchssektoren bis 2040.

12,2

14,3

16,3

18,0

Quelle: 2018 BP Energy Outlook

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 517

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 518

abso luten Größen nimmt die Stromerzeugung

auf Basis aller Energieträger,

außer Öl, zu. Dies geschieht allerdings

in sehr unterschiedlicher Intensität.

• Erneuerbare Energien lösen Kohle

als wichtigsten Energieträger zur

Stromerzeugung ab. Der Anteil

erneuerbarer Energien (einschließlich

Wasserkraft) steigt von

23 % im Jahr 2016 auf 38 % im

Jahr 2040. Das stärkste Wachstum

vollzieht sich in China. Ab 2030

rückt Indien an die zweite

Position.

• Der Anteil der Kohle sinkt von

39 % im Jahr 2016 auf 28 % im

Jahr 2040.

• Der Anteil von Erdgas bleibt mit

23 % konstant.

• Der Anteil von Kernenergie vermindert

sich von 11 % auf 10 %.

• Öl hält 2040 nur noch unbedeutende

1 % gegenüber 4 % im Jahr

2016.

Primärenergieverbrauch weltweit – Synopse von

Ergebnissen der EIA, IEA, BP und ExxonMobil – bis 2040

in Milliarden Tonnen Öläquivalent (Mrd. toe)

13-14*

11 %

4 %

24 %

33 %

28 %

18,4

17 %

5 %

25 %

31 %

22 %

17,6

18,0

BP EIA-RC IEA-NPS BP-ET ExxonMobil

2016 2040

* Spanne der in den einbezogenen Studien für 2016 angegebenen Werte liegt zwischen 13 und 14 Mrd. toe.

Erneuerbare Energien decken 60 %

des Wachstums des Stromverbrauchs.

Fossile Energien tragen mit 32 % dazu

bei – vor allem Erdgas, aber auch

Kohle. Kohle spielt eine wachsende

Rolle in Indien und anderen asiatischen

Schwellenländern, während

für die Industriestaaten mit einem

Rückgang des Kohle einsatzes zur

Stromerzeugung gerechnet wird.

Kernenergie deckt 8 % des Verbrauchsanstiegs

ab. 90 % des Wachstums

der Kernenergie voll ziehen sich

in China, während die Nutzung der

Kernenergie in den USA und in Europa

an Bedeutung verliert.

Erneuerbare Energien lösen

Kohle als wichtigsten Energieträger

zur Stromerzeugung ab

Die Elektromobilität nimmt künftig

Fahrt auf. Der gesamte Pkw-Bestand

verdoppelt sich laut BP bis 2040 auf

rund 2 Milliarden. Davon entfallen

17,0

Quelle: EIA, International Energy Outlook 2017; IEA, World Energy Outlook 2017; BP Energy Outlook – 2018 Edition;

ExxonMobil, 2018 Outlook for Energy: A View to 2040.

| | Abb. 7.

Synopse von Ergebnissen der EIA, IEA, BP und ExxonMobil zum weltweiten Primärenergieverbrauch bis 2040.

20 %

6 %

25 %

27 %

22 %

21 %

5 %

26 %

27 %

21 %

16 %

7 %

26 %

31 %

20 %

Erneuerbare Energien

Kernenergie

Gas

Öl

Kohle

Stromerzeugung weltweit – Synopse von Ergebnissen der EIA, IEA, BP und ExxonMobil – bis 2040

in 1.000 TWh

42

39

24-25*

23 %

11 %

23 %

4 %

39 %

34

31 %

11 %

26 %

1 %

1 % 31 %

40 %

10 %

23 %

1 %

26 %

BP EIA-RC IEA-NPS BP-ET ExxonMobil

2016 2040

Erneuerbare Energien

Kernenergie

* Spanne der in den einbezogenen Studien für 2016 angegebenen Werte zur Stromerzeugung liegt zwischen 24.000 und 25.000 TWh;

ExxonMobil stellt auf die Stromnachfrage ab, die für 2016 mit 21.300 TWh beziffert wird..

Quelle: EIA, International Energy Outlook 2017; IEA, World Energy Outlook 2017; BP Energy Outlook – 2018 Edition; ExxonMobil,

2018 Outlook for Energy: A View to 2040.

| | Abb. 8.

Synopse von Ergebnissen der EIA, IEA, BP und ExxonMobil zur weltweiten Stromerzeugung bis 2040.

38 %

10 %

23 %

1 %

28 %

34

33 %

12 %

26 %

2 %

27 %

Gas

Öl

Kohle

323 Millionen auf Elektroautos

(169 Millionen Plug-In-Hybrid und

154 Millionen Battery Electric). Das

entspricht 16 % des Gesamtbestandes.

Der Bestand an Pkw mit Verbrennungsmotoren

wird 2040 bei

1.648 Millionen liegen. Öl bleibt der

mit Abstand wichtigste Brennstoff im

Transportsektor. Der Anteil von Öl im

gesamten Transportsegment sinkt von

94 % im Jahr 2016 auf 85 % im Jahr

2040.

Die CO 2 -Emissionen erhöhen sich

im Szenario ET noch um rund 10 %

bis 2040 gegenüber 2016. Das verbindet

BP mit der Aussage, dass ein

umfassendes Bündel zusätzlicher

Maßnahmen notwendig ist, um eine

Entwicklung zu bewirken, die im

Einklang mit dem Pariser Klima-

Übereinkommen steht. Dazu gehöre

insbesondere auch eine globale

Bepreisung von CO 2 .

Bewertung

Im Vergleich zu seinen letztjährigen

Outlooks hat BP die erneuerbaren

Energien deutlich hochgestuft und

den Beitrag von Kernenergie runtergesetzt.

Damit haben die getroffenen

Einschätzungen deutlich an Plausibilität

gewonnen. Ferner wird ein

stärkerer Fuel Switch zugunsten von

Gas und zulasten von Kohle angenommen,

als in Vorjahren. Insbesondere

für Solar- und Windenergie werden

jetzt Zuwachsraten von jährlich 7 %

erwartet, die deutlich über die in

der Vergangenheit getroffenen Annahmen

hinausgehen. Aber auch nach

dieser Neueinschätzung müssen fossile

Energien vergrößerte absolute

Beiträge zur Bedarfsdeckung leisten.

Allein durch die Zuwächse bei erneuerbaren

Energien lässt sich der

wachsende Bedarf im Szenario ET

nicht decken. Ergänzend hat BP in

einem der Zusatzszenarien, dem Even

Faster Transition (EFT-Szenario) ermittelt,

was passieren müsste, um

dem 2-Grad-Ziel gerecht zu werden.

Dazu müssten die CO 2 -Emissionen bis

2040 um 40 % gegenüber dem Stand

des Jahres 2016 sinken. Die größte

An passungslast wird in diesem Szenario

dem Stromerzeugungs sektor zugeschrieben.

Der wäre bis 2040 fast

vollständig zu dekar boni sieren, unter

anderem auch durch beschleunigte

Implemen tierung der Technologie der

CO 2 - Abscheidung und -Nutzung bzw.

-Speicherung.

Fazit

Der Zeithorizont aller vier in den

Vergleich einbezogenen Studien

reicht bis 2040. Dies erlaubt einen

Energy Policy, Economy and Law

Scenarios and Forecasts on the Development of World Energy Supply ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Vergleich der zentralen Erkenntnisse,

die für diesen Zeitraum benannt

werden (Abbildung 7). Gemeinsame

Ergebnisse der in die Synopse einbezogenen

Zukunftspfade sind:

• Der weltweite Primärenergieverbrauch

steigt auch künftig

weiter an – getrieben durch den

wachsenden Wohlstand der

Schwellenländer.

• Die Zuwachsraten des Primärenergieverbrauchs

sind allerdings

deutlich niedriger als in der

Vergangenheit.

• Der Stromverbrauch nimmt etwa

doppelt so stark zu wie der Primärenergieverbrauch

(Abbildung 8).

• Der Energiemix ändert sich. Insbesondere

Solar- und Windenergie

verzeichnen hohe Wachstumsraten.

Erneuerbare Energien entwickeln

sich zur wichtigsten Säule

der Stromerzeugung.

• Fossile Energien behalten auch

künftig eine zentrale Rolle für

das globale Energieversorgungssystem.

• Die wachsende Nachfrage nach

fossilen Energien richtet sich vor

allem auf Erdgas, während der

Kohleverbrauch praktisch stagniert.

Öl bleibt im Transportbereich

die dominierende Energiequelle

– trotz der zunehmenden

Elektrifizierung.

Unterschiede zeigen sich insbesondere

hinsichtlich der Einschätzung

zum künftigen Energiemix. Dies gilt

vor allem für die Rolle der neuen

erneuerbaren Energien, wie Sonne

und Wind. Dafür weisen die IEA im NP

Szenario und BP im ET Szenario für

den Zeitraum 2016 bis 2040 mit

durchschnittlich 7,0 % pro Jahr die

höchsten Wachstumsraten, während

die EIA im RC und ExxonMobil nur auf

4,6 % pro Jahr kommen. Mit diesem

unteren Wert dürfte die tatsächlich zu

erwartende Entwicklung deutlich

unterschätzt werden.

Größte Herausforderung bleibt

der Klimaschutz. Bei allen in den

Vergleich einbezogenen Zukunftspfaden

wird das in Paris vereinbarte

Klima-Ziel deutlich verfehlt. Nur im

SD-Szenario der IEA und im EFT-

Szenario von BP wird das 2-Grad-Ziel

erreicht, dies aber per Definition. In

diesen beiden Zielszenarien wird

deutlich, dass global verstärkte politische

Rahmensetzungen zugunsten

des Klimaschutzes unter Nutzung

aller verfügbaren Optionen notwendig

wären, also neben verstärkter

Effizienzsteigerung, der gesteigerte

Ausbau erneuerbarer Energien, die

Nutzung der Kernenergie und die

breite Implementierung der Technologie

der Abscheidung und Nutzung

bzw. Speicherung von CO 2 .

Author

Dr. Hans-Wilhelm Schiffer

Executive Chair World Energy

Resources, World Energy Council,

London und Vorsitzender der

Arbeitsgruppe Energie für Deutschland

des Weltenergierat

Berlin, Deutschland

DATF EDITORIAL NOTES

519

Notes

Nuclear Power Estimates for the Period up to 2050

In its annual publication “Reference Data Series No. 1”, the IAEA shows estimated trends of energy, electricity and nuclear power up to the

year 2050. The analysis is based on various international studies, including the IEA’s World Energy Outlook 2017. Projections of nuclear

power are presented as low and high estimates encompassing the uncertainties inherent in projecting trends.

World Nuclear

Electrical Generating Capacity

In the high case, the world nuclear electrical generating capacity is

projected to increase to 511 GWe by 2030 and to 748 GWe by 2050,

which means a 90 % increase of capacity by 2050 compared to the

year 2017.

In contrast, the low case shows a gradually decline until 2040

and then rebound to the 2030 level by 2050.

800

700

600

500

400

300

200

100

0

Source: IAEA

392

352

511

323

641

356

748

Low High Low High Low High

2017 2030 2040 2050

World Nuclear Electrical Generating Capacity

Nuclear Electrical Generating Capacity

in the Combined Regions of Northern,

Western and Southern Europe

Due to the phase-out of nuclear power of several countries, the

nuclear electrical generating capacity of Northern, Western and

Southern Europe shows a decline in both low and high scenarios. The

regions’ nuclear power capacity will therefore change significantly in

the coming years. The capacity will reach 34 GWe (low) respectively

73 GWe (high) by 2050.

120

100

80

60

40

20

0

111

66

97

48

94

34

73

Low High Low High Low High

2017 2030 2040 2050

Nuclear Electrical Generating Capacity in the Combined Regions

of Northern, Western and Southern Europe

For further details

please contact:

Nicolas Wendler

DAtF

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

Germany

E-mail: presse@

kernenergie.de

www.kernenergie.de

DAtF Notes


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

520

SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW

Umlagebescheide und Standortsuche:

Kleiner Zuständigkeitswechsel – große Wirkung?

Marc Ruttloff

Manchmal kommen die Dinge recht unscheinbar daher. Das lässt sich gewiss nicht insgesamt über das Stand ort auswahlgesetz

– StandAG sagen. Dies zeigt eindrucksvoll sein § 1, in dem der Zweck des Gesetzes auf nicht weniger als sechs

Absätzen umschrieben wird. Eine wesentliche Quintessenz ergibt sich aus § 1 Abs. 2 Satz 1 StandAG, der die Zweck bestimmung

zusammenfassend wie folgt zusammenfasst: „Mit dem Standortauswahlverfahren soll in einem partizipativen, wissenschaftsbasierten,

transparenten, selbsthinterfragenden und lernenden Verfahren für die im Inland verursachten hochradioaktiven

Abfälle ein Standort mit der bestmöglichen Sicherheit für eine Anlage zur Endlagerung nach § 9a Absatz 3 Satz 1 des Atomgesetzes

in der Bundesrepublik Deutschland ermittelt werden.“

Das 2013 erlassene StandAG wurde vor Einleitung des Standortauswahlverfahrens

schließlich der „Kommission Lage rung

hoch radioaktiver Abfallstoffe“ (Endlagerkommission) beim

Deutschen Bundestag zwecks Erörterung und Klärung von

Grundsatzfragen für die Entsorgung insbesondere hochradioaktiver

Abfälle, von allem auch zu Ausschlusskriterien, Mindestanforderungen

und Abwägungskri terien für die Standortauswahl

sowie zu den Anforderungen an das Verfahren des Auswahlprozesses

und die Prüfung von Alternativen, eingesetzt.

Die Kom mission beschloss nach knapp zweijähriger Arbeit ihren

Abschlussbericht zum Stand ort aus wahl verfahren am 27. Juni

2016. Der Kommissionsbericht enthält ins besondere Empfehlungen

zu einem umfassenden Beteiligungsverfahren, zum Ablauf

des Standortaus wahl ver fahrens sowie zu einem erweiterten

Rechtsschutz im Auswahlverfahren. Diese Empfehlungen

mündeten sodann in einen kompletten Neuerlass des StandAG

durch das „Gesetz zur Fortentwicklung des Gesetzes zur Suche

und Auswahl eines Standortes für ein Endlager für Wärme entwickelnde

radio aktive Abfälle und anderer Gesetze“ vom 5. Mai

2017 – BGBl. I 1074. Die Amtliche Gesetzes begründung umfasst

allein 80 Seiten (BT-Drs. 18/11398).

Die §§ 30 ff. regeln das Verfahren zur Ermittlung des Umlagebetrages

sowie zur Einziehung der Umlage und zu den durch

die Umlagepflichtigen zu leistenden Voraus zahlungen Diese

Vorschriften sind im Wesentlichen unverändert geblieben, nur

ihre Paragrafenzahlen haben sich durch gewisse Einfügungen

nach hinten verschoben. Umlagepflichtig sind nicht nur Betreiber

von Kernkraftwerken sowie Anlagen zur Be- und Verarbeitung

von Kernbrennstoffen (§ 7 AtomG), sondern auch Inhaber

von Genehmigungen zur Aufbewahrung (§ 6 AtomG) sowie zur

Be- und Verarbeitung von Kernbrennstoffen außerhalb genehmigungsbedürftiger

Anlagen (§ 9 AtomG), ferner – als Auffangtatbestand

– jeder, der eine Genehmigung zum Umgang mit radioaktiven

Stoffen gemäß § 7 StrlSchVO innehat. Neben

redaktionellen Folgeänderungen (Er setzung des Begriffs

„Öffent lichkeitsbeteiligung“ durch „Beteiligungsverfahren“,

etc.) liegt die einzige wesentliche Neuerung darin, dass nunmehr

das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und

nukleare Sicherheit (BMU) für die Festsetzung und Einziehung

der durch das Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit

sowie den Vorhaben träger, derzeit die Bundesgesellschaft

für Endlagerung (BGE), ermittelten Umlagebeträge zuständig

ist. Doch welche Erwägungen stecken hinter dieser Zuständigkeitsverlagerung

und Hochzonung auf das Bundesministerium?

Die ansonsten so redselige Amtliche Gesetzesbegründung

fällt hier bemerkenswert und uninformativ aus: „Gegenüber

dem bisherigen Standortauswahlgesetz wird nunmehr das

Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit

die Kosten erheben“ (BT-Drs. 18/11398, S. 73).

Und auch der Bericht der Endlagerkommission enthält hierzu

nichts Erhellendes.

Die Rolle des BMU in diesem Zusammenhang ist sehr zurückgenommen.

Ausgangspunkt ist die gemäß § 30 StandAG

zu erstellende Jahresrechnung. Diese bildet die Grundlage für

die Berechnung der von den einzelnen Umlagepflichtigen zu

Spotlight on Nuclear Law

Apportionment Decisions and Site Search: Small Change of Jurisdiction – Big Effect? ı Marc Ruttloff

leistenden Beträge. Hierzu stellen der Vorhabenträger sowie

das Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit

jeweils gesondert im Rahmen einer Einnahmen-Ausgaben-

Rechnung fest, welche gemäß § 28 Abs. 2 StandAG umlagefähigen

Kosten ihnen im Zusammenhang mit der Standortsuche

im Rechnungsjahr entstanden sind. Für die Umlagepflichtigen

wird somit transparent, für welche Ausgaben sie konkret

herangezogen werden. Die Abschlussprüfung durch einen

Wirtschaftsprüfer bzw. eine Wirtschaftsprüfungsgesellschaft

sowie der Genehmigungsvorbehalt zugunsten des BMU sollen

die ordnungsgemäße Aufstellung gewährleisten. Der Vorhabenträger

sowie das Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit

ermitteln also jeweils die entsprechenden

Umlagebeträge und übermitteln diese an das BMU.

Das BMU setzt die durch das Bundesamt für kerntechnische

Entsorgungssicherheit sowie den Vorhabenträger

ermittelten Umlagebeträge fest, es besteht kein Ermessenspielraum

(„hat … festzusetzen“). Die Kontrollbefugnis dürfte

sich hierbei auf offensichtliche Fehler bei der Zuordnung zu

den einzelnen Umlagepflichtigen beschränken. Eine weitergehende

Prüfung dürfte dem BMU auch kaum möglich sein,

da der technische Sachverstand vollständig bei dem Vorhabenträger

und beim Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit

gebündelt ist. Das BMU dürfte faktisch daher

in dieser Hinsicht bei dem Erlass der Bescheide nicht viel mehr

als ein „Schreib-Büro“ sein können.

Dieser Übergang der Festsetzungsbefugnis vom Bundesamt

für kerntechnische Entsorgungssicherheit auf das BMU

als eine oberste Bundesbehörde hat jedoch eine wichtige verwaltungsprozessuale

Konsequenz, über die in der Gesetzesbegründung

kein Wort verloren wird: Vor Anfechtung der

Festsetzungsbescheide ist nunmehr kein Widerspruchsverfahren

mehr erforderlich – und damit auch nicht mehr statthaft,

vgl. § 68 Abs. 1 S. 2 Nr. 2 VwGO. Und vor den Verwaltungsgerichten

findet nur eine Überprüfung der Recht mäßigkeit

der Umlagebescheide statt. Im Widerspruchs verfahren kann

hingegen grundsätzlich auch die Zweck mäßigkeit kontrolliert

werden. Kurzum: Ohne Widerspruchsverfahren auch keine

Zweckmäßigkeitskontrolle.

Erinnern wir uns an dieser Stelle nochmals an die oben

zitierte Umschreibung der Zweckbestimmung des Gesetzes,

wo von „einem partizipativen, wissenschaftsbasierten, transparenten,

selbsthinterfragenden und lernenden Verfahren“

die Rede ist. Müssen diese Grundsätze konsequenterweise

nicht auch auf die Ermittlung der Kosten und deren Um lage

auf diejenigen, die diese Kosten im Ergebnis zu tragen haben,

Anwendung finden? Auch dazu äußert sich die Amtliche

Gesetzesbegründung nicht. Manchmal sagt Schweigen mehr

als 1000 Worte.

Author

Dr. Marc Ruttloff, Rechtsanwalt

Gleiss Lutz

Lautenschlagerstr. 21

70173 Stuttgart, Deutschland

Friedrichstraße 71

10117 Berlin, Deutschland


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning:

An Integrated Safety Approach

Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick

Introduction Laser cutting has been proposed as a method of size-reduction of active materials for operations such

as nuclear decommissioning. Laser cutting combined with semi-automated control is faster and far more efficient than

conventional cutting techniques and will produce less secondary waste.

The key potential benefits over traditional

cutting methods in terms of

reducing the risk to As Low As Reasonably

Practicable (ALARP) include:

• Narrower kerf widths than traditional

hot cutting methods, resulting

in reduced dross and fumes,

leading to less radioactive contamination

and waste.

• No vibration transferred into the

waste piece which could mobilise

contamination.

• Less thermal energy imparted

into the cut materials than other

hot cutting methods, therefore

reducing the risk of volatilising

contamination.

• No consumables required for laser

cutting, which generate secondary

waste.

The use of laser cutting is a mature

technology in widespread use in other

industries and the modular design

offers the capability of being scaled

to meet nuclear requirements and

remote deployment. During cutting,

there are no reaction forces and

cutting can be achieved on difficult

shapes. The cutting tool is lightweight

and the equipment has good tolerance

to stand-off control which is a great

benefit for remote operations in active

areas.

The NNL robot controlled laser

cutting demonstration facility is a first

| | Fig. 1.

NNL Robot Controlled Laser Cutting Facility.

of a kind full-scale replica of an

existing active handling enclosure

operated by NNL. The replica demonstration

facility has recently been

constructed at the NNL Preston Laboratory

and is claimed to be the world’s

most advanced per manent robot

controlled laser cutting system in an

active nuclear environment.

Major world first achievements by

NNL’s demonstration facility include

the integration of an air-cooled laser

head in an active environment; point

cloud data acquisition on an industrial

robot and a semi-automated system

that provides path planning and executes

a cut without teleoperations.

NNL’s Robot Controlled Laser Cutting

Facility employs an industrial

robot arm with a 5kW infra-red laser

equipped with a series of two fibre

optic cables connected in series, and an

air-cooled laser cutting head. The facility

is equipped with a Local Exhaust

Ventilation (LEV) system and has been

used to perform a variety of novel trials

to provide unique information on fume

generation. The results of the active

experiments on fume generation from

NNL’s Robot Controlled Laser Cutting

Facility, will allow aleatory and epistemic

uncertainties when using lasers

within decommissioning environments

to be refined and disseminated to the

wider nuclear industry.

This paper provides an overview of

the production of an integrated fit for

purpose safety case for NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility starting

with consideration of regulatory

requirements from a United Kingdom

(UK) perspective. The safety case for

the facility is based upon on a robust

defence in depth Hazard Management

Strategy (HMS) which has been used

to identify safety measures which are

proportionate to hazard severity. The

development of an integrated safety

case approach for the facility has enabled

the often competing needs of different

hazard disciplines to be harmonised

and managed.

Figure 1 shows a Computer Aided

Design (CAD) model of NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility.

Assessment of hazards

Regulation and legal

requirements

The civil nuclear industry worldwide

is regulated to ensure that activities

related to nuclear energy and ionising

radiation are conducted in a manner

which adequately protects people,

property and the environment.

In the UK, the Office for Nuclear

Regulation (ONR) is the agency

responsible for the licensing and

regulation of nuclear installations

and the legal framework for the

nuclear industry is based around the

Health and Safety at Work Act

( HSWA) [1], the Energy Act, [2] and

the Nuclear Installations Act (NIA),

[3].

A fundamental requirement cited

in UK legislation is that risks be

reduced to ALARP. This principle

provides a requirement to implement

proportionate measures to reduce risk

where doing so is reasonable. The

ALARP principle is applied by

adhering to established good practice,

or in cases where this is unavailable,

it is applied to demonstrate that

measures have been implemented

up to the point where the cost of

additional risk reduction is disproportionate

to the benefit gained.

521

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT

Decommissioning and Waste Management

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning: An Integrated Safety Approach ı Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 522

| | Fig. 2.

Range of Hazards Considered for Robot Controlled Laser Cutting Facility.

The range of UK regulatory

requirements addressed during the

installation and operation of NNL’s

Robot Controlled Laser Cutting

Facility included the following: Fire

Precautions Act [4]; Electricity at

Work Regulations [5]; Control of

Substances Hazardous to Health

Regulations (COSHH) [6]; Pressure

Systems Regulations; Provision and

Use of Work Equipment Regulations

(PUWER) 1992 [7]) and Environmental

Permitting Regulations [8]. The

requirements of relevant standards

including; the Safe Use of Lasers

(BE EN 60825-1 [9] and BS EN ISO

11553-1 [10]), and the use of Robots

(BS EN ISO 10218-1:2011 [11] and BS

EN ISO 10218-2:2011 [12]) were also

considered.

Safety case

Figure 2 provides an overview of the

hazards considered for NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility.

The primary focus of this paper

is on the integrated Safety Case

approach to the management of the

combination of the key radiological,

chemotoxic, laser, and robotic/

Programmable Logic Controller (PLC)

hazards.

The approach for developing

the NNL’s Robot Controlled Laser

Cutting Facility safety case is

summarised as:

• Identification of hazards

• Assessment of hazards and identification

of suitable safety measures

• Substantiation of safety measures

• Implementation of safety measures

A structured and systematic examination

of NNL’s Robot Controlled

Laser Cutting Facility has been undertaken

using HAZard and OPerability

(HAZOP) studies to identify potential

problems that may represent risks to

personnel or equipment, or prevent

efficient operation.

Hazards are then assessed and

safety measures are identified in the

safety case.

The foundation of NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility HMS

is based upon a hierarchical approach

to safety measures (i.e. ERICPD)

which is used to minimise or eliminate

the exposure to hazards:

• Elimination of the hazards wherever

possible,

• Reduction of the hazard by substitution

with a less hazardous form

if possible,

• Isolation and Control of the hazard

with Passive / Engineering controls

to prevent/mitigate the

hazard where appropriate,

• Reliance upon Personal protective

control to mitigate the hazard, and

Discipline with procedural controls

is the ‘last line’ of defence.

The HMS developed for the facility

has been used to identify safety

measures which are proportionate to

hazard severity and demonstrate

there is sufficient strength in depth

and the risk is ALARP.

The key radiological, chemo toxic,

laser and robotic/PLC hazards are

discussed in further detail below

together with the development of a

method to be harmonised and

managed taking into consideration

the competing needs of different

hazard disciplines.

Radiological assessment

Laser cutting for nuclear decommissioning

has the potential to disturb

contamination present on the surface

of the substrate, or contained inside

vessels being cut resulting in the

volatilisation of material leading to

the formation of submicron particles.

Trials using NNL’s Robot Controlled

Laser Cutting Facility have

shown that all of the loose contamination

present within the cut path

could be made airborne and further

experimental work is currently being

undertaken to provide clarity. The

impact upon any loose material and

volatile radionuclides in the vicinity of

the cut path is also considered.

The radiological safety assessment

follows a rigorous process and is

required as part of Nuclear Installations

Site Licence Con ditions.

The individual hazards identified

by HAZOP studies for NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility are

presented in the form of a number of

fault sequences. Each fault sequence

starts with an initiating event that

could lead to unwanted consequences

and places a demand on a set of safety

measures. The assessment of the fault

sequence includes failure of some or

all of these safety measures.

The radiological safety assessment

specifies the Engineering and/or

Operational Safety Measures that

need to be in place to minimise the

risks to acceptable levels, ie ALARP

and ensure the adequacy of safety.

The concept of defence in depth is

fundamental to radiological safety to

prevent accidents and if pre vention

fails, to limit potential consequences.

For significant faults (>20mSv to

worker and >0.1mSv public) Design

Basis Analysis (DBA) requires the

designation of a passive safety

measure, (such as the laser cutting

facility enclosure wall), or two key

independent safety measures, (such

as high integrity door interlock

arrangements and other Control,

Electrical and Instrumentation Equipment

(CE&I) with predefined action

on failure and substitution arrangements).

Alternatively, it is possible in

some instances for Operational Safety

Measures to be claimed, which must

be carried out to prevent possible

harm /dose uptake.

For lesser significant faults, DBA

requires the designation of one safety

measure, which can either be passive,

or an item of CE&I equipment that

does not need to have any predefined

action on outage or substitution

arrangements. Alternatively, it is

possible to in some instances for

Operational Safety Measures, about

operator actions, or plant conditions

to be claimed which support the safety

case.

There is no requirement to iden tify

any safety measures in the safety case

for radiological hazards which fall

below the site low consequence

thresholds.

The various engineering safety

measures in the safety case are

Decommissioning and Waste Management

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning: An Integrated Safety Approach ı Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

uniquely identified as a Structure,

System, or Component (SSC) and the

safety function and performance

requirement of each is recorded in an

Engineering Schedule along with

their required Safety Function Class

(SFC) / Safety Integrity Level (SIL).

The operational safety measures and

compliance arrangements are defined

within a Clearance Certificate.

The reason for identifying Engineering

and/or Operational Safety

Measures is to highlight their importance

to safety on plant. This

enables suitable and where appropriate,

substitution arrangements to

be put in place and safe operating

methods to allow operations to proceed

safely.

The safety case for NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility also

requires consideration of the need for,

and if necessary, the identification of

Operating Rules to define the safe

operating envelope of the facility.

These and any operational safety

measures are identified with a unique

reference number and presented in an

Operational Clearance Certificate.

The Clearance Certificate maps all the

measures to the relevant plant level

control documents eg, Operator

Instructions, Proof Test Instructions

and compliance Record Sheets to

demonstrate compliance with the

relevant demands of the safety case.

Inactive and active commis sioning

of NNL’s Robot Controlled Laser

Cutting Facility forms part of the

substantiation approach for the

facility and provides feedback on

the adequacy of engineered safety

measures defined in the safety assessments

and design engineering documents

within the safety case.

Chemotoxic assessment

Laser cutting for nuclear decommissioning

has the potential to result in

non active toxic chemical releases

from the surface of the substrate, or

the release from material which may

inadvertently be present inside vessels

when being cut. The use of some assist

gasses used during cutting operations

may also present a potential asphyxiation

hazard.

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DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 523

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Laser Cutting for Nuclear Decommissioning: An Integrated Safety Approach ı Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick


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DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 524

| | Fig. 3.

Range of Hazards Considered for Robot Controlled Laser Cutting Facility.

| | Fig. 4.

Laser Area Classification System.

The defence in depth approach

adopted for the safety assessment of

chemotoxic hazards is broadly to

similar to that described above for

radiological hazards, with indivi dual

hazards identified by HAZOP studies

and consequences based on industry

standard Hazard Class and Category

Codes, Hazard Statement Codes and

Dangerous Toxic Loads (DTL).

For significant chemotoxic faults

(operator fatality, or serious danger to

public) the designation of a passive

safety measure, or two independent

safety measures is required. Alternatively,

it is possible to claim Operational

Safety Measures, which must

be carried out to prevent chemotoxic

exposure.

For lesser significant chemotoxic

faults, (serious harm relates lower tier

chemotoxic hazards, which could

result in an operator being seriously

injured requiring prolonged medical

treatment, or, physical distress to

a member of public), require the

designation of one safety measure or

alternatively, it is possible to in some

instances to claim Operational Safety

Measures, about operator actions, or

plant conditions which support the

safety case.

There is no requirement to iden tify

any safety measures in the safety case

for chemotoxic hazards for which fall

below the low consequence chemotoxic

thresholds, with residual risk

being addressed by COSHH assessments.

The philosophy for the identification,

designation and substantiation

of chemotoxic safety measures is

performed in a broadly similar way to

the radiological approach described

earlier.

Laser assessment

In the UK lasers and laser systems fall

into 7 categories: 1; 1M; 2, 2M; 3R; 3B

and 4, where Class 1 is the safest class

and Class 4 is the most potentially

hazardous. The 5kW laser used within

NNL’s Robot Controlled Laser Cutting

Facility is a Class 4 laser. The high

energy of these lasers makes them

suitable for metal cutting applications,

and also renders them capable

of causing severe injury to eyes and

skin, and of posing a fire hazard.

Exposure to direct or scattered

laser light presents a direct hazard

from risk of injury to the skin or eyes

when Maximum Permissible Exposure

(MPE) levels are exceeded. There

is a possibility of life changing injury

( including blindness) from this

hazard, or theoretically, death. Most

high power lasers used for cutting do

not utilise visible spectrum light,

therefore there may be a risk to operators

who could become inadvertently

and unknowingly exposed to harmful

quantities of invisible laser energy. In

addition, laser cutting a substrate

gives rise to fumes containing

Area Description Comment

L4

L3

L2

L1

This is an area in which laser

cutting will be undertaken,

with no man entry area or

personnel to access the location.

This is an area in which laser

cutting will be undertaken where

man access is required for routine

operations/ maintenance, or

recovery from fault conditions.

This is an area in which no laser

use will be undertaken. However

it is in area adjacent proximity to

an L3/4 area. Personnel in this

area could be exposed to laser

light if the barrier between the

areas is compromised.

This is an area at a sufficient

distance from the laser that harm

to personnel is not credible.

| | Tab. 1.

Laser Area Descriptions.

particulate within the respirable size

range of 0.1-10 mm, which poses a serious

operator hazard of harmful

parti culate inhalation.

Laser cutting deployment in a

nuclear decommissioning environment

has the potential to result in a

radiological and/or non-active chemical

airborne release as discussed

previously. Laser cutting is carried out

with an assist gas, which itself may

disturb loose contamination on the

surface of the substrate. The potential

for the assist gas to impact upon fixed

ventilation systems should also be

considered.

Further indirect hazards relevant

to the nuclear industry may include

mis-direction of the laser beam

resulting in accidental breaches to

radiological or chemical containment

plants. Such an event could cause a

release of activity or chemical toxins

into the operator’s surroundings or

off-site. There is also the potential of

laser damage to radiological/chemotoxic

safety significant equipment and

ignition of materials.

The Safety Case for NNL’s Robot

Controlled Laser Cutting Facility developed

a unique approach to area

classification for the application of

high powered lasers in nuclear operations

to facilitate the production of a

robust and proportionate HMS. The

area classification system allows potential

consequences and expected

controlled measures required to be

readily identified in a proportionate

manner. Four distinct areas are identified

based upon the type of access

The ‘not credible’ argument is based

on specific areas which personnel are

not able to access such as a radiological

shielded cell. If access could occur,

and prevention is reliant upon safety

measures the area should be considered

an L3 area.

The ‘credible’ argument is mitigated

by procedural control and safety interlocks

to prevent operator exposure

during man access area entry.

The ‘credible’ argument is mitigated

by safety measures to prevent operator

exposure in an area adjacent to an L3/

L4 area.

The ‘not credible’ argument is based

on distance of the operator from the

laser beam so that they are beyond

the Nominal Ocular Hazard Distance

(NOHD)

Decommissioning and Waste Management

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning: An Integrated Safety Approach ı Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick


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required and whether there is a potential

for exposure to personnel of laser

light (Figure 3).

An overview of the laser area

classification approach is provided in

Figure 4, and Table 1.

The laser area classification

approach is supported by a significant

volume of experimental data on

the vulnerability of construction and

containment materials to exposure to

laser light at varying distances

and laser powers collated by NNL.

Reference to this information is key

when assessing the potential for

damage to the containment structure

and also consideration of the adequacy

of human response times.

The potential consequences arising

from the use of a 5kW infra-red laser

in NNL’s Robot Controlled Laser

Cutting Facility range from asset

damage, personnel exposure resulting

in injuries, to death in the worst case.

The Laser Safety Assessment uses

a standard frequency/consequence

matrix approach with risk scores

being broadly defined as Acceptable,

Tolerable, or Intolerable. Suitable

and proportionate defence in depth

Engineering and/or Operational

Safety Measures are identified to

ensure the risk is reduced to a score

of Acceptable and ALARP. The philosophy

for the identification, designation

and substantiation of laser

safety measures is performed in a

broadly similar way to the radiological

approach described earlier.

Robot safety assessment

NNL’s Laser Cutting Facility is

equipped with a robot fitted with a

laser which enables selective, semiautonomous

controlled laser cutting

for disassembly within an enclosed

space [13] [14].

The robot used in NNLs Laser Cutting

Facility is a proprietary KR series

KUKA, with local access to an automated

tool changing station, allowing

the robot to switch between environment-scanning

equipment (such

as a point-cloud camera) and an

attachable 5 kW laser cutting head

(Figure 5).

| | Fig. 5.

View from Inside of Enclosure.

Operation of this system is possible

in two modes: a manual mode, where

cuts are pre-planned by operators

along a fixed path using KUKA’s Robot

Language (KRL) and a semi-autonomous

mode, where the cutting path

between two operator selected points

is calculated by external control

software.

The Robot Safety Assessment uses

a standard frequency/consequence

matrix approach. with risk scores

being broadly defined as Acceptable,

Tolerable or Intolerable. Suitable

and proportionate defence in depth

Engineering and/or Operational

Safety Measures are identified to

ensure the risk is reduced to a score

of Acceptable and ALARP. The philosophy

for the identification, designation

and substantiation of robot safety

measures is performed in a broadly

similar way to the radiological approach

described earlier.

As the design of NNL’s Robot Controlled

Laser Cutting Facility does

not permit operation of the robot

with operators in close proximity, the

main safety concern relate to impact

damage resulting in the potential for

a radiological and/or chemotoxic

release, or stray laser light hazards

due to failure of the enclosure containment.

There are multiple of safety systems

implemented within the robotic

system; these focus on limiting the

robot’s movement to a controlled safe

working area, providing additional

laser firing safety inputs, and reducing

the amount of human intervention

required in order to reduce rig downtime.

The access door to the cutting

enclosure is interlocked with the laser

activation and robotic movement to

prevent access to the cutting enclosure

during usage.

The KUKA robot has physical

hard-stops installed in each joint to

limit robot joint range to prevent any

potential damage to the enclosure

structure. As an additional work-space

control for laser safety, one input to

the laser firing system is triggered

only if the robot is physically located

in a pre-defined cutting area. The

robot controller uses PLC logic to

determine when the laser should be

enabled; these were only set during

pre-defined laser cutting programs.

Both the laser and robotic systems

have dead-man handles that must

be used to action any activity. An

additional emergency stop system

which completely powers down

the full system provides further

defence in depth.

Integrated safety case

For the purposes of NNL’s laser cutting

trial programme, the HMS for radiological

/chemotoxic hazards is mainly

reliant upon claims on containment

and limiting the quantity and type of

materials used on test pieces to ensure

any potential consequences were

below the low consequence threshold.

The inherent laser hazards provides

the most significant risk associated

with the facility, and of these, the

potential for persons to be within the

enclosure during cutting or maloperation

of the robot/laser resulting in

damage to the containment structure

resulting in a subsequent radiological/chemotoxic

release and/or release

of stray laser light are of greatest

concern.

This has led to the requirement for

the identification of high integrity

independent safety measures and

operational safety measures to be

identified within the safety case

purely from a laser and robotic

perspective. The philosophy for the

identification and designation of the

laser and robotic safety measures was

performed in a broadly similar way to

the radiological approach described

earlier. However, the substantiation of

the CE&I equipment has been undertaken

to meet fit for purpose industry

standards for lasers and robots, rather

than usual nuclear standards, because

any potential radiological consequences

are below the lower consequence

threshold.

The methods described above

provide confidence to ensure that a

suitable assessment methodology is in

place to prepare a robust safety case

for any future deployment of NNL’s

Robot Controlled Laser Cutting

Facility in a potential high radiological/chemotoxic

consequence environment.

Acknowledgments

NNL collaborated with project partners,

OC Robotics, TWI, ULO Optics

and Laser Optical Engineering in the

nuclearisation and development of

this unique solution in response to

the growing appetite to increase the

use of robotics and automation in the

nuclear decommissioning sector

coupled with the a specific requirement

to provide size reduction and

packaging of contaminated vessels.

This is the largest funded project

to come out of Innovate UK, with

additional funding provided by NDA

and BEIS who all advocate the inclusion

of small to medium enterprises in

the nuclear decommissioning sector.

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 525

Decommissioning and Waste Management

Laser Cutting for Nuclear Decommissioning: An Integrated Safety Approach ı Howard Chapman, Stephen Lawton and Joshua Fitzpatrick


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 526

Revised version of a

paper presented at

the Annual Meeting

of Nuclear Technology

(AMNT 2017), Berlin.

The advancement of this project has

allowed NNL’s partnering companies

to be involved in the decommissioning

of large quantities of contaminated

metal vessels and pipework on active

nuclear sites going forward.

NNL would also like to thank

subcontractors IPG, SPI, Orange Automation,

ARM Robotics and KUKA for

their technical support.

References

[1] United Kingdom Government,

“Health and Safety at Work Act,” 1974.

[2] United Kingdom Government,

“Energy Act,” 2013.

[3] United Kingdom Government,

“Nuclear Installations Act,” 1965.

[4] United Kingdom Government,

“Fire Precautions Act,” 1971.

[5] United Kingdom Government, “The

Electricity at Work Regulations,” 1989.

[6] United Kingdom Government,

“The Control of Substances Hazardous

to Health Regulations,” 2002.

[7] “The Provision and Use of Work

Equipment Regulations,” 1998.

[8] United Kingdom Government, “The

Environmental Permitting Regulations

(England and Wales),” 2016.

[9] British Standards Institution (BSI),

“BS EN 60825-1:2014, Safety of laser

products. Equipment classification and

requirements.,” 2014.

[10] British Standards Institution (BSI),

“BS EN ISO 11553-1:2008, Safety of

machinery. Laser processing machines.

General safety requirements,” 2008.

[11] British Standards Institution (BSI),

“BS EN ISO 10218-1:2011, Robots and

robotic devices. Safety requirements

for industrial robots. Robots,” 2011.

Determination of Minor Actinides

in Irradiated Fuel Rod Components

Ron Dagan, Michel Herm, Volker Metz and Maarten Becker

[12] British Standards Institute (BSI),

“BS EN ISO 10218-2:2011, Robots and

robotic devices. Safety requirements

for industrial robots. Robot systems

and integration,” 2011.

[13] J. Aitken, A. Shaukat, E. Cucco, L.

Dennis, S. Veres, Y. Gao, M. Fisher, J.

Kuo, T. Robinson and P. Mort,

“ Autonomous Nuclear Waste Management,”

IEEE Intelligent Systems, 2017.

[14] V. Ortenzi, N. Marturi, M. Mistry, J. Kuo

and R. Stolkin, “Vision-based framework

to estimate,” International

Journal of Robotics Research (IJRR).

Authors

Howard Chapman

Stephen Lawton

Joshua Fitzpatrick

National Nuclear Laboratory

NNL, 5th Floor Chadwick House

Birchwood Park, Warrington,

Cheshire, WA3 6AE,

United Kingdom

This study is sequential to the work presented in the AMNT meeting in 2016 concerning the measurement and

simulation of several isotopes, in particular C-14 and Cs-137 in components of an irradiated PWR fuel rod segment. The

current research deals with minor actinides (MA) inventory within the Zry-4 cladding sampled from the of the fuel rod

segment. The relevance of MA for the fuel waste is evident; being important long lived radio-toxic contributors besides

long lived fission and activation products such as I-129 and C-14. The current study shows that the amount of minor

actinides is only partially due to traces of Uranium entering, during the manufacturing process, to the cladding. The

major concentration of MA is found on the inner surface of the cladding and is corollary to friction between pellets and

the inner surface of the cladding during the fabrication of fuel rods.

Moreover, the comparison between

numerical simulations and measurements

lead in addition to identify the

mobility strength of some isotopes

like Cs-137 based on the knowledge

gained from the MAs. In particular,

it was shown that more than half

of the Cs-137 which was found

within the Zry-4 comes, most probably,

from the adjacent pellets.

This fact emphasizes the likelihood

of Cs-137 to be released, also to

the environment, under unforeseen

incidents.

Introduction

The identification of MA vector in

spent nuclear fuel assemblies is of

highly importance not only as far as

the disposal of the waste is concerned,

but rather also as measurement of

the quality of the simulation for the

burning cycles during the operation

of the reactor.

The depiction of the MA inventory

in the cladding is more cumbersome,

as the amount of uranium traces

within the cladding is small and

demands thereafter very accurate

calculations. Moreover, the manufacturing

of fuel rods evolves abrasion

during the pressing of the fuel pellets

into the cladding. The contamination

of Uranium on the inner surface of

the cladding can reach a depth of

25 μm. A combined analysis based on

cal culations and measurements can

allow for estimation of the amount of

MA and in particular the origin of it.

The performed measurements

contain surface sensitive techniques

and digestion of cladding specimens

for (radio) chemical analysis which

are compared against numerical calculations

to assess the radionuclide

inventory of the Zry-4 cladding. Complementary

(radio) chemical analysis

methods are used e.g. alpha- and

gamma-spectrometry.

On the computational side two

independent Monte Carlo based burnup

simulation methods are used. The

first code MCNPX-CINDER [1], with

the ENDF-7 [2] reference data based

library, is compared against

the MURE (MCNP utility for reactor

evolution) package. The latter code

system is highly configurable and was

modified to allow for the use of a

complete set of burn-up and activation

data. In particular, it includes the

use of TENDL-2014 as backup data for

nuclei that are not covered by the

ENDF/B evaluation.

Numerical Simulation of the

irradiated fuel rod segment in

the PWR Gösgen

The irradiated fuel segment of which

the Zry-4 cladding was investigated

was part of 5 rod pellet segments put

on top of each other for experimental

purposes. On top of each fuel segment

was a spring covered by the Zr cladding

as can be seen in Figure 1. The

analyzed Zry-4 was taken from the top

of the 50 cm long segment, namely

from the upper part of the sample

Decommissioning and Waste Management

Determination of Minor Actinides in Irradiated Fuel Rod Components ı Ron Dagan, Michel Herm, Volker Metz and Maarten Becker


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

| | Fig. 1.

One of the 5 fuel segments with a spring covered by Zr cladding at the top.

which covered the spring. The experimental

rod was irradiated in the

middle of a subassembly between

1985 and 1989 in the Goesgen PWR.

The Goesgen subassembly is a

15 X 15 fuel rod configuration with

20 water locations as can be seen in

Figure 2. The burn-up measured

segment was irradiated for 1226 EFPD

(Effective Full Power Days). The

average burn-up was 50.4 GWd/tHM.

The average linear power of the

segment was 260 W/cm [3].

| | Fig. 2.

The Goesgen Subassembly. The 4 bright blue

fuel elements in the middle depict equivalent

positions of the investigated fuel segment.

The water holes are seen as to some extent

enlarged red cycles within the dark blue color

of the simulated water. The green and yellow

pins are the rest fuel pins of the subassembly.

The equivalent subassembly that

was simulated is depicted in Figure 2.

The underlying numerical concept

was to meet the conditions as shown

above to which the fuel segment is

exposed to. In order to avoid statistical

error and without violating the above

mentioned constraints, 4 equivalent

fuel segments were simulated in the

center of the subassembly as can be

seen in Figure 2.

In Figure 2 the chosen option is

shown, namely the yellow pins were

considered as generating the power

which exhibits the flux and the power

defined for the fuel segments under

investigation. The green pins in

Figure 2 are also fuel pins, however

they were only considered as far as

their neutron generation was concerned.

This kind of simulation leads

to the requested linear power and

total burn-up level for the 1226 EFPD

irradiation period.

The flux solver MCNPX-CINDER

was used for the burn-up calculation.

In this way the reaction rate data are

transferred directly from the transport

solver to the burn-up module.

The burn up simulation of the

subassembly, shown in Figure 2, was

optimized to 5 steps. At the end of the

1226 EFPD a decay period of 9,600

days was considered. This is the period

between the end of the irradiation at

1,989 and the measurements of the

sample which were recently performed.

The radiochemical measurement

technique is generally based on alpha

spectrometry. α-particles, emitted

from the analyzed radionuclide, transfer

their energy to a semicon ductor,

thus creating electron-hole pairs. The

electron can be then detected to

account for the existence of the specific

radioactive nuclei under investigation.

The measurements in this work were

performed using the Canberra S100

(Canberra Industries Inc.) detector.

For the MA isotopes with characteristic

γ-rays e.g., Am-241, the

quantification was performed in

acidic digestion liquors obtained

from dissolution experiments performed

with irradiated Zry-4 using

γ-spec troscopy. The measurements

were performed by means of an extended

range coaxial Ge detector

(GX3018, Canberra Industries Inc.).

Table 1 presents the reference

results of the current study. It shows

the comparison between the cal culated

nuclides and combined measured isotopes

which have close (α spectrometry

based) peaks. The ratio of those results

are considered to be a reference

MAs 1) Pu-239 +

Pu-240

2) Pu-238 +

Am-241

as they exhibit the less statistical error

which is con sidered to be below 5% for

each α or γ type measurements. In particular

the ratio of the second and third

column is more reliable as the signal of

counting is higher. Based on Table 1

one can see that the comparison of calculated

and measured ratios between

the pairs “2” and “3” is very good. Using

the ratio of “1” leads to difference

of about 25 %. Further, the absolute

counting shows a factor 50 for columns

2 and 3 and factor 65 for column 1.

In order to extract more information

further measurements were

performed based on alpha spectrometry

for several Pu isotopes

and γ-spectroscopy for Am-241 as

mentioned above. Table 2 shows the

obtained results.

Analyzing the results in Tables 1

and 2 and accounting for the statistical

errors it can be seen that except

for the Measurement of Pu-240 all

results are consistent in a sense that

the contribution of the inner surface

of the cladding – which could not be

accounted for by the calculations- is

by about factor 50 higher than the

traces within the material. The larger

deviation due to the Pu-240 is consistent

in both tables, suggesting that

measurement of Pu-240 was counting

signals which did not come from

Pu-240 by about 40 %.

Conclusions

A burn-up simulation of a fuel rod

sample, which was irradiated in the

PWR Goesgen for 1,226 Effective Full

Power Days, was performed. In this

study the activity of several MA in the

Zry-4 cladding, covering the spring on

the tops of the sample, was measured

3) Cm-243 +

Cm-244

Ratio 2/3

Experimental 3.06 × 10 4 2.29 × 10 5 2.61 × 10 5 0.877

Calculated 4.57 × 10 2 4.52 × 10 3 5.26 × 10 3 0.859

| | Tab. 1.

Comparison between the measured and the calculated activities of 3 pairs of MA isotopes within the

Zircaloy of the fuel segment under investigation in unit Bq/(g Zry-4).

MAs Measured Calculated Ratio

measured/calculated

Pu-239 1.2 × 10 4 2.38 × 10 2 50.4

Pu-240 2.04 × 10 4 2.19 × 10 2 93

Pu-241 2.06 × 10 6 4.4 × 10 4 47

Pu-242 2.19 × 10 2 4.1 × 10 0 53

Am-241 1.72 × 10 5 3.76 × 10 3 46

| | Tab. 2.

Comparison between the measured and calculated activities of isotopes, using alpha spectrometry

for several Pu isotopes and γ-spectroscopy for Am241 within the Zircaloy of the fuel segment under

investigation in unit Bq/(g Zry-4).

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 527

Decommissioning and Waste Management

Determination of Minor Actinides in Irradiated Fuel Rod Components ı Ron Dagan, Michel Herm, Volker Metz and Maarten Becker


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

528

ENVIRONMENT AND SAFETY

and compared to burn up calculations.

Analyzing the overall trend of the

results it was shown that for almost all

isotopes the measured activity of the

investigated MAs was higher by about

a factor 50 than the calculated activity.

Taking into account that the inner

surface of the cladding was “contaminated”

by Uranium due to the

abrasion during the pressing of the

fuel pellets, strengthen the assumption

that the higher activity of the

cladding is due to the mechanical

production process of the fuel rod.

Further on, the shown results give

also an indication for the large

deviation between the measured and

calculated Cs-137, presented in [4]. In

this former study the measured

amount of Cs-137 was larger by more

than a factor 100 in comparison to the

calculation. However based on the

current study, one would expect again

an increase of a factor 50, similar to

the measured/calculated ratio of the

MAs. However, the fact that in the

former study the measured amount of

Cs was much higher indicates that not

all the measured Cs137 should be

attributed to the fission process

directly within the inner of the Zry-4

surface. Most probably, more than

half of the activity of Cs-137 is due to

migration of Cs-137, from the adjacent

pellet within the sample, which was

adhered to the cladding.

References

1. D. Pelowitz, MCNPX User’s Manual,

Version 2.7.0, LA-CP-11-00438 LANL,

2011.

2. W. B. Wilson et al., Recent Development

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Studies, Proc. GLOBAL'95 Int.

Conf. on Evaluation of Emerging

Nuclear Fuel Cycle Systems, Versailles,

France, p. 848, September 11-14, 1995.

3. Metz, V., González-Robles, E., Kienzler,

B. Characterization of PWR UOX fuel

segments irradiated in the PWR

Goesgen. Proceedings of 7th EC FP –

FIRST-Nuclides 2 nd Annual Workshop,

November 5 th -7 th , Antwerp, Belgium

(eds. B. Kienzler et al.), KIT Scientific

Reports, Karlsruhe KIT-SR 7676, 55-60,

2014.

4. R. Dagan, M. Herm, V. Metz, M. Becker

Experimental validation of radionuclide

inventories calculation of irradiated fuel

rod components, Proceedings AMNT

2016 Hamburg.

Authors

Dr. Ron Dagan

Associate Professor

Dr. Michel Herm

Dr. Volker Metz

Deputy Director

Karlsruhe Institute of Technology

Institut für Neutronenphysik und

Reaktortechnik

Hermann-von Helmholtz-Platz 1

76344 Eggenstein-Leopoldshafen,

Germany

Dr. Maarten Becker

Nuklear-Physikalisches

Ingenieurbüro

76131 Karlsruhe, Germany

Schulung und mehr am Reaktor-

Glasmodell des Simulatorzentrums

Frieder Hecker

Im Herbst 2017 besuchte ich die Preisträgerehrung für die Absolventen der Fachhochschule Aachen. Ein brasilianischer

Student hatte an unserem Glasmodell Experimente für seine Masterarbeit durchgeführt, die Arbeit gehörte dann zu den

Besten des Jahrganges, und so fand ich mich zur Festveranstaltung im Krönungssaal des Aachener Rathauses unter den

vielen anderen Gutachtern ein und durfte die Elite der Absolventen bestaunen. Neben den Studenten wurde auch ein

Professor geehrt, für seine anschauliche Lehre im Fach Mathematik und Physik, und, das war das Besondere, gekürt

hatten ihn die Studenten selbst. Das erschien mir schon außergewöhnlich, und so beglückwünschte ich den Geehrten

im Laufe des Abends, dass er wohl eine Lösung gefunden habe, den so ungeliebten Stoff seinen Studenten erfolgreich

nahezubringen. „Ich habe keine Lösung gefunden!“ antwortete der freundliche ältere Herr, „ich versuche es nur täglich

immer wieder aufs Neue.“ Und sein Lächeln bezeugte, dass er Spaß daran hatte – in einem Alter, in dem viele Pädagogen

der mathematisch-naturwissenschaftlichen Zunft bereits die Segel gestrichen haben. Irgendein Geheimnis musste aber

schon dahinter sein: schließlich bekannte er seine Leidenschaft für mathematische Rätsel – er besitzt darüber eine der

größten privaten Sammlungen weltweit, hat daraus auch schon Bücher zusammengestellt und lässt seine Studenten

und Aachener Zeitungsleser regelmäßig daran teilhaben.

Nun, solche Begegnungen sind motivierender

und inspirierender als

manches Didaktikseminar. Ein Fachgebiet,

allgemein als trocken, wirklichkeitsfern

und mühsam dargestellt,

wird lebendig durch einen Menschen,

der es mit Begeisterung füllen kann,

der durch die Herausforderung des

Spiels das Interesse weckt und mit der

geforderten kreativen Mühe die

Anschauung fördert, die so unerlässlich

ist, wenn man sich in eine neue,

noch fremde Gedankenwelt begibt.

Stellen wir uns vor, das Schichtpersonal

der Kraftwerke würde nur

durch Vorträge und die Lektüre von

Systembeschreibungen, Prozeduren

und Systemplänen geschult, und

müsste die Aufgaben eines Systems,

eine Liste der Komponenten, ihre

Anordnung im System und die

Betriebsparameter aufsagen und

schließlich Schalthandlungen anhand

einer Prozedur in der richtigen zeitlichen

Abfolge durchführen können.

So oder ähnlich liest sich vereinfacht

ein Lernzielkatalog oder ein Fachkundeprogramm.

Lerne die Begriffe

um die Prozeduren zu verstehen und

korrekt zu bedienen.

Bevor Unmut aufkommt: Fachkundeprogramme

beschreiben, welches

Ergebnis erreicht werden muss, also

ein anhand so genannter „Marker“

beobachtbares Verhalten und Wissen.

Über den Weg aber, wie dieser Zustand

zu erreichen ist, sagen sie nur

wenig aus. Gut, es gibt Quotierungen,

wie viele Stunden als Seminar, im

Eigenstudium oder am Simulator

absolviert werden müssen. Diese

Rahmenbedingungen, wie auch Lehrmaterial

und Exkursionen, können

bereitgestellt werden. Der Weg zum

Erfolg aber ist immer ein individu eller,

den jeder Lernende für sich gehen

muss. Und dieser Weg wird geprägt

durch die persönlichen Er fahrungen,

Environment and Safety

Training and More on the Reactor-glass Model of the Simulator Center ı Frieder Hecker


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die erfolgreich bewältigten Herausforderungen,

durch die Mittel, die für

diese Herausforde rungen bereitgestellt

werden, die Lerninhalte erlebbar

machen. Es ist das „Spiel“, diese

Herausforderung, was der Aachener

Professor so erfolgreich einsetzt. Und

damit sei auch eine Lanze für diejenigen

gebrochen, die sich täglich aufs

Neue in der Aus bildung engagieren.

Denn an der eigenen Erfahrung

und der erworbenen lebendigen

Anschauung hängen Erfolg oder Misserfolg.

Dem Philosophen Immanuel

Kant wird das Zitat zugeschrieben:

„Begriffe ohne Anschauungen sind

leer, Anschauungen ohne Begriffe

sind blind“. Womit auch die Kehrseite

der Medaille erwähnt ist: Ausbildung

durch eine passiv konsumierende

Aneignung eines Fachgebietes durch

Filme und Animationen, abgeprüft

durch mehr oder weniger triviale

Lernzielkontrolle im Multiple-choice-

Verfahren, ist eine geliebte, weil

billige Illusion. Zunächst ist das

Lernen von Fachbegriffen immer

noch eine Grundbedingung, um die

Anschauungen der Lernenden und

der Lehrenden miteinander abzugleichen.

Dieser Teil ist aber gut zu

systematisieren, ein „Lückentext“ ist

dafür eine einfache und verbreitete

Methode, und dann gibt es ja noch die

Aufforderung „Erläutern Sie…“. Am

Anfang war das Wort, danach kam

erst die kreative Aneignung der Welt.

Eine kreative Aneignung ist aber

mehr als nur das Setzen von Check-

Boxen an wohlsortierten Frage-

Antwort- Mustern. Es braucht schon

eine herausfordernde Umgebung, die

den Bedingungen nahekommt, unter

denen die erworbenen Fähigkeiten

und Fertigkeiten zur Anwendung

kommen sollen. Schwimmen lernt

man nur im Wasser und Fußball auf

dem Platz.

Die Tatsache, dass in das Simulatorzen

trum seinerzeit (d.h. vornehmlich

in den 1990er-Jahren des

20. Jahrhunderts) hunderte Millionen

Mark investiert wurden, um jedem

deutschen Kernkraftwerk und dem

niederländischen Kernkraftwerk Borssele

einen passenden Simulator zur

Verfügung zu stellen, zeigt, wie wichtig

die Betreiber auch die Anschauung

und die eigene Erfahrung im Umgang

mit den Systemen und Fahrweisen

durch das Schichtpersonal nehmen.

Es ist das „Spiel“, die Herausforderung,

die in den Übungsszenarien

steckt, mit denen die Kollegen am

Simulator konfrontiert werden, von

der Bedienung einzelner Systeme

in der Systemschulung über das

| | Abb. 1.

Das Glasmodell im Simulatorzentrum in Essen-Kupferdreh. Foto: W. Debus.

An fahren, den Lastwechsel und das

Abfahren, von einzelnen Störungen

bis hin zu ganzen Stör fallszenarien. In

dieser kreativen Auseinandersetzung

werden die Begriffe und Prozeduren

mit der erforder lichen Vorstellung von

Zeit abläufen und Wechselwirkungen,

der Anlagendynamik, verknüpft. Gute

Übungs szenarien folgen dabei auch

der Maxime von Friedrich Schiller:

„Der Mensch spielt nur, wo er in voller

Bedeutung des Worts Mensch ist, und

er ist nur da ganz Mensch, wo er

spielt.“

Überall, wo Menschen zusammenarbeiten,

ist es von entscheidender

Bedeutung für den Erfolg des Unternehmens,

dass eine gemeinsame

Sprache gesprochen wird. Das ist

überliefert aus Babylon, das ist so bei

jedem komplexen System. Gemeint ist

hier vornehmlich die Fachsprache,

aber unter Einschluss der mit den

Begriffen verbundenen „Vorstellungen“.

Daher werden an den Trainingseinrichtungen

des Simulatorzentrums

nicht nur die Fachkundigen der

Schichten und das sonstige verantwortliche

Personal, z.B. Führungskräfte,

geschult: zunehmend erhalten

auch die Schichthandwerker und

Anlagenfahrer von Nebenanlagen die

Möglichkeit, die Welt ihrer Kollegen

auf der Warte kennenzulernen, ein

Verständnis für die Abläufe zu entwickeln

und folglich mitzudenken.

Die Grundtugend, sich in einem

Arbeitsablauf mitdenkend, mithandelnd

oder gar führend einzubringen,

ist unabhängig von dem Kraftwerksprozess

als Potential für Unternehmenserfolg

erkannt worden. Mit den

HPO-Trainingsstrecken (HPO: Human

Performance Optimization) ist im

Simulatorzentrum eine Umgebung für

das kreative „Spiel“ entstanden, in der

die Begriffe von Teamverhalten, klarer

Kommunikation, Führung und Entscheidung

mit lebendiger Vor stellung

gefüllt werden. Weil diese Tugenden

unabhängig vom Kraftwerksprozess

sind, ist der potenzielle Kreis von

Kursteilnehmern für dieses Training

offen – ob es Wartungsmannschaften,

Seenotretter, Bierbrauer oder Ingenieurstudenten

sind.

Verglichen mit der Universalität

des HPO-Trainings ist das Glasmodell

(Abbildung 1) geradezu untrennbar

mit der Kernenergie verbunden. Auch

das Glasmodell entstand aus dem

Bedürfnis nach Anschauung. An den

Simulatoren konnten zwar mit jedem

Schritt der Modellverbesserung die

thermohydraulischen Vorgänge im

Kraftwerk immer genauer abgebildet

werden, aber die Vielzahl der Messwertanzeigen

schafft noch kein Verständnis.

Das zeigte sich in tragischer

Weise in TMI-2 am 28. März 1979, als

Schichtpersonal und Einsatzkräfte die

vorhandenen Temperatur- und Druckanzeigen

sowie den Füllstand im

Druckhalter nicht zu der Vorstellung

verbinden konnten, dass im Primärkreis

ein Wasser-Dampf-Gemisch gefördert

wurde, wodurch das Kühlmittel

in den Druckhalter verdrängt

wurde. Nach etwas mehr als 2 Stunden

war der Kern nicht mehr zu retten

und eine Milliardeninvestition durch

mangelnde Fachkunde verloren.

Dass eine gute Anschauung von

thermohydraulischen Verhältnissen

nicht selbstverständlich ist, und auch

nur mit viel Zeit und Erfahrung zu erreichen

ist, bekunden Arbeitsberichte

aus der Entwurfszeit des Glasmodells.

ENVIRONMENT AND SAFETY 529

Environment and Safety

Training and More on the Reactor-glass Model of the Simulator Center ı Frieder Hecker


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ENVIRONMENT AND SAFETY 530

| | Abb. 2.

Sieden im Deckel des Reaktors. Das Volumen des Dampfes verdrängt Kühlmittel in den Druckhalter.

Foto: W. Debus.

Ingenieure, die sich auf ihre Tätigkeit

als Schichtleiter vorbereiteten, wurden

Anfang der 1980er-Jahre mit den

Erkenntnissen aus dem TMI-Störfall

konfrontiert, und bei ihren Bemühungen,

die Auswirkungen einer Zweiphasigkeit

(Abbildung 2) im Primärkreis

auf die auf der Warte zu verfolgenden

Parameter mit den Reaktorfahrern

und Meistern zu diskutieren,

scheint ein geradezu babylonisches Begriffs-

und Vorstellungsgewirr geherrscht

zu haben. Etwa zu dieser Zeit

wurden auch Integralversuche an der

PKL-Anlage (PKL: Primärkreislauf) in

Erlangen durch geführt, um einen

zweiphasigen Natur umlauf und den

Reflux-Condenser- Betrieb zu verifizieren.

Hier verwundert eigentlich nur

der Zeitpunkt der Untersuchungen,

denn immerhin wurden Druckwasserreaktoren

in Deutschland seit den

1960er-Jahren betrieben. Es scheint,

dass auch Ingenieure und Entwickler

hier Neuland betraten.

Manchmal machen einzelne Persönlichkeiten

in der Krise den Unterschied:

die Kraftwerksleitung im

RWE-Kernkraftwerk Biblis entschied,

ein Glasmodell zu bauen. Vorbild

waren sicherlich kleinere Modelle, die

in der Schweiz und bei den amerikanischen

Herstellern zu Demonstrationszwecken

betrieben wurden. In dieser

Größe und Anschaulichkeit ist es aber

einmalig. Da seinerzeit die Kommunikation

noch zu wesent lichen Teilen in

Papierform oder mündlich erfolgte,

lassen sich viele Vorstellungen und

Entscheidungsprozesse nicht mehr

zuverlässig verfolgen. Ungeklärt

bleibt dabei, welche Vorstellung von

der Nutzbarkeit die Planer hatten.

Wollten sie einen thermohydraulischen

Simulator schaffen, eine Art

PKL-Anlage im kleineren Maßstab,

aber durch das Glas anschaulich

gemacht? Der Thermo hydrau liker

wird sofort auf die Ähnlichkeitstheorie

verweisen, die Übertragbarkeit der

Turbulenz, die andere Dichte, Temperaturen

und Drücke, Wärmekapazität,

Zähigkeit, die anderen geodätischen

Verhält nisse, die Wärmeverluste, das

Glas der U-Rohre, den Siedeverzug

und die vielen kleinen konstruktiven

Abweichungen, die dem Glas und der

Anschauung geschuldet sind: nein,

ein „Simulator“ für integrale Transienten

ist es nicht. Dafür gibt es die

PKL-Anlage und leistungsstarke

Simulationsmodelle, die z.B. an den

Simulatoren des Zentrums im Einsatz

sind.

Aus der Sicht des Teams, welches

heute das Glasmodell am Standort

des Simulatorzentrums betreibt, lässt

sich das Glasmodell folgendermaßen

charakterisieren:

Am Glasmodell können thermohydraulische

Effekte visualisiert

werden, die im Normalbetrieb, bei

Störungen und Störfällen in Druckwasserreaktoren

auftreten. Das

visuelle Wahrnehmen des Phänomens

bereitet den Boden für die notwendige

lebendige Anschauung von den

Begriffen, wie es Kant fordert.

Die physikalischen Randbedingungen,

unter denen diese Effekte

auftreten, können unter anderem mit

| | Abb. 3.

Momentaufnahme zur Form von Dampfblasen. Foto: W. Debus.

Hilfe der umfangreichen Instrumentierung

und mit den Mitteln der eingesetzten

Leittechnik PCS7 nachvollzogen

werden. Das gestattet in der

Diskussion der jeweiligen Übung die

Übertragung auf die Bedingungen,

unter denen diese Effekte in den

Anlagen auftreten. Hier werden die

„Begriffe“, um wieder auf Kant zu verweisen,

in der Anwendung trainiert.

Und in dieser Diskussion verschränken

sich nun die Begriffe und die

Anschauung, können Inhalte und

Methoden verbunden werden.

Die Verbindung der physikalischen

Effekte mit den begleitenden Randbedingungen

ist natürlich nicht auf

den Druckwasserreaktor der KWU-

Linie beschränkt. Thermohydraulik,

mit einphasigen und zweiphasigen

Strömungsphänomenen, ist in jedem

Wasser-Dampf-Kreislauf relevant,

auch in Siedewasserreaktoren oder

konventionellen Kraftwerken. Die

Schulung zur Entstehung und Vermeidung

von Druckstößen z.B. enthält

Glasmodellsequenzen, die z.B.

die Verdampfung (Abbildung 3) in

aufgehängten Wassersäulen, Kondensationseffekte

in Kaltwasservorlagen,

das Blockieren eines Anwärmvorgangs

durch eingeschlossene nichtkondensierbare

Gase, die unterschiedliche

Strömungsgeschwindigkeit

von Gas oder Dampf und Wasser

sowie den Wellenschlag in horizontalen,

halb gefüllten Leitungen zeigen –

alles Phänomene, die genauso auch in

konventionellen Systemen eine Rolle

spielen.

Als beschlossen wurde, das Glasmodell

zu Beginn der 2000er-Jahre

aus Biblis in das Simulatorzentrum

zu verlegen, stand der Wert dieses

Gerätes für die Unterstützung der

kerntechnischen Ausbildung außer

Frage. So war es nun möglich, für

halbe oder ganze Tage während einer

Fachkundewoche am kraftwerksspezifischen

Simulator auch die in

Environment and Safety

Training and More on the Reactor-glass Model of the Simulator Center ı Frieder Hecker


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

| | Abb. 4.

Sekundärseitige Druckentlastung. Erkennbar

ist die bevorzugte Dampfbildung an der Seite

der U-Rohre, die dem heißen Bein zugewandt

ist. Foto: R. Düringer.

den Übungssequenzen auftretenden

Effekte in darauf abgestimmten Demonstrationen

zu visualisieren (Abbildung

4). Bis zum Kernenergieausstieg

war die Nachfrage so groß, dass

im Extremfall 3 Schulungs einheiten a

4 Stunden an einem Tag gefahren

wurden. Die Nutzung er folgte auch

durch Ingenieure und Techniker

von Kernkraftwerken aus Frankreich,

Belgien und der Schweiz.

Auch wenn diese Auslastung

aktuell nicht erreicht wird, zeigt

der Blick auf die Vergangenheit

doch, unter welchen Bedingungen

ein solches Trainingsgerät fachlich

effektiv und wirtschaftlich erschwinglich

betrieben werden kann. Bis zu

17 Kernkraftwerksblöcke wurden

seinerzeit am Simulatorzentrum betreut,

mit einer entsprechenden Zahl

an Fachkun digen. Hinzu kamen und

kommen Kunden aus dem nahem

Ausland, insbesondere der Schweiz,

Schweden, Belgien. Die kerntechnische

Grundausbildung in der nahen

Kraftwerksschule nutzt ebenfalls das

Glasmodell. Behörden und Gutachterorganisationen

buchen regelmäßig

mehrtägige Kurse.

Eine vergleichbare Konzentration

an nuklearer Ausbildung findet man

aktuell in China und in Südkorea. Dort

wird auch ein Teil des Personals für

die Blöcke vorbereitet, die in anderen

Ländern, z.B. in Abu Dhabi, errichtet

werden. Hier gibt es bereits Überlegungen

zum Bau eigener Glasmodelle.

Andere neue Standorte, wie z.B.

die EPR in Olkiluoto, Finnland, und

Hinkley Point, Großbritannien, wären

nahe genug am Modell in Essen, um es

in ihre Ausbildung einzubinden, ohne

die zugehörige Infrastruktur selber

schaffen zu müssen.

Entscheidend für den fachlichen

Erfolg ist in jedem Falle, dass die

Fachkundeinhalte und die Glasmodelleffekte

ineinandergreifen. Es

braucht etwas Übung und Erfahrung,

um die Effekte am Glasmodell stabil zu

erzeugen, was die Aufgabe des versierten

Technikers im Team ist, Es braucht

ebenso viel Kenntnis, Erfahrung und

Augenmaß, die Effekte zu präsentieren

und in der Diskussion auf die

Belange des jeweiligen Kraftwerkes

und die relevanten Anlagen situationen

zu übertragen (Abbildung 5). Zudem

muss, insbesondere in der Erstausbildung

und bei Per sonal anderer

„ Fakultäten“, die Vorkenntnis und

der erreichte Ausbildungsstand berücksichtigt

werden. Gelegentliche

Erläuterungen zu den Effekten im

häus lichen Umfeld, z.B. beim Kaffeekochen

oder dem Ablassen einer Badewanne,

gehören dazu.

Beschränkt sich Thermohydraulik

nur auf Wasser und Dampf? Im Rahmen

des sCO 2 -HeRo-Projektes wird

zurzeit ein Kreislauf mit superkritischem

CO 2 an das Glasmodell angeschlossen,

um Messungen im Rahmen

laufender europäischer Forschungsprojekte

zu ermöglichen (Abbildung

6). Zunächst geht es um eine

alternative Wärmeabfuhr, die z.B. bei

Ausfall der Stromversorgung oder der

Kühlwasserversorgung die Nachzerfallsleistung

an die Atmosphäre abführen

könnte. Gleichzeitig kann ein

Teil der Wärme über eine Turbomaschine

in elektrische Energie umgewandelt

werden. Das superkritische

CO 2 ist dabei ein effizienter Wärmeträger,

der kleinere Komponentengrößen

als bei vergleichbaren Wasser-

Dampf-Kreisläufen ermöglicht.

| | Abb. 5.

Ein Wirbelzopf an der Ansaugung eines Stutzens. Was im heimischen

Bereich an einem Abfluss beobachtet werden kann, verursacht im Nachkühlsystem

ggf. den Ausfall einer Pumpe. Foto: W. Debus.

Mit einem Druck um bis zu 130 bar

kann der Kreislauf selbst nicht in

Glas ausgeführt werden. Eine dichte

Instrumentierung ermöglicht aber die

Verfolgung des Kreisprozesses. Die

thermohydraulischen Auswirkungen

auf den Glasmodell-Kreislauf werden

aber an dem linken Loop in der gewohnten

Weise visualisiert werden –

durch das Ablaufen von Kondensat

aus dem kompakten Wärmetauscher

(CHX = compact heat exchanger) in

eine Glasröhre, die mit der Sekundärseite

des Dampferzeugers kommuniziert.

So ordnet sich das Glasmodell

auch 33 Jahre nach seiner Inbetriebnahme

im Kernkraftwerk Biblis in das

täglich neue Bemühen ein, Fachkunde

anschaulich, herausfordernd, kreativ

und innovativ zu vermitteln, so wie es

die Einrichtungen des Simulatorzentrums

im Rahmen des Energiecampus

Deilbachtal in Essen weiterhin tun

werden.

Author

Frieder Hecker

GfS Gesellschaft für Simulatorschulung

mbH

Essen, Deutschland

| | Abb. 6.

Der kompakte Wärmetauscher mit CO 2 -Leitungen, Dampfzufuhr und kommunizierender Röhre für das

Kondensat am linken Dampferzeuger des Glasmodells.

ENVIRONMENT AND SAFETY 531

Environment and Safety

Training and More on the Reactor-glass Model of the Simulator Center ı Frieder Hecker


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532

OPERATION AND NEW BUILD

Diagnosis & Prognosis Tool

for Severe Accidents

in European Nuclear Power Plants

Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Stručić, Patricia Pla and Luca Ammirabile

1 Introduction and contents If an accident occurs, European Union (EU) Member States (MS) can count

on their own emergency plans, an early warning system called ECURIE (European Community Urgent Radiological

Information Exchange) [1] and the EU-wide network for prompt dissemination of radiological data EURDEP (EUropean

Radioactivity Data Exchange Platform) [2]. Internationally, the International Atomic Energy Agency (IAEA) has

developed the web portal USIE (Unified System for Information Exchange in Incidents and Emergencies) [3] for Contact

Points of States Parties to the Convention on Early Notification of a Nuclear Accident [4] and the Convention on

Assistance in Case of a Nuclear Accident or Radiological Emergency [5], as well as for IAEA Member States to exchange

urgent information during nuclear and radiological incidents and emergencies.

In an event of nuclear crisis caused by

an accident at a nuclear power plant,

the Joint Research Centre (JRC) of the

European Commission (EC) will collect

and assess in a coherent way all available

information which is of interest

for the EU and will provide on request

expert advice and assistance to the EU

Institutions and to EU MS through

recognized channels.

In line with this goal, one of the

key issues in the field of nuclear

emergency response is to establish the

areas where different mitigating

actions to reduce the radiological

impact on the inhabitants are to be

applied. To achieve this fundamental

objective, an accurate prediction of

the radiological source term released

from the nuclear installation becomes

fundamental. These source terms

highly depend on the specifics of

the installation and the accident

sequence.

This article presents the development

of a plant-specific, accidentspecific

mechanistic tool to predict

the released source term characterisation

and to diagnose the different

| | Fig. 1.

Uncertainty sources applied to the ERDP tool.

quantities of interest and main events

along the nuclear accident sequence.

The severe accident integral system

code to perform the simulations is

MAAP 5.04 [6].

2 Introduction to the

uncertainty sources

In the field of diagnosis and prediction

through the use of modelling tools,

three types of uncertainty sources are

identified: aleatory, epistemic and

user effects. To make an accurate estimate

of the outcome of a nuclear

severe accident, these three sources

of uncertainty must be duly treated.

2.1 Aleatory uncertainty

Certain variables are subject to

stochastic variation, whether because

of their random nature or because

they constitute process outcomes depending

on many different inputs [7].

The accident sequence evolution,

defined as the initial event followed

by a set of limited working systems

together with their necessary human

actions, can be considered as a fundamental

aleatory uncertainty source.

This source of uncertainty cannot

be reduced in the analysis. The most

suitable approach to quantify the

level of uncertainty is by calculating

the relative frequencies of occurrence

associated to each of the possible

relevant sequences. Whenever the

necessary information need to be

applied to the underlying probabilistic

analysis to compute this sorted list of

frequencies is not available, the level

of uncertainty will not be able to be

further reduced.

2.2 Epistemic uncertainty

Due to a limited knowledge in the

analysed phenomena, an epistemic

related type of uncertainty is introduced

into the models [8].

Contrary to the aleatory uncertainty,

the sources of epistemic uncertainty

can be further reduced once

the knowledge gaps are bridged, e.g.

by new experiments improving the

corresponding state of the art. In this

respect, several sound international

efforts to orient research in the area of

severe accidents are currently being

undertaken.

In order to implement and quantify

the epistemic uncertainty in modelling

accident sequences, several robust

and widely used methodologies

have been put in place [9, 10]. However,

all the existing methodologies

fall short when applied to the field

of severe accidents mainly due to

a non-comprehensive experimental

database against which validating the

models.

A more limited though reasonable

and useful approach to cope with this

type of uncertainties consist of identifying

the sources of uncertainties,

whether model-type and param etertype,

assigning probabilistic distribution

functions and perform

the uncertainty propagation through

Operation and New Build

Diagnosis & Prognosis Tool for Severe Accidents in European Nuclear Power Plants

ı Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Stručić, Patricia Pla and Luca Ammirabile


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

simulation calculations [11], even

though the lack of a complete model

validation will prevent a fully accurate

uncertainty quantification application.

2.3 User effects

Many relevant documents are found

in the open literature addressing the

influence that users in charge of performing

accident calculations have on

the results [11, 12]. In a nutshell, the

user effects constitute the dependency

of the results on the responsible person

upon the decisions taken on the

selection of the models, building up of

the model of the plant, i.e. nodalization,

initial and boundary conditions,

and interpretation of the results.

The most recommended treatment

of this kind of uncertainty consists of

following certain rules usually known

as code user best practices [13] by

which a high quality input deck of the

plant is implemented and the appropriate

selections according to the simulated

scenario are made.

3 Treatment of the

uncertainty sources

The Figure 1 depicts in a schematic

way the fundamental sources of

uncertainty as described above and

adapted to the ERDP (Emergency

Response Diagnosis and Prognosis)

tool.

3.1 U1 – Uncertainty of the

model of the plant

This is the added uncertainty stemming

exclusively from the fact that the

model of the plant does not fully

reflect the real plant configuration but

only approximately.

The so-called surrogate model of

the plant is made up by modifying a

comprehensive reference model of the

same design with the available

plant-specific information found in

the open literature. The main sources

of information are the followings:

• IAEA Power Reactor Information

System [14];

• Main Characteristics of Nuclear

Power Plants in the European

Union and Candidate Countries

[15];

• Nuclear Engineering International

Handbook (2013 and 2016) [16,

17];

• National Stress Tests reports [18];

• Literature papers.

The reference models of the plant are

those available with the MAAP 5.04

code (see Table 1), [6].

It is important to note that U1 is the

only uncertainty source among the

Pressurized Water Reactor Types

Westinghouse Large-Dry Containment

Westinghouse Ice-Condenser Containment

Babcock & Wilcox Large-Dry Containment

VVER440 (213 and 230)

VVER1000

| | Tab. 1.

Available Reference NPP Designs.

three brought up specifically by this

ERDP tool, whereas the other two

sources are also present even in case

of accounting for a comprehensive set

of as-built information of the plant.

3.2 U2 – Uncertainty of the

accident sequence

In the absence of plant-specific PRA

models, the entire spectrum of

relevant accident sequences can be

covered by considering an equally

comprehensive set of conditions

affecting the severe accident evolution

from the time of core damage

until the onset of radiological consequences.

If relevant for the rest of the

accident evolution, these conditions

should be taken as the grouping criteria

to classify the accident sequences

featuring core damage into Plant

Damage States (PDS) [19]. A PDS is a

category of scenario characterised

by representing a specific evolution

of the damaged core, Reactor Cooling

System (RCS) and containment.

Within Level 2 PRA, the high-number

of accident sequences leading to

core damage are classified into different

PDSs through the Logic Tree,

which is just a set of criteria standing

for those aspects of the accident

scenario relevant for its subsequent

evolution.

On the other hand, an accident

sequence can be considered according

to the following relationship:

Accident Sequence =

IE + BCs + Mitigating Systems

• The Initiating Event (IE) can be a

Loss Of Coolant Accident (LOCA),

Station Black-Out (SBO), loss of

Main Feed Water (MFW), Steam

Generator Tube Rupture (SGTR),

reactivity insertion, Main Steam

Line Break (MSLB), Interfacing

System Loss Of Coolant Accident

(ISLOCA), etc.

• The Boundary Conditions (BCs)

here deal with the imposed status

of the Defence in Depth (DiD)

barriers, e.g. containment isolation

system, RCS break, etc.

Boiling Water Reactor Types

MARK I BWR/4

MARK II BWR/5

MARK III BWR/6

Oskarshamn I, II, III / Forsmark III

Ringhals I

Forsmark I/II, TVO I/II

• The available systems to cope with

the severe accident can be standard

by design or back-fitted. The

system will impact the accident

evolution through the availability,

characterisation and timing.

In order to identify the IE and the

boundary conditions, we can look at

the standard PDS grouping criteria

[19]. When removing the criteria

related to mitigating systems availability,

the following three remain:

1) RCS pressure before core damage;

2) Reactor Pressure Vessel (RPV) integrity;

3) Containment bypass.

Therefore, and except for the different

combinations of available mitigating

systems, the PDSs will be covered by

considering the different states of the

above three categories of conditions.

As for the mitigating systems,

their availability will be treated as

an additional source of epistemic

uncertainty upon the critical safety

functions to be fulfilled summarized

in the following three categories:

1) Core cooling

2) Containment cooling

3) Mitigation of Radioactive releases

3.3 U3 – Uncertainty of the

severe accident phenomena

Two different categories of inputs are

here considered:

1) Epistemic uncertainty,

1.1) Stemming from a lack of knowledge.

In this case, as discussed

above, a complete set of relevant

uncertainty parameters, models

and key driving phenomena

should be identified and quantified

according to the state of the

art;

1.2) Stemming from the lack of

relevant plant-specific as-built

information impacting on the

sequence evolution. In this case,

and whenever applicable, conservative

values should be implemented.

As an instance, the

reactor cavity chemical composition

will significantly affect the

OPERATION AND NEW BUILD 533

Diagnosis & Prognosis Tool for Severe Accidents in European Nuclear Power Plants

Operation and New Build

ı Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Stručić, Patricia Pla and Luca Ammirabile


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

OPERATION AND NEW BUILD 534

Molten Core-Concrete Interaction

(MCCI). If no information

is found, and there is a clearly

knowledge of the relation

between the lacking parameters

and the impact on the safety

figures of merit of the plant, a

conservative biased approach

will be assumed. Otherwise,

these parameters will be treated

as a standard epistemic source of

uncertainty.

2) Mitigating systems performance.

Once characterised from the

plant-specific information, the

availability (yes or no) and the

timing of the key systems able to

mitigate the radiological accident

consequences will be taken into

consideration. These systems will

be related to the critical functions

listed above and will comprise

both portable and non-portable

equipment according to the

plant-specific features.

4 Implementation

of uncertainties

Once the PDSs have been identified,

two different approaches to incorporate

the remaining epistemic uncertainties

shall be applied: a static,

best-estimate or a dynamic, fully

probabilistic Best-Estimate Plus

Uncertainty (BEPU) approach. Both

approaches are hence best-estimate

since no conservative bias or outcome

of the event are imposed in the calculations.

4.1 Static approach

Similar to the standard, static PRA,

this approach consists of considering

prefixed sets of availability and timing

conditions for the mitigating systems

performance. This set of rules will

specify the available systems and

when each of them will start performing

the intended function.

4.2 Dynamic fully-probabilistic

BEPU approach

In the standard and recommended

approach, Level 2 PRA starts by

binning the sequences leading to Core

Damage into a limited number of

PDSs, each of which assumed to

feature a unique plant response in

terms of the remaining DiD barriers

(primary system and containment).

According to the particular aspects of

the PDS, each of them will follow a

specific evolution and branched into a

set of different output states due to

the epistemic uncertainty featured

by the different phenomena the

sequence will come across with from

the core damage time until the end of

the accident evolution.

The Level 2 PRA aims at characterising

the different radioactive released

source terms into different categories,

each of which imposed by the user as a

possible outcome of a severe accident,

e.g. late containment failure by H2

explosion, containment overpressurization,

etc. The sources of uncertainty

included in the Level 2 PRA are limited

to those ones making the PDS leading

to a different so-called release category,

i.e. different failure timing (e.g.

Direct Containment Heating), magnitude

(e.g. containment isolation

system, Containment Spray System

failure) or type of containment failure

(e.g. H 2 , MCCI, etc.) as a by-product

which affects the magnitude and

timing of the release.

A fully-probabilistic BEPU approach

means no bottom-up imposition

of final states (such as containment

type of failure, ex vessel corium

cooling success) but a fully best estimate

calculation is performed where

all uncertainties are freely, purely

probabilistically taken into account,

including those coming from the

available mitigating system timing.

It is worth noting that so far no

uncertainty methodology applied to

the field of severe accidents exists.

Nonetheless, the accuracy in the

results can be significantly improved

by accounting for parametric variations

and uncertainty propagation,

even though the uncertainty of the

code modelling assumptions is not

assessed and the probabilistic distribution

functions of the uncertainty

parameters will only be very limitedly

quantified through experimental

validation and mostly by expert

judgment.

5 Presentation

of the results

The results computed for each plant

are collected in Table 2, where a

distinction has been made between

those variables needed only for

internal purposes, i.e. to track the

evolution of the accident, and those

ones useful within the Emergency Response

field of activities.

The characterisation of the released

source term should be detailed

enough to allow an accurate integration

and coupling with an offsite

meteorological radiological dispersion

tool, hence it should not be

performed at a fission product group

level. Therefore, this characterisation

should be done at a radioisotope

level including the most important

species and accounting for the iodine

chemistry as it is also a key aspect

concerning the dose effects (see

Table 3).

OUTPUTS

Steam Generators Depletion Time

Core Uncovery Time

Core Melting Time

RPV Failure Time

FINAL OUTCOMES

Core Melting Time

RPV Failure Time

Containment Failure Time

Containment / Reactor Building Failure Type

Ex-Vessel Debris Quenching Time Source Term Characterization (see Table 3)

Cavity Basemat Erosion Depth Safe Stable State Time (*)

Induced Creep Ruptures

Core Relocation Time

In-Vessel Hydrogen Generation

Ex-Vessel Flammable Gases Generation

| | Tab. 2.

List of quantities computed for each accident sequence.

(*) The Safe Stable State is defined as flammable gas concentration lower than the Low Flammability Limit; steady and / or decreasing

primary and reactor building / containment pressure and temperatures; radioactive releases under safety limits and decreasing.

6 Benchmarking exercise

In order to validate the feasibility and

accuracy of the ERDP, the results of a

pilot surrogate model of the plant

have been compared against the

results predicted by an as-built,

complete model of a real plant.

6.1 Selected plant and

available information

The selected plant is an existing

light-water-cooled, 3-loop, 1000 MW e

PWR plant. In order to accurately

implement the initial fission product

inventory found in the core, 3

simulations have been performed

with the ORIGEN software tool [20],

each of which representing the

one third of fuel loaded in each

outage.

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Diagnosis & Prognosis Tool for Severe Accidents in European Nuclear Power Plants

ı Juan C. de la Rosa Blul, Miodrag Stručić, Patricia Pla and Luca Ammirabile


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Kr-85 I-131 Rb-89 Te-127m Sr-91 Ce-143 Nd-147

Kr-85m I-132 Y-90 Te-129 Sr-92 Ce-144 Pr-143

Kr-87 I-133 Y-91 Te-129m Ba-139 Pu-238 Am-241

Kr-88 I-134 Y-92 Te-131m Ba-140 Pu-239 Cm-242

Xe-131m I-135 Y-93 Te-132 Ru-103 Pu-240 Cm-244

Xe-133 Cs-134 Zr-95 Te-134 Ru-105 Pu-241

Xe-133m Cs-136 Zr-97 Sb-127 Ru-106 Np-239

Xe-135 Cs-137 Nb-95 Sb-129 Rh-105 La-140

Xe-135m Rb-86 Mo-99 Sr-89 Tc-99m La-141

Xe-138 Rb-88 Te-127 Sr-90 Ce-141 La-142

| | Tab. 3.

List of the 65 radioisotopes characterizing the released source term.

6.3 Treatment of uncertainties

6.2 Selected events

active conventional ECCS. 1)

The criteria affecting the initiating and list of PDSs

event and boundary conditions as

mentioned above in section 3.2 are

specified as follows:

1) For the RCS pressure, three types

of ranges have been considered:

high, medium and low.

2) For the DiD barriers:

1) For the RCS, LOCA, SGTR and

isolated transients have been

considered.

A static approach with no treatment

of epistemic uncertainties has been

applied for this benchmarking exercise.

Three calculations have been

performed for each PDS:

1) Pessimistic, where the equipment

starts 1 hour after the RPV failure,

DC batteries depletion after 3

hours, tanks depletion after 48

hours, LOCA through the RCP seals

2) For the containment, non- after 400 seconds;

bypassed, ISLOCA and SGTR 2) Best-Estimate, where the equipment

have been considered. The

starts 1 hour after reaching

containment isolation system

failure has been considered as

any other system performance,

i.e. within the epistemic uncertainties.

3) For the mitigating systems performance,

649 °C in the CETs; 2)

3) Optimistic, where the equipment

starts right at 649 °C.

For all three types of accident conditions:

1) The containment isolation system

the following equip-

performs as expected, and a

ment and actions are available: 2’’-leakage will occur in the containment

1) Reactor Cavity Flooding;

if the temperature

2) In-vessel injection cooling to exceeds 200 °C in those regions

the primary and secondary attached to the containment wall;

system;

2) Containment sprays have been

3) Filtered Containment Venting; considered to be unavailable

4) Tank refilling;

5) Primary depressurization (directly

throughout the entire accident

evolution;

or through the secondary

side);

6) DC batteries long-term reposition;

7) Passive Autocatalytic Recombiners

in containment.

The final list of accident sequences

calculated with the MAAP 5.04 code

[6] is the following:

1) 12-inch cold leg Large Break LOCA

(LBLOCA) without active Emergency

Core Cooling System (ECCS);

2) 2-inch cold leg Small Break LOCA

(SBLOCA) with Low-Pressure

Injection System (LPIS) failure;

3) SBO without LOCA through the

RCP seals and AFW turbine-driven

pump failure;

4) SGTR without active ECCS and

failure of the secondary side feedwater

systems;

5) 12-inch cold leg ISLOCA with

| |

| |

Tab. 4.

Tab. 5.

3) The hot leg creep rupture has been

inhibited

6.4 Results

Each of the 15 cases has been

simu lated for 4 days with the MAAP

5.0.4 code using the surrogate model

and the as-built model, hence a

total of 30 simulations have been

performed. Some of the results

regarding the most relevant quantities

have been selected for comparison.

6.4.1 Steady-state

Before performing the calculations, a

steady state has been performed in

order to adjust the parameters according

to the available information and

compare some of the fundamental

quantities against the real model of

the plant.

After adjusting the primary system

friction factors in order to obtain the

primary flowrate according to the

information available on the open

literature, the NPP has been simulated

at normal operating conditions. As

it may be observed in Table 4, the

discrepancies fall within very low

deviation errors.

6.4.2 Comparison of key events

Table 5 shows the average deviations

of the occurrence time for some of the

key events for the 15 different cases.

For each key event, the average of

the relative error – computed as

the difference in the timing of each

key event relative to the timing predicted

by the as-built model – has

been calculated for all 15 cases. The

goal of such table is to show how

far the results calculated with the

VARIABLE AS-BUILT SUBROGATE ERROR [%]

Cold Leg Flowrate [kg/s] 4756 4322 9.12

SG Recirculation Ratio [-] 2.99 2.48 17.05

SG Water Level [m] 12.75 12.45 2.35

SG Pressure [MPa] 6.27 6.60 5.26

SG Water Mass [tons] 162.18 177.86 9.67

Primary Pressure [MPa] 15.42 15.42 0.00

RPV Dome Water Temperature [K] 561.77 562.7 0.16

Pressurizer Level [m] 6.65 6.72 1.05

Containment Pressure [MPa] 0.107 0.102 4.67

Steady-state operational conditions between the as-built and surrogate models.

U1 deviation Core Uncovery CET RPV Failure 1st Venting

Relative Error 18.18% 12.06% 21.43% 17.67%

Key event timing average relative differences between the as-built and surrogate models.

1) Once the Refueling

Water Storage Tank

is depleted, no

additional in-vessel

cooling will be

available.

2) Usually taken as

the transition

condition from

Emergency

Response Guidelines

(ERG) to

Severe Accident

Guidelines (SAMG)

OPERATION AND NEW BUILD 535

Diagnosis & Prognosis Tool for Severe Accidents in European Nuclear Power Plants

Operation and New Build

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atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

OPERATION AND NEW BUILD 536

surrogate model compared to the asbuilt

model are.

Each calculation has initially been

simulated during the first four days after

the initiating event. In those cases

where significant modifications in the

plotted variables were expected to

| | Fig. 2.

Primary pressure evolution for SBO sequences.

occur, e.g. due to late Filtered Containment

Venting System (FCVS) cycling,

ex-vessel corium loss of cooling, etc.,

the calculations have been extended to

capture such key driving events.

Figures 2 to 6 depict some of the

key output variables related to the

severe accident evolution. Please note

the scope here is not to analyse the

discrepancies of the results but to

show that the surrogate model predicts

fairly similar results both in

terms of timing and magnitude when

compared to the as-built model. By

limiting the extension of such U1 type

of uncertainty source, the ERDP tool

will provide to be accurate enough to

perform reasonable predictions.

The prediction of the depicted

variables as shown in Figures 2 to 6

are generally in good agreement.

Therefore it is possible to conclude

that even if deviations in the results

between the as-built and surrogate

model are identified, such differences

fall within a reasonable level of

acceptable accuracy both from a qualitative

and quantitative standpoint.

In other terms, it is shown that the

degree of discrepancies introduced by

the uncertainty in the model of the

plant (U1) remains within the range of

deviations derived from epistemic uncertainty

due to the limited knowledge

in the field of severe-accident phenomena,

as for instance shown in [21],

[22] and [23], where the comparison

of different integral system codes –

such as MELCOR, MAAP or SOCRAT–

gives rise to significant deviations both

in magnitude and timing.

| | Fig. 3.

Containment pressure evolution for LBLOCA sequences.

| | Fig. 4.

Secondary Side Pressure evolution for SGTR sequences.

| | Fig. 5.

Integrated hydrogen mass evolution for ISLOCA sequences.

6.4.3 Released source terms

The MAAP code does not compute the

radioactive release at a radioisotope

level. In order to get this information,

an additional dummy containment

node has been connected to all possible

leakage sources and a post-processing

calculation has been applied

to compute this radioactive release for

the 65 elements (see Table 3) tracked

in the MAAP code.

However, due to the fact that the

as-built model of the plant did not

incorporate this feature, the releases

have been compared as originally

obtained from MAAP, i.e. as a fraction

of the initial fission product inventory

in the core at a fission product group

level.

Overall speaking, the results for all

the 15 cases and the 18 fission product

groups tracked by the MAAP code

match well both in timing and magnitude,

predicting very accurately the

fission product group evolution pace.

Only important deviations are found

in some specific sequence dealing with

the iodine chemistry fission product

related groups. Those differences derive

from different iodine chemistry

initial partition values as provided

by the user in the input decks. Such

Operation and New Build

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| | Fig. 6.

Integrated hydrogen mass through MCCI evolution for ISLOCA sequences.

partitions, if not possible to specify according

to user best practices or

plant-specific available information,

will have to be treated later on as an

additional U3 type of uncertainty

source.

Figures 7 to 11 depict some of the

fission product evolution comparison

results between the two models. As

with the key events, the results are

reasonable close one another with the

exception of Figure 11. Figure 12

shows the elemental iodine and

organic iodine for the ISLOCA-OC and

ISLOCA-BE. Contrary to Figure 11,

the matching is very good both in

timing and magnitude.

Overall speaking, the timing

and evolution of the fission product

releases follows a very similar trend

between the as-built and surrogate

model in timing and magnitude. Relevant

deviations are found in few accident

sequences in terms of the total

magnitude of specific released fission

product groups that have to do with

the iodine species. These differences

have to do with user parameters that

will be later on identified and

integrated as additional uncertainty

sources if they cannot be set according

to the reality of the plant.

The ERDP tool computes the magnitude

and timing of the key events

along the nuclear severe accident. It

also provides with the radiological

source term characterisation released

to the outside environment by estimating

the evolution of 65 among the

most relevant radioisotopes.

| | Fig. 7.

Elemental iodine release mass fraction evolution for SBO sequences.

In order to check the accuracy of

the tool, a benchmarking exercise

has been performed by comparing

the results between the so-called surrogate

model and the as-built model

of the plant. The deviations in the prediction

of the key events and released

source term magnitude and timing

fall within reasonable margins. Such

limited deviations provide solid

demonstration of the accuracy of the

ERDP tool and the possibility of using

it in the field of emergency response.

The most relevant pending activities

to complete the ERDP tool are the

followings:

1) To fill in the Severe Accident (SA)

sequence NPP database following

the methodology set forth in this

paper for all the European lightwater-cooled

NPPs.

2) To switch from a static to a dynamic

approach.

OPERATION AND NEW BUILD 537

7 Conclusions and

future steps

A diagnosis and prognosis tool for

nuclear emergencies has been developed

by the Joint Research Centre.

This mechanistic tool is based on a set

of pre-calculated, plant-specific, riskdominant

sequences and accounts for

the three sources of uncertainty

related to such types of mechanistic

simulations: phenomena modelling,

accident sequence dealing with the

initiating event, mitigating systems

performance and associated human

actions, and discrepancies between

the as-built input model of the plant

and the model built up with the available

information of the plant and

implemented in the tool.

| | Fig. 8.

Noble gases release mass fraction evolution for SGTR sequences.

| | Fig. 9.

Organic iodine release mass fraction evolution for LBLOCA sequences.

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References

OPERATION AND NEW BUILD 538

| | Fig. 10.

Tellurium release mass fraction evolution for SBLOCA sequences.

| | Fig. 11.

Caesium Iodine release mass fraction evolution for the three ISLOCA sequences.

| | Fig. 12.

Elemental and Organic Iodine release mass fraction evolution for ISLOCA sequences.

By implementing a dynamic approach,

a full probabilistic BEPU

approach will be integrated in the

calculations so that the full set of

uncertainties, including also those

related to the human actions, i.e.

mitigating system timing, but also

to those plant variables not available

in the open literature but at

the same time affecting the results,

will be taken into account for each

PDS.

3) To work on the output format and

interface of the database.

Aside from relying the diagnosis

and prediction on the pre-calculated

calculations found in the

database, a filtering and screeningout

process will be set up to identify

those sequences consistent

with the available information

from the damaged plant. To do

that, each sequence found in the

database will be provided with

Boolean events each of which

related to key information dealing

with the accident initiating event,

boundary conditions and mitigating

system availability. This

filtering process will allow reducing

the initial plant-specific

source term signature to only those

pos sible scenarios and to update

them through new calculations

adapting the available information

in case it did not match with the

conditions set in the pre-calculated

scenarios.

4) Finally the obtained released

source term are expected to be

coupled with an offsite dose calculation

tool in order to compute the

radiological consequences over the

population and the environment.

[1] European Community Urgent Radiological

Information Exchange (ECURIE),

https://webgate.ec.europa.eu/ecurie/

About.aspx.

[2] EUropean Radioactivity Data Exchange

Platform (EURDEP), https://eurdep.jrc.

ec.europa.eu/Entry/Default.aspx.

[3] IAEA Unified System for Information

Exchange in Incidents and Emergencies

(USIE), https://nucleus.iaea.org/Pages/

usie.aspx.

[4] Convention on Early Notification of a

Nuclear Accident, IAEA, November

1986, INFCIRC/335.

[5] Convention on Assistance in the Case

of a Nuclear Accident or Radiological

Emergency, IAEA, November 1986,

INFCIRC/3366.

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MAAP 5.04”, FAI/16-0951, EPRI Product

ID: 3002007340, Palo Alto, 2016.

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and System Safety 83, 57-77, 2004.

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uncertainties in probabilistic assessments.

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and Uncertainty Evaluation

Methodology to a Large-Break, Loos-of-

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1989.

[10] Petruzzi A., D’Auria F., Approaches,

Relevant Topics, and Internal Method

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Science and Technology of Nuclear

Installations, Vol. 2008.

[11] Gauntt, R.O., Uncertainty Analyses

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on Evaluation of Uncertainties in

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Aix-en-Provence, France, 7-9 November

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iaea.org/PRIS/home.aspx.

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(MAAP) MELCOR Crosswalk, Phase 1 –

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Codes Throughout ASTEC/MELCOR

Crosswalk Comparisons and ASTEC

Sensitivity Studies”, Proceedings of

ERMSAR 2017, Warsaw, Poland, May

16-18, 2017.

Authors

Juan C. de la Rosa Blul

PhD, Scientific Officer

Miodrag Stručić

M. Eng, Scientific Officer

Patricia Pla

PhD, Scientific Officer

Luca Ammirabile

PhD, Group Leader

Directorate G – Nuclear Safety &

Security

Joint Research Centre (JRC) of the

European Commission

Westerduinweg 3

1755 LE Petten, The Netherlands

Investigation of Hydrogen Distribution

within the Containment of 330 MW e

PWR using CFD

OPERATION AND NEW BUILD 539

R. Nawaz, M. Z. Nazir, A. Shah, K. Qureshi, A. Basit, R. Khan

1 Introduction During a severe accident, hydrogen and steam are produced due to intensive temperature rise

of the core. The heat produced in the core can readily diffuse to various zones of the containment. If the hydrogen

concentration reaches a prescribed threshold value at a specific location, it can result in deflagration and even

detonation. A large temperature and pressure spike may occur to challenge the relevant safety system of the

containment. In worst case scenario, safety system of the containment can be breached and the high activity radiations

can be released in the open atmosphere.

During the past half century two

major severe nuclear accidents, TMI-

1979 and Fukushima Daiichi-2011,

have resulted in the formation of large

quantities of hydrogen within the containment.

In TMI, 500 kg of hydrogen

was produced and a pressure spike of

27 psig occurred [1]. It resulted in

early containment failure and radioactivity

was released into the open

environment. This situation created a

great concern over the distribution of

hydrogen in containment to restrain

its effect within the plant boundary.

Since then, many efforts have been

taken to mitigate the potential risk of

hydrogen. For instance, installation of

hydrogen recombiners in containment

building [2].

Hydrogen is produced when fuel

temperature becomes very high i.e.

>1000 °C. It is mainly generated due

to radiolytic decomposition of coolant,

reaction of steam with zirconium,

corrosion of metals inside the containment

and evolution of dissolved

hydrogen from coolant. Zirconium-steam

reaction resulting in the

formation of hydrogen is as follow.

Zr (s) + 2H 2 O (g) ⎯→

ZrO 2 (s) + 2H 2 (l) + 586.8 KJ/mol

This is an exothermic reaction and generates

586.8 KJ/mole of heat [3]. This

situation requires that hydrogen distribution

and concentration in containment

must be studied to assess the severity

of accident. Generally, there are

two approaches used: Lumped Parameter

(LP) codes and Computational

Fluid Dynamics (CFD) codes. Detailed

description and comparison of both

these approaches is available in the

published literature [4]. Lumped parameter

codes ( CONTAIN, MELCORE,

GOTHIC etc.) give a quick estimate of

hydrogen concentration in the containment

while CFD codes (CFX, Fluent,

Star CCM etc.) are computationally intensive.

Compared to commercial CFD

codes, the Lumped parameter codes

are limited in their grid generation

capabilities, turbulence modeling,

multiphase techniques and multiprocessor

parallel performance. With the

advent of advanced computa tional

facilities, the use of commercial CFD

codes has been increased tremendously

in the last two decades [4].

In the published literature various

experimental and computational studies

have been reported regarding the

hydrogen and steam distribution and

mitigation. Visser and his co workers

[5] computationally studied the hydrogen

and steam distribution in THAI vessel

using CFD tools. Their computational

results were in quite good agreement

with experimental ones. They reported

that buoyancy- induced turbulence is

the major cause of hydrogen mixing

and distribution within the containment.

Parabhudhar wadkar and his

coworkers [6] studied the hydrogen

distribution in a typical nuclear power

plant containment using Fluent software.

They reported the hydrogen concentration

in different compartments

of NPP after LOCA and validated the

results by comparing with experimental

data from an Indian power plant.

They concluded that buoy ancy- induced

turbulence is the major cause of

hydrogen distribution at high inlet velocities,

whereas, at low inlet velocities

the distribution was poor and diffusion

controlled. Wensheng et al. [7] studied

hydrogen distribution inside the containment

for three different ignition

times and four different ignition locations

in case of severe accident and also

predicted pressure inside the containment

using the Modular Accident

Analysis Program. They concluded,

as a result of their findings, that the

hydrogen mitigation system should be

Operation and New Build

Investigation of Hydrogen Distribution within the Containment of 330 MWe PWR using CFD ı R. Nawaz, M. Z. Nazir, A. Shah, K. Qureshi, A. Basit, R. Khan


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

OPERATION AND NEW BUILD 540

arranged on both the upper and lower

parts of the containment building to

reduce the impact of an explosion.

Royal et al. [8] studied the hydrogen

and steam dis tribution in two different

nuclear power plant containments including

the mitigative measures with

catalytic recombiners as well. They use

the 3-D GASFLOW code and the 1-D

lumped parameters models for their

analysis and found that the buoyant

jets and the secondary flows from

conden sation sedimentation can be

captured by 3-D GASFLOW only.

In this study the aim was to computationally

simulate the hydrogen

distribution in the containment of a

typical 330 MW e NPP after a small

scale LOCA break from steam generator

using commercial CFD software

Fluent. To validate the CFD methodology

used in this study, first of all the

experimental results of THAI experimental

facility [5] were reproduced.

Temporal scale down model of THAI

experimental facility was simulated for

validation purpose using multi phase

method. The hydrogen concentration

within the vessel with respect to time

and pressure rise were compared with

the available published experimental

results of Visser et al. [5]. After validating

the CFD methedology it was

applied on a typical 330MW e NPP and

the obtained results were compared

with the results of MELCORE software

for the same NPP. Hydrogen concentration

and mass accomodated in

various zones of containment building

were obtained with respect to time.

CFD investi gation gives more accurate

and clear picture as compared to

MELCORE results, as CFD results are

3D and more practical.

2 Governing equations

Multiphase mixture model is used in

those cases in which different phases

are mixing in such a way that all

equations are solved for mixture. This

model is independent of number of

phases. No matter how much phases

are available in flow; this model will

assume flow as a mixture flow and will

solve single mixture equation of continuity,

momentum and energy [9]. This

approach works well for flow fields

where both phases generally flow in

the same direction. The continuity

equation for mixture model is given as:

(1)

From the continuity equation for secondary phase, the volume fraction equation

for secondary phase can be obtained [10]

(3)

The momentum equation for the mixture can be obtained by summing the

individual momentum equations for all phases. It can be expressed as.

(1)

Where n is the number of phases, F is a

body force, μ m is the viscosity of the

mixture and ν dr,k is the drift velocity

for secondary phase k [11].

3 CFD methodology

validation

To develop methodology, German

experimental facility of THAI vessel

has been selected. THAI vessel is well

instrumented experimental facility in

Eschborn, Germany operated by Becker

technologies. It is dedicated for

various experiments i.e. hydrogen and

steam distribution, iodine removal and

aerosols behavior during the course of

severe accidents. Test HM-1 was performed

with inert helium gas while

HM-2 test with hydrogen gas [5].

Figure 1 shows THAI vessel with

the internal details of its all components.

The vessel is multi-compartment

structure and is divided into

base, cylinder, annulus and dome.

THAI vessel is a cylindrical containment

with a height of 9.2 m, diameter

3.2 m and a total volume of 60 m 3 . The

setup consists of inner cylinder and

four condensation trays at the center

of vessel. Inner cylinder with a height

of 4m and a diameter of 1.4 m is open

at both ends. Various instruments are

installed in the vessel at different

locations to measure the value of

pressure, temperature, flow velocity

and hydrogen concentration.

Initially the containment atmosphere

consists of 98 vol% nitrogen

gas, 1 vol% oxygen and 1 vol% steam

at ambient conditions (101,325 pa,

298K). HM-2 test consists of two

stages:

• Stage-1: A mixture of hydrogen at

the rate of 0.3g/s and saturated

steam at 0.24 g/s is injected in

containment from an inlet of

28.5 mm diameter at an elevation

of 4.8 m for a given period of time

(0-4200 s). Injection stops from

4200s to 4300 s. The average

injection temperature during this

stage is 45 °C.

• Stage-2: Saturated steam with a

mass flow rate of 24 g/s is injected

from a nozzle of 138 mm diameter

at an elevation of 1.8 m for a period

of 4300 to 6860 s which cause

erosion of stratified hydrogen rich

gas layers. The average injection

temperature during the stage-2 is

108 °C .

In order to perform CFD simulation, a

temporal scaled down model of THAI

vessel was selected. This was done in

order to save computational time

and reduce problem complexity. To

sim plify the geometrical model, condensate

trays have been neglected.

v m is the velocity of mixture and the

density ρ m of multiphase mixture is

given in equation as:

(2)

| | Fig. 1.

Parameters and dimensions of THAI vessel with complete details of internal components. Complete 3D

model (left) and compartment-wise model 2D representation (right) [5].

Operation and New Build

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Parameters Actual model CFD model

| | Fig. 2.

CFD Model.

Because these trays haven’t any effect

on buoyancy, concentration or turbulence.

Transient calculation of flow,

turbulence and heat transfer have

been performed through numerical

simulations using fluent. Concept of

symmetry model has been used and

only half of THAI vessel has been

modeled. The fluid in the vessel is

modeled as an ideal gas mixture of

components i.e. hydrogen, nitrogen,

steam and water. General guidelines

have been taken from fluent user

guide. Differences in actual and CFD

model are given in Table 1. In CFD

model only first stage has been simulated

and the difference occurs in

mass flow inlet of first stage due

to time based scale down model.

Figure 2 shows CFD model of THAI

vessel.

Time

Mass flow rate for

stage 1

| | Tab. 1.

Comparison of Actual and CFD model.

Stage-1 has 4200s with 100s no inlet

Stage-2 has 2560s (4300s to 6860s)

Hydrogen mass flow rate is 0.3g/s

Steam mass flow rate is 0.24g/s

is used when the component’s density

is very close and there is a significant

interaction between them. Here, there

are four components involved in the

analysis i.e. nitrogen, hydrogen, steam

and water. These include interaction

and momentum transfer with each

other. So, multiphase species model

is used. Eulerian model (mixture

model) is used for modeling multiphase

and Lagrangian model (species

model) is used for modeling components.

Two components are mixed

together to form one phase. Phase-1

consists of nitrogen and water. While

phase-2 consists of hydrogen and

steam.

Stage-1 has 420s with 10s no inlet

Stage-2 not simulated

Hydrogen mass flow rate is 3g/s

Steam mass flow rate is 2.4g/s

3.3 Setup and solution

For hydrogen and steam distribution

in the vessel, the flow is non-rotating

and has low Mach number. Therefore,

absolute velocity formulation and

pressure based solver has been used in

simulation. The properties of four

components used in the analysis are

mentioned in Table 3.

3.4 Transient analysis

In this problem hydrogen and steam

are entering into vessel and there is no

outlet. So this case behaves as transient

one. Hydrogen concentration in

vessel during different time intervals

has to be checked. Courant number

OPERATION AND NEW BUILD 541

3.1 Meshing and solver

Second step after creating geometry

is grid generation. Mesh can be structured,

unstructured or hybrid. Four

different computational meshes are

constructed in order to study the

effect of mesh resolution and nearwall

treatment. Figure 3 (top) shows

unstructured mesh in which mesh size

at and above the inlets is refined in

order to resolve the small inflow area

and the injection jet in more detail.

Figure 3 (bottom) shows hybrid mesh

in which both type of cells are available

i.e. tetrahedral and hexahedral.

The vessel’s base region is mostly

filled with unstructured mesh cells.

The annulus, dome and cylinder

region consist of structured cells. The

mesh is refined towards the walls

in order to capture turbulence and

resolve the flow near the wall in more

detail.

3.2 Multiphase species model

In this model, multiple components in

single phase are handled. This model

| | Fig. 3.

Unstructured and hybrid meshing for CFD model.

Code

FLUENT

Solver Pressure Based Geometry 3D half vessel

Formulation Transient Walls No slip

Turbulence approach RANS Near-wall treatment Standard wall function

Spatial discretization 1 st order upwind Conduction 3D

Temporal

discretization

| | Tab. 2.

General features of CFD model.

1 st order implicit Time step size 0.1s for first 2s and

then increased to 0.2s

Operation and New Build

Investigation of Hydrogen Distribution within the Containment of 330 MWe PWR using CFD ı R. Nawaz, M. Z. Nazir, A. Shah, K. Qureshi, A. Basit, R. Khan


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OPERATION AND NEW BUILD 542

| | Fig. 5.

Hydrogen mass w.r.t time.

Fluids

| | Tab. 3.

Properties of gases.

| | Tab. 4.

Boundary conditions.

plays a very important role in selecting

time step size. According to the

equation

CFL = uΔt/Δx

μ

(kg/m-s)

Cp

(J/kg-k)

ρ

(kg/m 3 )

K

(W/m-k)

Water constant Mixing law Ideal Constant

Nitrogen

Hydrogen constant Mixing law Incompressible ideal constant

Steam

Phases Fluid m (g/s) T (K) P (pa)

Phase-1 Water 0 300 101325

Nitrogen 0 300 101325

Phase-2 Hydrogen 3 318 101325

Steam 2.4 318 101325

| | Fig. 4.

Hydrogen contour at t = 150 s (left), Hydrogen contour at t = 300 s (middle) and Hydrogen contour at 430 s (right).

| | Fig. 6.

Concentration Comparison w.r.t elevation (left) and Volume Fraction Comparison (right) [5].

For transient analysis CFL


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

No Parameters Actual geometry Scale down model

| | Fig. 7.

CFD Model and Mesh.

elevation of 4–5 m. Figure 6 (left)

shows concentration of hydrogen

with respect to elevation in both

experimental and CFD model.

Volume fraction of simulated CFD

results is also compared with reference

results [5] as shown in Figure 6

(right). Both the contours have

maximum hydrogen concentration of

37.4% and 35.5% respectively. By

summarizing the whole concentration

results: maximum hydrogen concentration

in experiment is 37%, in

reference CFD is 35.5% [5] and in

simulated CFD is 37.4% which shows

that simulated results are in well

agreement with both reference CFD

results [5] and experimental ones.

1 Height of cylindrical base 4.9H 0.049H

2 Diameter of base cylinder 3.6H 0.036H

3 Height of dome 1H 0.01H

4 Height of containment 5.7H 0.057H

5 RCP room inlet 0.75H 0.0075H

6 SG room inlet 2.5H 0.025H

7 Pressurizer room inlet 1.5H 0.015H

| | Tab. 5.

Parameters of both actual and CFD model.

4 Typical 330 MW PWR

Hydrogen concentration in 330 MW e

PWR containment during severe

accident has been performed with

MELCORE software, which is avail able

in FSAR [12]. The purpose of this

research work is to simulate hydrogen

concentration in 330 MW e PWR

containment building using CFD

approach. There is a lot of probability

that hydrogen leaking to containment

building from primary coolant circuit

during loss of coolant accident ( LOCA)

is either from steam generator (SG)

room, Reactor coolant pump (RCP)

room or pressurizer room. These three

are the suggested inlets in case of

LOCA. The mass flow rate of hydrogen

changes by changing the inlet. All

three inlets have different hydrogen

mass flow rates. Hydrogen distribution

in building coming through SG room

inlet has been simulated in the present

case. The results at the end have been

compared with MELCORE software

results available in FSAR [12].

4.1 Geometry modeling

In order to perform CFD simulation, a

scaled down model (both with respect

to dimensions and time) of PWR

containment is modelled. Difference

in actual and CFD model is given in

Table 5. Figure 7 shows the scaled

down model and mesh of typical

330 MW PWR.

OPERATION AND NEW BUILD 543

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Operation and New Build

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OPERATION AND NEW BUILD 544

To reduce complexity and computational

time, the concept of symmetry

is followed while designing model

in Workbench. To reduce number of

mesh elements geometry was scaled

down by a factor of 100. Smaller the

number of mesh elements lesser will be

number of equations solved and lesser

will be the compu tational time.

Mass flow rate is very important

component in transient flow. Mass

flow rate is reduced by a factor of 100

after scaling down the geometric

dimensions as well as time. Scaling has

no effect on pressure and tem perature

because these are intensive properties.

4.2 Transient analysis

These types of problems come under

the category of transient analysis. Time

has been scaled down so that mass flow

rate can be adjusted according to reduction

in time and dimensions by a

factor. Actual model is simulated for

100,000 seconds while this case has

been simulated for 1000 seconds. So

both time and dimensions are reduced

by a factor of 100.

4.3 Boundary conditions

Different boundary conditions like

inlet boundary conditions, symmetry

boundary conditions and wall

bounda ry conditions were applied.

There was no outlet so no need of any

outlet boundary condition.

For inlet boundary conditions,

following parameters were defined;

• Hydrogen rate for first 20 seconds

is given

• Hydrogen mass flow rate for last

980 seconds is also known

• Operating pressure is 101,325 Pascal

5 Results and validation

Calculated results include volume

fraction contours of air and hydrogen

at different time steps and increase in

mass of hydrogen in containment with

time. Volume fraction contours show

the amount of gases present in vessel

at different time intervals. The results

after simulating the given conditions

of the PWR containment are discussed

below.

At beginning, containment consists

of air and there is no hydrogen present

inside the building as shown in Figure

8 (left). Till 20 seconds the mass flow

rate of hydrogen through SG room

inlet is maximum and after that the

mass flow rate reduces so contours of

hydrogen changes according to mass

flow rates as can be seen from Figure

8 (middle) and Figure 8 (right). Mass

flow rate at first 20 seconds is approximately

100 time greater than the last

| | Fig. 8.

Hydrogen contour at t = 0 s (left), Hydrogen contour at t = 20 s (middle) and Hydrogen contour at 30 s (right).

| | Fig. 9.

Hydrogen contour at t = 100 s (left), Hydrogen contour at t = 500 s (middle) and Hydrogen contour at 1000 s (right).

| | Fig. 10.

Transient behavior of mass of hydrogen: CFD (left) and MELCORE (right) [12].

Operation and New Build

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| | Fig. 11.

Hydrogen concentration w.r.t time: CFD (left) and MELCORE (right) [12].

980 seconds. Due to which the mass

which comes in first 20 seconds will

distribute in the whole containment

and local volume fraction at each

point of containment increases. At

time t = 30 s when the mass flow rate

of hydrogen reduces, the mass which

is already available inside the building

is accommodated in the whole building.

While from inlet, hydrogen enters

to the building with low mass flow

rate as shown in Figure 8 (right). The

accommodated hydrogen inside the

building increases the local hydrogen

concentration throughout the building

as shown in Figure 9. In Figure 9

(left) the blue one belongs to 5 percent

while in Figure 8 the blue one

represents 0 percent. Hydrogen concentration

in containment increases

with time and air concentration

decreases respectively. Due to hydrogen

inlet to vessel, pressure inside the

vessel increases because of hydrogen

accommodation.

5.1 Transient behavior of mass

of hydrogen

Mass of hydrogen increases with time

in a linear pattern. By comparing simulated

results with FSAR, both the results

are same [12]. The difference in

the values is due to scaled down model.

If simulated case has scaled

up to the actual case then in that

case results would exactly be the

same. Figure 10 shows the comparison

of both CFD and MELCORE

results [12].

5.2 Hydrogen concentration

By checking concentration of accommodated

hydrogen, the difference

occurs in local hydrogen concentration.

The main reason of this difference

is multiphase model. In

reference FSAR four phases (i.e. air,

hydrogen, steam and water) have

been simulated while in simulated

case two phases have been used, that’s

why the maximum concentration in

FSAR is 8.5 percent while in simulated

case is 28 percent (Figure 11).

6 Conclusion

First of all hydrogen concentration in

THAI vessel has been simulated using

temporal scale down model with two

phases and four species. The results

of these simulations were compared

and validated with reference experimental

data [5]. The difference

between experimental and computational

results were also discussed.

From this validation, CFD methodology

was developed and then applied

on typical 330 MW e containment

building.

For PWR containment building,

calculated results consist of: local

hydrogen concentration and mass in

the building after specific time and

then comparison of results with the

FSAR results which were simulated

through MELCORE software. In these

results, mass calculated through both

the software is the same but difference

occurred in concentration. Maximum

concentration of MELCORE

software is 8.5 percent while CFD

gives it as 28 percent [12]. It is due to

the different number of phases in both

approaches. By comparing both

MELCORE and CFD results, it is

observed that CFD results are in more

detail because CFD gives 3D results

while MELCORE gives 1D simulation

results. CFD simulations also suggest

approximate number and position of

recombiners as these simulations give

complete transient picture of hydrogen

concentration in the whole containment

building with respect to

position after LOCA.

References

[1] U.-J. a. G.-C. P. Lee, Experimental study

on hydrogen behavior at a sub compartment

in the containment building,

Nuclear engineering and design,

vol. 217, pp. 41-47, 2002.

[2] P. K. S. B. Gera, R. K. Singh, and K. K.

Vaze, CFD Analysis of Passive Autocatalytic

Recombiner, Science and

Technology of Nuclear Installations,

p. 9, 2012.

[3] N. Agrawal, et al, Hydrogen distribution

in nuclear reactor containment during

accidents and associated heat and mass

transfer issues, Heat Transfer Engineering,

vol. 36, pp. 859-879, 2015.

[4] H. B. Karwat, Joel; Hashimoto, Takashi;

Koroll, Grant W.; Krause, Matt;

L’ Heriteau, Jean-Pierre; Lundstroem,

Petra; Notafrancesco, Allen; Royl, Peter;

Schwinges, Bernd; Tezuka, Hiroko; Tills,

Jack; Royen, Jacques, SOAR on Containment

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Distribution, June, 1999.

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Komen, Validation of a FLUENT CFD

model for hydrogen distribution in a

containment, Nuclear Engineering and

Design, vol. 145, pp. 161-171, 2012.

[6] D. M. Prabhudharwadkar, et al,

Simulation of hydrogen distribution in

an Indian Nuclear Reactor Containment,

Nuclear engineering and design,

vol. 241, pp. 832-842, 2011.

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accident, International Electronic

Journal of Nuclear Safety and Simulation,

vol. 5, pp. 112-116, 2014.

[8] P. Royl, et al, Analysis of steam and

hydrogen distributions with PAR

mitigation in NPP containments,

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vol. 202, pp. 231-248, 2000.

[9] J. H. Ferziger, Basic Concepts of Fluid

Flow, Computaional Fluid Dynamics,

2002.

[10] H. K. V. W Malalasekera, An introduction

to compuational Fluid Dynamics

(The finite volume method).

[11] J. H. F. M.Peric, Finite Difference

Methods in Computational methods

for Fluid dynamics.

[12] Final Safety Analysis report of Chashma

Nuclear Plant Unit C-1, PAEC, May 2011.

Authors

R. Nawaz

M. Z. Nazir

K. Qureshi

R. Khan

Department of Nuclear Engineering

Pakistan Institute of Engineering

and Applied Sciences (PIEAS)

Islamabad, Pakistan

A. Shah

A. Basit

Department of Mechanical Engineering

Pakistan Institute of Engineering

and Applied Sciences (PIEAS)

Islamabad, Pakistan

OPERATION AND NEW BUILD 545

Operation and New Build

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atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

546

AMNT 2018

Nuclear Energy Campus

Mit Berliner Schülern und Lehrern im Dialog

Florian Gremme und Sebastian Hahn

Im Rahmen der 49. JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK fand am 30.05.2018 der jährliche Kernenergie Campus statt.

Etwa 80 Berliner Schüler und Lehrer sowie weitere Teilnehmer der Jahrestagung nutzten die Gelegenheit, sich auf der

eintägigen Veranstaltung ausgiebig über das Thema Kerntechnik und Strahlenschutz zu informieren und mit Vertretern

der Jungen Generation der Kerntechnischen Gesellschaft (KTG) (www.junge-generation.org) zu diskutieren.

Die Themen des Campus waren dieses

Jahr breit gefächert. Zum einen, um

den Teilnehmern bewusst zu machen,

wie vielseitig die Kerntechnik ist und

zum anderen, um zu zeigen, dass sie

ein fester Bestandteil unseres Alltages

ist. Gesellschaftlich kritische Themen,

wie beispielsweise die Endlagerung,

wurden bewusst in den Campus

in tegriert und es wurde von den

Organisatoren Wert daraufgelegt,

dass die präsentierten Informationen

aus „1. Hand“ und neutral vorgetragen

wurden.

Der Kernenergie Campus war aus

einer Mischung von Vorträgen und

Stationen konzipiert. Zum einen

wurden etwa 20- bis 30-minütige Vorträge

von Vertretern aus der kerntechnischen

Industrie und Forschung

über verschiedene Anwendungsbereiche

der Kerntechnik gehalten. Zum

anderen hatten die Teilnehmer die

Gelegenheit, sich in kleineren Gruppen

an Infoständen mittels Kurz vorträgen

und Anschauungsmaterial über ein

kerntechnisches Thema zu informieren

und mit den Vortragenden in den

Dialog zu treten. Eingeleitet wurde

die Veranstaltung mit einer Vorstellung

der Jungen Generation in der KTG und

des Programms des Kernenergie Campus.

Kerntechnik im Alltag

Dr. Andreas Havenith, Aachen Institute

for Nuclear Training, Deutschland

Thematisch wurde mit einem Vortrag

zum Thema „Kerntechnik im

Alltag“ begonnen. Sehr schüler gerecht

wurde in dem Vortrag aufgezeigt,

welche beruflichen Möglich keiten sich

in der Kerntechnik ergeben. Weiterhin

wurde beschrieben, an welchen verschiedenen

Stellen uns die Kern technik

im Alltag begegnet. Dabei wurden

z. B. radioaktive Leuchtfarben, medizinische

Diagnoseverfahren wie Röntgen

und Identifikationsverfahren zur

Bestimmung von Bestandteilen in

Schüttungen vorgestellt. Außerdem

wurde dargestellt, dass mit der ionisierenden

β- und γ-Strahlung Strahlung

radio aktiver Stoffe, sowohl

medizinische Arbeitsgeräte und Messinstrumente,

als auch Verpackungen

für Lebens mittel, Kosmetik und

Gewürze sterilisiert werden. Damit

sind sie frei von Krankheitserregern

und in Gewürze bleiben Vitamine und

Aromen, im Vergleich zu einer Sterilisation

mit Heißdampf, erhalten.

Arbeiten im Kernkraftwerk

oder Wieviel „Realität“ steckt

in den Simpsons

Sebastian Hahn, Junge Generation,

KTG, Deutschland

Der Vortrag erläuterte auf sehr

anschauliche Weise den Aufbau eines

Kernkraftwerkes und die Besonderheiten

und Regeln, die bei Arbeiten

im Kontrollbereich zu beachten sind.

Es wurde dabei ein Bezug zu der

Zeichentrickserie „Die Simpsons“

hergestellt. Die Idee für diesen Vortrag

entstand durch die Frage eines

Kraftwerksbesuchers, der sich erkundigte,

wie hoch der Naturzugnasskühlturm

des Kraftwerkes mit Wasser

gefüllt sei. Diese auf den ersten

Blick paradox und gegen alle Regeln

der Thermodynamik und Bauphysik

widersprechende Fragestellung hatte

offensichtlich ihren Ursprung in

der genannten Zeichentrickserie. Der

hohe Bekanntheitsgrad der Serie

und die wenigen Berührungspunkte,

die viele Menschen mit kern technischen

Fragestellungen haben,

führen dazu, dass über Radioaktivität

und das Arbeiten im Kernkraftwerk

oft falsche Vorstellungen herrschen.

Vortragstitel: Radioaktivität

und Strahlenschutz

Sven Jansen, VKTA – Strahlenschutz,

Analytik & Entsorgung, Rossendorf

e. V., Deutschland

Sven Jansen ging in seinem Vortrag

der Fragestellung nach, welche

Besonderheiten beim Umgang mit

radioaktiven Stoffen zu beachten

sind. Darin wurde zunächst erläutert,

was Strahlung überhaupt ist, wie sie

entsteht und welche Arten es gibt.

Dabei wurden die unterschiedlichen

Quellen der Strahlenexposition der

Bevölkerung in Deutschland herausgestellt.

Größtenteils ist die Strahlenexposition

auf medizinische Anwendungen

(ohne Therapie), durch

natürlich freiwerdendes Radon sowie

durch direkte terrestrische und kosmische

Strahlung zurückzuführen. Im

Durchschnitt ist (wird) die deutsche

Bevölkerung mit ca. 4,2 mSv/a

exponiert. Herr Jansen zeige in Form

von Anschauungsmaterial verschiedenste

Strahlenquellen in Form von

Holzstücken, Granit, Kacheln oder

radioaktiven Leuchtfarben. Diese

wurden zunächst mit einem Dosisleistungsmessgerät

ausgemessen. Im

Anschluss wurden, unter tatkräftiger

Beteiligung einiger Schüler/-innen,

die unterschiedlichen Abschirmungsmethoden

dargestellt und erneute

Messungen mit dem Dosisleistungsmessgerät

durchgeführt.

Endlagerung radioaktiver

Abfälle

Philipp Herold, DBE TECHNOLOGY

GmbH, Deutschland

Nach einer kurzen Einführung in

die Tätigkeitsfelder der DBE stellte

Herr Herold die nationale und internationale

Klassifizierung von radioaktiven

Abfällen dar. Radioaktive

Abfälle werden im Wesentlichen nach

ihrer Aktivität und Wärmeentwicklung

klassifiziert. Auf die Menge bezogen,

fallen deutlich größere Volumina

bei den schwach- und mittelradioaktiven

Abfällen an, der wesentlich

größere Anteil der Aktivität ist in den

hochradioaktiven Abfällen enthalten.

Herr Herold stellte in seinem Vortrag

die wesentlichen Vor- und Nachteile

von Wiederaufbereitungsverfahren

und Transmutationsverfahren dar

und zeigte die wesentlichen Entsorgungswege,

die theoretisch für

radioaktive Abfälle in Betracht kommen.

Im Anschluss erläuterte er erst

die internationalen und dann

die nationalen Endlagerkonzepte in

Steinsalz, Ton und Granitgestein. Veranschaulicht

wurde der Vortrag u. a.

von Gesteinsproben, welche während

AMNT 2018

Nuclear Energy Campus


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

| | Berliner Schüler bei der Besichtigung der Stationen (Foto: Florian Gremme).

seines Vortrages herumgereicht wurden.

Fusionstechnologie

André Häußler, Karlsruher Institut für

Technology (KIT), Deutschland

Den Abschluss des Kernenergie

Campus bildete ein Vortrag über eine

weitere Anwendung der Kerntechnik,

die „Fusionstechnologie“, womit ein

Ausblick für zukünftige kerntechnische

Themenfelder gegeben wurde.

Bei der Fusion wird, im Gegensatz zu

der Kernspaltung, die Verschmelzung

von Atomkernen herbeigeführt. Diese

freiwerdende Bindungsenergie der

Nukleonen soll zukünftig thermisch

in Kraftwerken nutzbar gemacht

werden. In verschiedenen internationalen

Projekten werden dazu Prototypen

gebaut, um zunächst die Machbarkeit

der Nutzung und dann ggf.

den Umgang mit der Technik zu

erproben. Es wurden eine Reihe

von ingenieurtechnischen Disziplinen

vorgestellt, die zur Beherrschung der

Technologie notwendig sind. Ein

Schlüssel für den Bau zukünftiger

Fusionsreaktoren sind materialwissen

schaftliche Aspekte. Beispielsweise

sind die Materialien eines

Fusionsreaktors (insbesondere in der

Nähe des Plasmas) sehr hohen Temperaturen

und anderen materialbeanspruchenden

Randbedingungen ausgesetzt.

Kernkraftwerkes und die Fertigung

von Großkomponenten vorgestellt.

Sehr anschaulich wurde die Herstellung

eines Brennelements mithilfe

eines maßstabsgetreuen Modells

beschrieben. Dabei wurde auf die

Funktionsweise der verschiedenen

Bestandteile wie Brennstäbe, Absorberstäbe

und Abstandshalter eingegangen.

Nach dem Betrieb eines Kernkraftwerks

folgt der Nachbetrieb und

im Anschluss der Rückbau. Der Rückbau

bildete den 2. Schwerpunkt der

Station. Den Teilnehmern wurden die

dafür eingesetzten Verfahren

und Techniken dargestellt. Neben der

detaillierten Planung der Einzelschritte

für den Rückbau der Kernkraftwerksteile

wurde auf die fernhantierte

Zerlegung von Komponenten

und den Abtrag von Beton

eingegangen.

Elektrizitätsmarkt –

Zusammensetzung des

Strompreises

Carsten George, Kernkraftwerk Gundremmingen

GmbH, Deutschland

Herr George erläuterte an dieser

Station den Aufbau eines Kernkraftwerks

am Beispiel des Kernkraftwerks

Gundremmingen, den Elektrizitätsmarkt

und die Zusammensetzung

des Strompreises. Er präsentierte

beispielsweise eine Deutschlandkarte,

deren Topografie sehr anschaulich die

Erzeugungskapazitäten bzw. den elektrischen

Energiebedarf in Deutschland

zeigte. Auf einer weiteren Deutschlandkarte

war die Ver sorgungslage in

Deutschland nach Abschaltung der

Kernkraftwerke zu sehen. Er erläuterte,

dass insbeson dere in industriereichen

Regionen im Süden erhebliche

Versorgungska pazitäten wegfallen. Im

Norden wird voraussichtlich durch den

Zubau von Offshore Parks hingegen

die Stromproduktion weiter ansteigen,

was zur Folge hat, dass der dort

erzeugte Strom in den Westen und

Süden transportiert werden muss. Des

Weiteren erläuterte Herr George, dass

sich durch den Einspeisevorrang der

erneuerbaren Energien die „Merit

Order“ verschoben hat, wodurch der

Kostendruck auf andere Stromerzeugungsformen

gestiegen ist. Der

Strompreis ist zu ca. 50 % auf Gestehungskosten

zurückzuführen, die

übrigen etwa 50 % sind Steuern und

gesellschaftliche Abgaben.

Verpackung, Behälter &

Konditionierung radioaktiver

Abfälle

Philipp Diekmann und Sabine Ludwig,

GNS Gesellschaft für Nuklear-Service

mbH, Deutschland

Am Stand der GNS wurde erläutert,

wie mit radioaktiven Abfällen,

die im Leistungsbetrieb und beim

Rückbau von Kernkraftwerken anfallen,

verfahren wird. Hier wurden

die Konditionierung der Abfälle, d. h.

deren Einteilung in Gruppen anhand

der Intensität der Strahlung, die

Verpackung dieser Abfälle in Behälter

sowie die Konzepte verschiedener

Behälter dargestellt. Für jede Klasse

von Abfällen gibt es speziell konzipierte

Behälter, die bestimmte Voraussetzungen

in Abhängigkeit des

Einsatzzwecks, des Transportes oder

der Lagerung erfüllen müssen.

547

AMNT 2018

Stationen des Kernenergie

Campus

Der Besuch der Stationen war in zwei

Durchgänge aufgeteilt. Pro Durchgang

haben die Kleingruppen jeweils

zwei Stationen besichtigt.

Kernkraftwerke & Rückbau

Shawn Heath und Julius Voigt,

Framatome GmbH, Deutschland

Yvonne Schmidt-Wohlfarth, EnBW

Kernkraft GmbH, Deutschland

An der ersten Station wurden

den Teilnehmern der Aufbau eines

| | Berliner Schüler bei der Besichtigung der Stationen (Foto: Florian Gremme).

AMNT 2018

Nuclear Energy Campus


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

548

KTG INSIDE

Nuklearmedizinische

Anwendungen

Dr. rer. nat. Ralph Buchert, Universitätsklinikum

Hamburg-Eppendorf

(UKE), Deutschland

Herr Dr. Buchert erläuterte, wie

Radionuklide im medizinischen Bereich

genutzt werden können, um beispielsweise

Erkrankungen des Gehirns

zu diagnostizieren. Bei dem Verfahren

werden Patienten Radio nuklide (sogenannte

Tracer) oder chemische Verbindungen

eines Tracers verabreicht.

Jeder Mensch besteht aus unzähligen

Körperzellen, die in Abhängigkeit

Ihrer Funktion einen charakteristischen

Stoffwechsel aufweisen. Das

heißt, dass Art (z. B. Glukose) und

Menge des aufge nommenen Stoffes

bei gesunden Zellen zellenspezifisch

sind. Bei Erkran kungen des Menschen,

z. B. in Form von Krebs oder auch bei

Alzheimer- Patienten, ändert sich

dieser zellenspezifische Stoffwechsel.

Dieses macht man sich zunutze, indem

Radionuklide mit vergleichsweise

kurzen Halbwertszeiten verabreicht

werden, die von dem zu untersuchenden

Zellgewebe aufgenommen werden.

Veränderte bzw. erkrankte Zellen

werden dadurch diagnostiziert, da

diese eine gegenüber den gesunden

Zellen unterschiedliche Konzentration

des verabreichten Radionuklids aufweisen.

Die aus diesen Zellen austretende

„Strahlung“ wird außerhalb

des Körpers ausgemessen und anschließend

digitalisiert sichtbar gemacht.

Schwerpunkt dieser Station

war die Diagnostik von Erkrankungen

des Gehirns.

Insgesamt stieß der Kernenergie

Campus auf reges Interesse und

brachte viele positive Rückmeldungen

der Teilnehmer ein. Der an schließende

Besuch auf der Jahrestagung Kerntechnik

wurde von den teilnehmenden

Schülern und Studierenden

genutzt, um weitere Kontakte zu

Branchenvertretern zu knüpfen.

Der Vorstand der Jungen Generation

bedankt sich herzlich bei

allen Teilnehmern, Vortragenden, den

Organisatoren sowie allen beteiligen

Firmen für ihr wertvolles Engagement.

Die Planungen für den Kerntechnik-Campus

auf der Jahrestagung

Kerntechnik 2019 sind bereits angelaufen.

Authors

Sebastian Hahn und

Florian Gremme

KTG – Kerntechnische

Gesellschaft e.V.

Inside

KTG-Sektion NORD

Vortrag und Besichtigung:

KKW Stade – ein Kernkraftwerk

im fortgeschrittenen Rückbau

(Zu-/Absage) und die Daten (Personalausweis) für den

Zutritt zur Anlage abgefragt.

Wir danken der PreussenElektra GmbH, Kernkraftwerk

Stade, für die Unterstützung und Durchführung von

Vortrag und Führung.

Dr.-Ing. Hans-Georg Willschütz

Sprecher KTG-Sektion NORD

Wir bitten um eine namentliche Anmeldung der

Teilnehmer bis zum 15. Oktober 2018 unter Telefon

0511/439-2802 oder an hans-georg.willschuetz@

preussenelektra.de

KTG Junge Generation

Nach über 30 Jahren erfolgreichem Leistungsbetrieb

stellte das Kernkraftwerk Stade (KKS) im Jahre 2003 nach

einer Erzeugung 150 Mrd. kWh den Betrieb ein. Seitdem

wurde die Anlage weitgehend zurückgebaut. Was wurde

erreicht, was ist noch zu tun?

Herr Klein, als ehemaliger Leiter der Anlage, steht uns

für einen Einführungsvortrag zur Verfügung. Danach

erfolgt eine Besichtigung inkl. Begehung des Kontrollbereichs.

Das Ende der Veranstaltung ist bis 17:00 Uhr

geplant.

Interessierte KTG-Mitglieder sowie Freunde und

Bekannte sind herzlich eingeladen. Aufgrund von Zutrittsbeschränkungen

ist die Teilnehmerzahl auf 15 beschränkt.

Bei höherem Interesse werden die Anmeldungen der

Reihenfolge nach berücksichtigt. Sobald der Teilnehmerkreis

feststeht, werden die Teilnehmer informiert

Auslandsexkursion in die Ukraine

Die KTG Junge Generation reiste im Spätsommer dieses

Jahres nach fünf Jahren erneut in die Ukraine. Dieses Mal

stand neben dem Besuch des Sperrgebiets Tschernobyl

auch eine Besichtigung des Energiekomplex Energie-Süd

auf der Agenda.

Nach der Anreise per Flugzeug erwartete die Gruppe

eine geführte Tagestour in das Sperrgebiet Tschernobyl.

Mithilfe eines Guides ist es möglich, auch abseits der eingetretenen

Pfade das Gelände zu erkunden. Tschernobyl

(Bild 1) scheint sich zu einer wahren Touristenattraktion

entwickelt zu haben – allein auf dem Weg von Kiew

in das gesperrte Gebiet, begegneten der Gruppe etwa

20 Kleinbusse mit demselben Fahrtziel.

KTG Inside


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

549

| | Bild 1

Denkmal für die „Liquidatoren“ – Im Hintergrund der neue Sarkophag,

der 2016 über den Block 4 geschoben wurde.

| | Bild 2

Imposante Bauruine des Blocks 5.

KTG INSIDE

Tschernobyl

Das Kernkraftwerk Wladimir Iljitsch Lenin (heute als

Tschernobyl bekannt) lieferte von 1977 (Block 1) bis zum

Jahr 2000 (Block 3) Strom für die Energieversorgung der

UdSSR bzw. der Ukraine. Das Reaktorunglück von Block 4

ereignete sich am 26. April 1986 und führte zu einer

beträchtlichen Freisetzung radioaktiver Spaltprodukte,

was eine starke Belastung der Rettungsmannschaften und

der Bevölkerung in der Umgebung Tschernobyls mit sich

brachte. Ausführliche Informationen zum Unfall und

seinen Folgen finden sich unter anderem in der DAtF-

Broschüre „Der Reaktorunfall von Tschernobyl“.

(Stand: 04.2011 – 2015 = unveränderter Druck)

Der Reisegruppe bot sich nach einem kurzen Mittagessen

in Tschernobyl die Möglichkeit, einen kurzen

Zwischenstopp in der Nähe der Bauruine des Blocks 5

einzulegen. Der Weiterbau des Reaktors vom Typ

RBMK-1000 (baugleich mit dem verunfallten Block 4,

Bild 2) wurde erst im Jahr 1988 eingestellt. Es war geplant,

12 Reaktoren dieses Typs am Standort zu errichten –

so wäre Tschernobyl der leistungsstärkste Kernkraftwerkstandort

weltweit geworden.

Der Besuch in der „Geisterstadt“ Prypjat (Bild 3) stand

unter dem Einfluss des guten Wetters, welches den

| | Bild 3

Prypjat Stadtzentrum damals und heute.

schaurigen Erwartungen dann entgegenstand. Die zeitgleich

herumspazierenden US-amerikanischen Touristen

zerstreuten sodann den Eindruck eines von Menschen

verlassenen Ortes.

Mit ausklingendem Tag boten sich kurze Möglichkeiten,

die von zahllosen veröffentlichten Fotos bekannten

und in vielen Fällen während der letzten 30 Jahre von

Sensationsfotografen drapierten Szenen in Augenschein

zu nehmen (Bild 4).

| | Bild 4

Bekanntes Motiv des inszenierten Gruselns.

Besuch im Energiekomplex „Süd-Ukraine“

Der zweite Teil der Exkursion führte die Gruppe 360 km

weit weg von Kiew zum Energiekomplex Süd-Ukraine, um

dort neben einem Laufwasser- und Pumpspeicherkraftwerk

auch drei Kernkraftwerke des Typs WWER-1000 zu

besichtigen (Bild 5).

Als Besonderheit der drei Reaktoren des Kraftwerks

Süd-Ukraine gilt, dass es sich um verschiedene

Baureihen des Typs WWER 1000 handelt und keiner

dem anderen gleicht. Der Bau des vierten Blocks wurde

nicht vollendet, die Pläne für den Bau eines Fünften liegen

derzeit auf Eis.

Eine Eigenheit mancher süd- und ost-europäischer

Kraftwerke ist das Vorhandensein von Teichen als

Wärmesenke für die Turbinenkondensatoren und gelegentlich,

wie auch an diesem Standort, Sprühkühlteiche

zur Nachwärmeabfuhr der Sicherheitssysteme.

| | Bild 5

Energiekomplex Süd-Ukraine. Im Simulator von Block 3 – Errichtet wurde

dieser in der Warte des nicht in Betrieb gegangenen vierten Blockes.

| | Energiekomplex Süd-Ukraine. Im Simulator von Block 3 – Errichtet wurde

dieser in der Warte des nicht in Betrieb gegangenen vierten Blockes.

KTG Inside


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

550

KTG INSIDE

KTG Inside

Verantwortlich

für den Inhalt:

Die Autoren.

Lektorat:

Natalija Cobanov,

Kerntechnische

Gesellschaft e. V.

(KTG)

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

T: +49 30 498555-50

F: +49 30 498555-51

E-Mail:

natalija.cobanov@

ktg.org

www.ktg.org

Während des anderthalbtägigen Aufenthalts erfuhr die

Reisegruppe sehr viel Freundlichkeit und Offenheit seitens

der Kraftwerksmitarbeiter. Ihnen wurde zudem ausgesprochen

viel Interesse entgegengebracht.

Nach der sechsstündigen Rückfahrt per Auto, durch die

weiten südukrainischen Ebenen, klang der letzte Abend in

Kiew gemütlich aus.

Ein ausführlicher Artikel zur Exkursion wird in der

nächsten atw Ausgabe November/Dezember veröffentlicht.

Weitere Bilder und Verknüpfungen zu externen Berichten

werden auch auf der Homepage der KTG unter

www.ktg.org zur Verfügung gestellt.

Helge Gottschling, Natalija Cobanov und Sebastian Hahn

Fachgruppe Nutzen der Kerntechnik

und Energiesysteme: Einladung zur

Jahrestagung 2018

Auf der Jahresmitgliederversammlung der KTG 2018

wurde beschlossen, dass die Fachgruppen „Nutzen der

Kerntechnik“ und „Energiesysteme und Energie wirtschaft“

fusionieren. Daher macht es sich notwendig, einen neuen

Vorstand zu wählen. Ich (Eckehard Göring, Sprecher der

FG Nutzen) stelle mich als Sprecher der neuen Fachgruppe

zur Wahl. Gleichzeitig bitte ich um weitere personelle

Vorschläge für den Vorstand.

Tagungsort: Hotel „Inselhof Vineta“,

Seebad Zempin, Insel Usedom

Anmeldung im Hotel erfolgt von jedem Teilnehmer selbstständig

unter dem Kennwort: „Bürger-für-Technik“ oder

„FG Nutzen“.

Bitte melden Sie sich verbindlich bis zum 10. Oktober

2018 an, unter eckehard.goering@ googlemail.com

oder per Fax an: 0345-6866969

Weitere Informationen sind auf den Webseiten der

KTG, www.ktg.org, verfügbar, so das vorläufige Programm

und weitere Hinweise zu Anmeldung und Unterkunft.

Vorträge können noch angenommen werden.

Eckehard Göring

Sprecher der FG Nutzen der Kerntechnik, KTG

Junge Generation in der Kerntechnik

Einladung zur Tagung

in München-Garching

6. – 8. November 2018,

München- Garching

„Kerntechnik, Strahlenschutz, Medizin –

Anwendungsfelder von Strahlung

von der Forschung zur Praxis“

Der Ausstieg aus der Nutzung der Kernenergie ist

beschlossen und der Rückbau der bereits abgeschalteten

Kraftwerke ist bereits begonnen worden.

Der aktuelle Fokus von Forschung und Entwicklung

liegt augenscheinlich auf Rückbau und Endlagerung.

Doch gibt es in Deutschland noch eine Vielzahl an Universitäten,

Industrieunternehmen, Forschungseinrichtungen

und Behörden die auf diversen Feldern im Bereich der

Kerntechnik, Strahlenschutz und Medizin forschen und

tätig sind.

In Garching bei München sowie in München selbst

sind eine Vielzahl an Unternehmen und Einrichtungen

beheimatet die sowohl in Forschung und Entwicklung als

auch in der Praxis tätig sind.

Mit unserer Nachwuchstagung möchten wir in diesem

Jahr den Fokus weg von dem dominierenden Thema Rückbau

und Endlagerung wegbewegen. Wir möchten zeigen

wie Strahlung sowohl in der Kerntechnik als auch in der

Medizin genutzt wird. Welche Rollen spielen Behörden

und Sachverständige und auf welchen Themenfeldern

wird derzeit geforscht.

Aufgrund von Sicherheitsanforderungen ist die Teilnehmerzahl

auf maximal 48 Personen begrenzt.

Anmeldeformular, Programm und Kontaktdaten

finden Sie auf der Webseite www.junge-generation.org

Vorstand der JUNGEN GENERATION

Herzlichen Glückwunsch!

Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag und wünscht ihnen weiterhin alles Gute!

November 2018

95 Jahre | 1923

4. Dipl.-Ing. Kurt W. Backhaus, Erlangen

93 Jahre | 1925

6. Dr. Arnold Spang, Erlangen

92 Jahre | 1926

17. Dr. Karl-Ludwig Huppert, Karlsruhe

91 Jahre | 1927

7. Dipl.-Ing. Dietrich Lindenberg,

Bruchköbel

90 Jahre | 1928

21. Prof. Dr. Wolfgang Schikarski,

Diessen/Ammersee

89 Jahre | 1929

9. Dipl.-Ing. Amandus Brandstetter,

Overath

88 Jahre | 1930

4. Dipl.-Ing. Wolfgang Kluger,

Eggenstein-Leopoldshafen

24. Dr. Urban Cleve, Dortmund

86 Jahre | 1932

2. Josef Manz, Linkenheim-Hochstetten

14. Prof. Dr. Reinhard Brandt, Marburg

27. Ing. Walter Reim, Gundremmingen

29. Dipl.-Ing. Karl F. Schlupp, Essen

84 Jahre | 1934

3. Dipl.-Phys. Hans-Christoph Breest,

St. Augustin

8. Dipl.-Phys. Klaus Ehlers, Viernheim

21. Dr. Werner Rudloff, Uttenreuth

22. Dr.-Ing. Jochen Höchel,

Bergisch Gladbach

26. Dipl.-Ing. Peter Ruße, Dortmund

KTG Inside


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

83 Jahre | 1935

12. Prof. Dr. Karl Ehrlich, Kralsruhe

13. Dr. Aleksandar Stojadinovic, Köln

82 Jahre | 1936

10. Dipl.-Ing. Stefan Beliczey,

Bergisch Gladbach

20. Dipl.-Ing. Dieter Scholz,

Glashütten

81 Jahre | 1937

8. Dr. Hartmut Bilger, Ettlingen

19. Dr. Ulrich Tillessen,

Waldshut-Tiengen

26. Dr. Armin Hermann, Brugg/CH

80 Jahre | 1938

19. Dr. Friedrich Reiss, Ketsch

79 Jahre | 1939

22. Dr. Heinz Koinig, Enzersdorf/AT

28. Dr. Karl-Heinz Blank, Mannheim

78 Jahre | 1940

2. Dipl.-Ing. Wolfram Schmidt,

Bad Bentheim

3. Prof. (em.) Dr. Jürgen Knorr, Dresden

14. Ing. Uwe Siekmann,

Bergisch Gladbach

24. Dr. Dietmar Keil, Stuttgart

77 Jahre | 1941

9. Dr. Gotthart Stein, Bonn

18. Dipl.-Ing. Reinhard Storz, Rösrath

76 Jahre | 1942

10. Dipl.-Ing. Harald Klinkert, Ründeroth

22. Dr. Ulrich Grundmann, Dresden

75 Jahre | 1943

25. Dr. Holger Teichel, Hemmingen

29. Kurt Frischengruber,

Langensendelbach

70 Jahre | 1948

4. Harald Clever, Heppenheim

15. Dipl.-Phys. Knut Emmert, Frankfurt

16. Dr. Bernhard Stellwag, Nürnberg

23. Dr. Wieland Kelm, Karlstadt

24. Dipl.-Ing. Uwe Willrodt, Köln

30. Dipl.-Ing. Udo Helwig, Dresden

65 Jahre | 1953

1. Manfred Müller, Nürnberg

2. Dr. Dipl.-Ing. Karl-Heinz Czychon,

Weinheim

5. Dr.-Ing. Heinz-Günther Sonnenburg,

Erding

6. Christian Hillrichs, Großenseebach

7. Wolfgang Timpf, Greifswald

60 Jahre | 1958

1. Detlef Fuchs, Nordenham

8. Peter Markert, Radebeul

13. PD Dr. Ron Dagan

50 Jahre | 1968

5. Claudius Grasnick, Erlangen

Wenn Sie keine

Erwähnung Ihres

Geburtstages in

der atw wünschen,

teilen Sie dies bitte

rechtzeitig der KTG-

Geschäftsstelle mit.

551

NEWS

Top

New IAEA report highlights

nuclear power’s role in

mitigating climate change

(iaea) Nuclear power can make a vital

contribution to meeting climate

change targets while delivering the

increasingly large quantities of electricity

needed for global economic

development, according to a new

IAEA report.

“Climate Change and Nuclear

Power 2018” has been updated from

the last report released in 2016 to

include the latest scientific information

and analyses on the link

between energy production and

climate change. With the report, the

IAEA hopes to make a useful contribution

to the deliberations of policy

makers participating in the activities

of forums including the United

Nations Framework Convention on

Climate Change, which provides the

international legal framework for

addressing climate change.

The Paris Agreement to the Convention

seeks to limit the increase in global

average temperatures to well below

2 °C relative to preindustrial levels by

encouraging the use of low-carbon

energy sources to reduce GHG emissions.

Some 70 % of the world’s electricity

currently comes from burning

fossil fuels, but to meet climate goals

by 2050, 80 % of electricity will need to

be low carbon, according to the International

Energy Agency.

“This scenario requires a significant

scaling up of all clean, low- carbon

technologies such as nuclear power,

with electricity demand expected to

rise sharply in the coming years as

countries need more power for development,”

said IAEA Deputy Director

General Mikhail Chudakov, Head of

the Department of Nuclear Energy. “If

nuclear power deployment doesn’t

expand in line with this scenario, the

other technologies may not fill the gap

– and we may not meet our climate

targets.”

Nuclear power currently generates

almost 11 % of the world’s electricity,

which amounts to one-third of the

globe’s low-carbon electricity. However,

according to the new IAEA

report, global electricity demand is

expected to almost double by 2050.

Yet the future contribution of nuclear

power and other low-carbon sources

to the world’s energy mix will depend

on a variety of factors and drivers,

including yet to be defined rules for

implementing the Paris Agreement.

The new report looks closely at

how the nuclear industry’s efforts to

address challenges to greater deployment

of nuclear power – such as radioactive

waste, safety concerns and high

investment costs – could significantly

boost the potential of the low-carbon

source to contribute to climate change

mitigation. Such efforts include progress

in the development of waste

disposal repositories, reactors with

passive and inherent safety systems,

reactors that generate less waste and

reactors with alternative cost models.

Nevertheless, the IAEA’s latest

annual projections for nuclear power,

released earlier this week, show that

its generating capacity risks shrinking

as ageing reactors are retired and the

industry grapples with reduced competitiveness.

Next week, the IAEA’s annual Scientific

Forum will examine ways in

which nuclear science and technology

can contribute to addressing the challenges

of climate change following the

adoption of the UN Sustainable Development

Goals in 2015 and the Paris

Agreement. In October 2019, the IAEA

will host experts and policy makers

from around the world for an International

Conference on Climate Change

and the Role of Nuclear Power.

| | www.iaea.org

World

New IAEA energy projections

see possible shrinking role for

nuclear power

(iaea) Nuclear power’s electricity

generating capacity risks shrinking in

the coming decades as ageing reactors

are retired and the industry struggles

with reduced competitiveness, according

to a new IAEA report. The declining

trend may set back global efforts

to mitigate climate change, IAEA

Director General Yukiya Amano said.

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

552

NEWS

| | New IAEA report highlights nuclear power’s role in mitigating climate change, but further efforts are

needed, as nuclear new build.

The 38 th edition of Energy, Electricity

and Nuclear Power Estimates

for the Period up to 2050, published

today, provides detailed global trends

in nuclear power by region. Its projections

for nuclear electricity generating

capacity are presented as low and high

estimates, reflecting different driving

factors that have an impact on the

worldwide deployment of the lowcarbon

energy source.

Overall, the new projections suggest

that nuclear power may struggle

to maintain its current place in the

world’s energy mix. In the low case to

2030, the projections show nuclear

electricity generating capacity falling

by more than 10 % from a net installed

capacity of 392 gigawatts (electrical)

(GW(e)) at the end of 2017. In

the high case, generating capacity

increases 30 % to 511 GW(e), a drop

of 45 GW(e) from last year’s projection.

Longer term, generating

capacity declines to 2040 in the low

case before rebounding to 2030 levels

by mid- century, when nuclear is seen

pro viding 2.8 % of global generating

capacity compared with 5.7 % today.

“The declining trend in our low

projection for installed capacity up to

2050 suggests that, without significant

progress on using the full

potential of nuclear power, it will be

difficult for the world to secure sufficient

energy to achieve sustainable

development and to mitigate climate

change,” Amano said.

The wide range in the projections

is also due to the considerable number

of reactors scheduled to be retired

around 2030 and beyond, particularly

in North America and Europe, and

whether they will be replaced by

new nuclear capacity.

Nuclear power produced about

10 % of the world’s electricity in 2017,

accounting for about one-third of

total low-carbon electricity. As of

today, the world’s 455 operating

nuclear power reactors have a

record level of 399.8 GW(e) total

net installed capacity.

Over the short term, the low price

of natural gas, the impact of renewable

energy sources on electricity

prices, and national nuclear policies

in several countries following the

accident at Japan’s Fukushima Daiichi

Nuclear Power Plant in 2011 are expected

to continue weighing on

nuclear power’s growth prospects,

according to the report. In addition,

the nuclear power industry faces

increased construction times and

costs due to heightened safety requirements,

challenges in deploying

advanced technologies and other

factors.

Still, interest in nuclear power

remains strong in the developing

world, particularly in Asia where

Operating Results May 2018

Plant name Country Nominal

capacity

Type

gross

[MW]

net

[MW]

Operating

time

generator

[h]

Energy generated. gross

[MWh]

Month Year Since

commissioning

Time availability

[%]

Energy availability

[%] *) Energy utilisation

[%] *)

Month Year Month Year Month Year

OL1 Olkiluoto 2,3) BWR FI 910 880 306 277 364 2 899 700 257 553 886 41.13 87.91 40.89 87.17 40.97 87.95

OL2 Olkiluoto 1) BWR FI 910 880 599 518 559 2 995 465 247 294 647 80.47 90.52 75.92 89.46 75.76 89.87

KCB Borssele 1,4) PWR NL 512 484 210 99 694 1 568 629 159 775 548 26.61 84.40 26.48 84.37 26.13 84.78

KKB 1 Beznau 7) PWR CH 380 365 744 284 133 669 349 125 415 436 100.00 48.58 100.00 48.22 100.57 48.52

KKB 2 Beznau 7) PWR CH 380 365 744 282 703 1 387 347 132 552 220 100.00 100.00 100.00 100.00 100.02 100.80

KKG Gösgen 7) PWR CH 1060 1010 744 777 038 3 845 497 309 040 084 100.00 100.00 99.99 99.97 98.53 100.13

KKM Mühleberg BWR CH 390 373 744 285 350 1 386 340 125 724 485 100.00 99.48 99.68 99.07 98.34 98.12

CNT-I Trillo 1,2) PWR ES 1066 1003 428 438 968 3 479 903 242 504 327 57.51 91.28 56.62 91.08 54.88 89.67

Dukovany B1 PWR CZ 500 473 254 118 851 1 560 579 110 191 061 34.14 86.48 33.30 86.16 31.95 86.15

Dukovany B2 PWR CZ 500 473 724 344 508 1 092 467 105 715 004 97.31 61.33 93.64 60.33 92.61 60.31

Dukovany B3 PWR CZ 500 473 705 338 938 1 673 385 104 295 812 94.76 93.65 93.79 93.26 91.11 92.38

Dukovany B4 PWR CZ 500 473 744 366 062 1 686 582 104 958 324 100.00 93.82 99.93 93.42 98.40 93.10

Temelin B1 PWR CZ 1080 1030 744 796 899 2 346 867 108 828 161 100.00 60.31 99.96 59.96 98.99 59.93

Temelin B2 PWR CZ 1080 1030 744 805 360 3 946 076 105 436 022 100.00 100.00 99.99 100.00 100.23 100.85

Doel 1 2) PWR BE 454 433 0 0 1 229 715 135 444 462 0 74.53 0 74.49 0 74.74

Doel 2 2) PWR BE 454 433 521 236 178 1 549 672 133 801 939 70.08 93.86 69.84 93.57 69.72 94.04

Doel 3 2) PWR BE 1056 1006 0 0 0 251 169 221 0 0 0 0 0 0

Doel 4 PWR BE 1084 1033 744 806 589 3 966 261 258 512 102 100.00 100.00 100.00 99.97 99.01 99.98

Tihange 1 PWR BE 1009 962 744 744 323 3 668 210 294 507 085 100.00 99.52 99.95 99.34 99.24 100.71

Tihange 2 PWR BE 1055 1008 744 783 990 3 834 267 252 783 805 100.00 100.00 99.99 99.53 100.51 100.92

Tihange 3 2) PWR BE 1089 1038 0 0 2 332 443 271 227 273 0 59.01 0 58.93 0 59.07

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

countries such as China and India

need huge amounts of electricity and

also want to reduce greenhouse

gas emissions. Commitments agreed

to at the 21st session of the United

Nations Climate Change Conference

(COP21) could also produce a positive

impact on nuclear energy development

in the future, according to

the publication.

| | www.iaea.org

Reactors

Bulgaria: Investor for Belene

expected for 2019

(nucnet) The Bulgarian government

is expecting to choose a potential

investor for the Belene nuclear power

Operating Results June 2018

station project in early 2019, local

media said.

The energy minister Temenuzhka

Petkova told a visiting delegation of

Chinese officials that early 2019 is a

“realistic” deadline for choosing an

investor for the project, the local daily

Dnevnik reported.

On 29 June 2018, the Bulgarian

government decided to formally revive

the Belene project. The government

intends to attract private investment

for the project, subject to the

absence of state guarantees and longterm

electricity purchase contracts.

Bulgaria has not announced a

tender yet, but earlier reports said

four companies are interested in

the project. China National Nuclear

Corporation expressed its formal interest

in March 2018.

Two 1,000-MW VVER pressurised

water reactor units were to be built at

Belene before the project was cancelled

in 2012 because of concerns

over financing.

| | www.gov.be

Finland: Fennovoima –

Hanhikivi-1 construction start

scheduled for 2020

(nucnet) Fennovoima, The company

building the Hanhikivi-1 nuclear unit

in northwest Finland says its target is

to get the construction licence in 2019

and to begin construction in 2020.

Fennovoima, which is building a

Russia-supplied 1,200-MW VVER pressurised

water reactor at Hanhikivi, was

responding to un confirmed reports in

Russian media that the project is

behind schedule.

| | www.fennovoima.fi

*)

Net-based values

(Czech and Swiss

nuclear power

plants gross-based)

1)

Refueling

2)

Inspection

3)

Repair

4)

Stretch-out-operation

5)

Stretch-in-operation

6)

Hereof traction supply

7)

Incl. steam supply

8)

New nominal

capacity since

January 2016

9)

Data for the Leibstadt

(CH) NPP will

be published in a

further issue of atw

BWR: Boiling

Water Reactor

PWR: Pressurised

Water Reactor

Source: VGB

553

NEWS

Plant name Country Nominal

capacity

Type

gross

[MW]

net

[MW]

Operating

time

generator

[h]

Energy generated. gross

[MWh]

Month Year Since

commissioning

Time availability

[%]

Energy availability

[%] *) Energy utilisation

[%] *)

Month Year Month Year Month Year

OL1 Olkiluoto BWR FI 910 880 180 139 636 3 039 336 257 693 522 25.01 77.48 21.40 76.26 21.31 76.90

OL2 Olkiluoto BWR FI 910 880 720 656 624 3 652 090 247 951 271 100.00 92.10 100.00 91.20 99.13 91.40

KCB Borssele 1) PWR NL 512 484 477 235 169 1 803 798 160 010 717 68.78 81.81 65.22 81.19 63.78 81.30

KKB 1 Beznau 7) PWR CH 380 365 720 271 595 940 944 125 687 031 100.00 57.10 100.00 56.80 99.27 56.94

KKB 2 Beznau 1,7) PWR CH 380 365 611 228 751 1 616 098 132 780 971 84.86 97.49 84.62 97.45 83.33 97.90

KKG Gösgen 1,2,7) PWR CH 1060 1010 204 183 524 4 029 021 309 223 608 28.26 88.11 24.54 87.46 24.05 87.52

KKM Mühleberg BWR CH 390 373 720 274 120 1 660 460 125 998 605 100.00 99.56 99.89 99.20 97.62 98.03

CNT-I Trillo 1,2) PWR ES 1066 1003 117 110 052 3 589 955 242 614 379 16.26 78.84 14.26 78.34 14.13 77.15

Dukovany B1 1,2) PWR CZ 500 473 0 0 1 560 579 110 191 061 0 72.14 0 71.87 0 71.87

Dukovany B2 PWR CZ 500 473 720 355 004 1 447 471 106 070 008 100.00 67.74 99.85 66.88 98.61 66.66

Dukovany B3 PWR CZ 500 473 720 348 346 2 021 731 104 644 158 100.00 94.70 100.00 94.37 96.76 93.10

Dukovany B4 PWR CZ 500 473 720 352 870 2 039 452 105 311 194 100.00 94.84 100.00 94.51 98.02 93.92

Temelin B1 PWR CZ 1080 1030 720 773 109 3 119 976 109 601 270 100.00 66.89 99.78 66.56 99.24 66.46

Temelin B2 PWR CZ 1080 1030 693 715 461 4 661 537 106 151 483 96.25 99.38 96.01 99.34 92.01 99.38

Doel 1 2) PWR BE 454 433 0 0 1 229 715 135 444 462 0 62.18 0 62.14 0 62.35

Doel 2 2) PWR BE 454 433 0 0 1 549 672 133 801 939 0 78.30 0 78.06 0 78.45

Doel 3 3) PWR BE 1056 1006 0 0 0 251 169 221 0 0 0 0 0 0

Doel 4 PWR BE 1084 1033 682 728 312 4 694 573 259 240 414 94.68 99.12 93.57 98.91 92.30 98.70

Tihange 1 PWR BE 1009 962 720 715 312 4 383 522 295 222 397 100.00 99.60 99.95 99.44 98.50 100.34

Tihange 2 PWR BE 1055 1008 720 753 242 4 587 509 253 537 046 100.00 100.00 99.91 99.59 99.76 100.73

Tihange 3 3) PWR BE 1089 1038 0 0 2 332 443 271 227 273 0 49.22 0 49.16 0 49.28

Operating Results June 2018

Plant name

Type

Nominal

capacity

gross

[MW]

net

[MW]

Operating

time

generator

[h]

Energy generated, gross

[MWh]

Time availability

[%]

Energy availability Energy utilisation

[%] *) [%] *)

Month Year Since Month Year Month Year Month Year

commissioning

KBR Brokdorf DWR 1480 1410 720 953 363 4 661 043 344 853 102 100.00 81.16 99.99 76.92 89.06 72.23

KKE Emsland 2) DWR 1406 1335 411 566 308 5 356 700 340 679 983 57.11 89.48 56.37 89.31 55.92 87.72

KWG Grohnde DWR 1430 1360 720 960 810 4 983 741 371 611 320 100.00 85.61 97.83 83.34 92.61 79.73

KRB C Gundremmingen 4) SWR 1344 1288 720 956 383 4 496 746 325 076 639 100.00 80.65 100.00 79.96 98.33 76.58

KKI-2 Isar 4) DWR 1485 1410 720 1 037 774 6 328 972 347 927 295 100.00 100.00 100.00 99.99 96.71 97.83

KKP-2 Philippsburg 1,2,5) DWR 1468 1402 395.5 560 004 4 909 849 360 077 365 54.93 81.29 54.65 81.10 52.21 75.76

GKN-II Neckarwestheim DWR 1400 1310 720 987 000 5 961 300 326 084 434 100.00 100.00 99.92 99.88 98.08 98.28

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

554

NEWS

India: Planning to increase

installed nuclear capacity

by 15,700 MW

(nucnet) India’s installed nuclear

power capacity is expected to rise

from 6,780 MW to 22,480 MW by

2031, an increase of 15,700 MW

(gross), the Department of Atomic

Energy told parliament.

This expansion is expected to come

through the addition of nine nuclear

power reactors with a cumulative

capacity of 6,700 MW by 2025, and 12

more reactors with a cumulative

capacity of 9,000 MW by 2031, the

DAE said.

The nine reactors expected to

become commercially operational by

2024 are under various phases of

construction, the DEA said. However,

according to International Atomic

Energy Agency figures, there are

seven units currently under construction.

The 12 additional nuclear reactors

were “accorded administrative approval

and financial sanction by the

government in June 2017”, the DAE

said.

The DAE has been indicating since

2008 that it would like to expand the

country’s nuclear power capacity to

63,000 MW by 2032. India mentioned

this target in its climate action pledges

submitted to the United Nations three

years ago during global negotiations

to curb climate change.

But senior officials at the Nuclear

Power Corporation, the public-sector

company that builds and operates the

country’s nuclear plants, signalled in

2015 that the 63,000 MW target

would be lowered.

In June 2018 GE and French

state-controlled utility EDF agreed to

form a partnership to build six EPR

units for a nuclear power project in

western India.

Once fully commissioned, the

Jaitapur project will be the largest

nuclear power station in the world

with an installed capacity of around

9,900 MW.

India is planning to increase its

nuclear share of electricity production

from around 3 % today to 25 % in

2050, minister of state Jitendra Singh

told the country’s parliament in a

written statement in March.

| | dae.nic.in

at least until 2030, the government

has announced.

Releasing a long-awaited draft

energy plan earlier today, energy

minister Jeff Radebe said nuclear

power capacity would remain at

1,860 MW (net) by 2030, which

means there will be no change from

existing capacity.

South Africa’s only nuclear station

at Koeberg has two pressurised

water reactor units that have been

in commercial operation since 1984

and 1985. Their output accounts

for 2.5 % of the country’s energy

generation.

Mr Radebe said renewable energy

will be the key focus over the next

decade with 8,100 MW of additional

capacity added from wind, 5,670 MW

from solar and 2,500 MW from hydro.

He said an additional 1,000- MW of

coal and 8,100 MW of gas capacity

would be added.

The draft plans notes that electricity

consumption is 30% less than

was projected when the plan was last

updated in 2010.

It says detailed “technical, cost and

economic benefit analysis” has been

carried out of other clean energy

technologies such clean coal technology

and nuclear, but gave no

further details.

South Africa’s cabinet approved

the plan on 18 August 2018, but today

t was published for public comment

and consultation.

| | www.gov.za

Swiss regulator: Nuclear

stations adequately protected

against plane crash incidents

(nucnet) Swiss nuclear power

stations have an adequate level

of protection against a deliberate

plane crash incident, according to a

study commissioned by the Swiss

Federal Nuclear Safety Inspectorate

(ENSI).

ENSI said it ordered the study in

2013, but its details, including data,

methodology and results, will remain

classified. The strict measures are

required by both national and international

anti-terrorism and security

guidelines, ENSI said.

According to ENSI, it first ordered

Swiss nuclear operators to conduct a

more in-depth analysis of nuclear

safety in the event of a deliberate

plane crash onto a nuclear power

station following the attacks on

11 September 2001 in the US.

However, ENSI said, since 2001

new types of aircraft have come

into operation and navigation technology

has continued to develop

and therefore the agency ordered

operators to update their safety

analysis in 2013.

ENSI said the new studies needed

to include new flight simulator tests

to determine approach speeds and

collision impact calculations, as well

as consider increased sizes of aircraft

used nowadays.

Switzerland has a fleet of five

commercial nuclear power reactor

units. According to International

Atomic Energy Agency figures, they

provided 33.4 % of the country’s

electricity in 2017.

| | www.ensi.ch

Research

Touring IPP’s fusion devices

per virtual-reality viewer

(ipp-mpg) You seem to be standing in

the plasma vessel looking around:

Where otherwise plasmas with

temperatures of several million

degrees are being investigated, with

a virtual-reality viewer you can now

roam around there.

The viewer gives access at any time

to the plasma vessel of the ASDEX

South Africa puts plans for

new nuclear plants on hold

(nucnet) Plans to expand the South

Africa’s nuclear power capacity by

building up to 9,600 MW of new

nuclear plants have been put on hold

| | South Africa puts plans for new nuclear plants on hold. Eskom´s two unit site Koeberg near Capetown is

still the only NPP in Africa.

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

Upgrade fusion device at Max Planck

Institute for Plasma Physics (IPP) in

Garching, upstairs, downstairs and in

the control room. The plasma vessel

of IPP’s Wendelstein 7-X device at

Greifswald is likewise always open for

a virtual visit, as well as the experimentation

hall and the facilities for

microwave heating.

Here’s the way to ASDEX Upgrade and

Wendelstein 7-X:

• www.sonnenmaschine-vr.de

• www.sternenmaschine-vr.de

A cardboard viewer or a VR headset

provides virtual access by smartphone

(with gyro function and acceleration

sensor) or directly on the screen of a

PC or tablet, depending on the type of

viewer used*. And here’s how it

works: Select the web address of the

device wanted and click there the

viewer symbol to select the virtualreality

mode. The screen then splits in

two, one bit for each eye, thus providing

a spatial image. Now put on the

headset or attach the smartphone to

the viewer and then you can look in

any direction. The VR Setup link on

the split screen adapts the image to

the smartphone or headset used.

Selector switches put you through to

the various sites.

The panoramas were photographed

by Volker Steger and the VR

conversion was done by Eduard Plesa.

| | www.ipp.mpg.de

GRS: Kölner Forscher erproben

neue Untersuchungsmethode

für Abfälle aus der Stilllegung

von Kernkraftwerken

(grs) Wenn ein Kernkraftwerk zurückgebaut

wird, fallen einige Hunderttausend

Tonnen an Bauschutt an. Nur

einige Prozent dieser Abfälle weisen

einen so hohen Anteil an radioaktiven

Stoffen auf, dass sie als radioaktiver

Abfall entsorgt werden müssen.

Forscher der Gesellschaft für Anlagenund

Reaktorsicherheit (GRS) und

der Universität zu Köln arbeiten

derzeit daran, eine neue Messmethode

für die Untersuchung von

Abfällen aus der Stilllegung von

Kernkraftwerken zu etablieren, mit

der Art und Menge der radioaktiven

Stoffe in den Abfällen noch genauer

und zuverlässiger bestimmt werden

können.

Möglichst genau zu wissen, welche

Radionuklide in welcher Menge in

Anlagenteilen vorhanden sind, ist für

viele Aspekte der Stilllegung wichtig

– etwa für die Planung des Strahlenschutzes

oder die Wahl geeigneter

Methoden für die Dekontamination

von Komponenten. Entscheidend ist

| | GRS-Projektleiter Matthias Dewald am Detektor der AMS-Anlage der Kölner Universität. Hier werden

die gesuchten Radionuklide gezählt, nachdem sie durch zwei Massenspektrometer und einen

Beschleuniger von den übrigen Ionen aus der Probe getrennt wurden. (Quelle: GRS)

dieses radioaktive Inventar auch

dafür, welche Materialien aus dem

Rückbau wiederverwendet bzw. als

konventioneller Abfall entsorgt

werden können und welche als

radioaktiver Abfall einzuordnen sind.

Für die Bestimmung des radioaktiven

Inventars spielen Messungen eine

wesentliche Rolle.

Forscher der Gesellschaft für

Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS)

haben sich deshalb zum Ziel gesetzt,

das radioaktive Inventar von aktiviertem

Beton mit einer der genauesten

Methoden zu untersuchen, die der -

zeit zur Bestimmung kleinster Stoffmengen

zur Verfügung steht. In einem

Forschungsprojekt, das mit Mitteln

des Bundesumweltministeriums gefördert

wird, nutzen die Fachleute

dazu gemeinsam mit Wissenschaftlern

der Abteilung Nuklearchemie und

des Instituts für Kernphysik der

Univer sität zu Köln die sogenannte

Beschleuniger-Massenspektrometrie –

kurz AMS (accelerator mass spectrometry).

Auf längere Sicht streben Dewald

und seine Kollegen einen Materialwechsel

an: Nach dem Beton soll

mittels AMS aktiviertes Graphit

untersucht werden, das in Reaktoren

verbaut wurde. Das findet sich nicht

nur in Reaktoren der Tschernobyl-

Baulinie RBMK, sondern wurde auch

in Deutschland im Hochtemperaturreaktor

THTR-300 in Hamm und

in mehreren Forschungsreaktoren

verwendet.

| | www,grs,de

Company News

Framatome: SUSI submarine

robot enables successful

visual Inspection at Ascó NPP

(framatome) Framatome has successfully

performed a complete visual

inspection of the tube bundle top

structure of a steam generator in the

Spanish nuclear power plant at Ascó

Unit 2.

Framatome’s team used the wellproven

underwater inspection submarine

system SUSI. This small,

remote-controlled submarine navigates

the primary circuit as well as the

steam generator’s secondary side

of nuclear power plants and is

equipped with technology for various

appli cations. Such inspections aims

at confirming the system integrity

and the safety of the plant’s operation.

“This success shows our ability to

perform complex inspections in

nuclear power plants of all designs,

anywhere in the world. Moreover, it

is an important step in strengthening

our presence in the Spanish market“,

said Catherine Cornand, Senior Executive

Vice President of Framatome’s

Installed Base Business Unit.

Framatome draws on 40 years

of excellence in steam generator

services for any reactor designs in

more than 45 nuclear power plants

worldwide.

The Spanish nuclear power plant

Ascó is operated by ANAV, Asociación

Nuclear Asco-Vandellos. It consists

of two pressurized water reactors.

555

NEWS

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

556

NEWS

Asco 1 started operating in 1984 and

has an installed net capacity of

1031 MWe, while Asco 2 started in

1986 with an installed net capacity

of 1027 MWe.

| | www.framatome.com

Framatome wins I&C

modernization contract for

EDF’s 900 MW reactors

(framatome) Framatome will be upgrading

the Instrumentation & Control

(I&C) system on EDF’s 900 MWe

reactor fleet in France. Following on

from the studies already underway

since 2015, the first on-site operations

will begin in 2019, coinciding with

the fourth ten-yearly inspections of

the 900 MWe series reactors.

These works are scheduled to be

carried out on 32 reactors. It forms a

part of the overall French nuclear

reactor modernization program

designed in particular to extend the

lifespan of the reactors beyond

40 years.

Framatome, as prime contractor

will leverage its own expertise and

partner with other French companies

to procure a part of the technology

associated with this contract. This

contract illustrates thus the complementarity

of competencies within

the French Nuclear sector.

Frédéric Lelièvre, Framatome’s

SEVP Sales, Regions and I&C, commented:

“Following the contract

awarded to us in 2011 to modernize

the I&C system on the 1,300 MWe

series reactors in France, we are

delighted that EDF has chosen us

again.”

| | www.framatome.com

Orano: Inauguration of the

conversion plant at the Orano

Tricastin site

(orano) The new Philippe Coste conversion

plant located at the Orano

Tricastin site (Drôme, France) was

inaugurated by Delphine Gény-

Stephann, Secretary of State to

the Minister for the Economy and

Finance, accompanied by Philippe

Varin, Chairman of the Orano

Group Executive Board, and Philippe

Knoche, Orano CEO.

This inauguration took place in

the presence of 60 international customers

of the group, representatives

of French and European administrations,

parliamentarians, elected

officials and local stakeholders.

The new plant incorporates technological

innovations in terms of

safety, the environment and improved

industrial performance. It enables

recycling of chemical reagents, offers

a reduction in water consumption

of as much as 90 % and features

extensive automation of instrumentation

and control functions to improve

management of the process.

Its construction has involved more

than 240 companies, most of them in

the region.

This new plant is part of the Orano

Tricastin site’s broader industrial

modernization program, in which the

group has invested over 5 billion euros

over the past decade. Representing

total investment outlay of 1.150 billion

euros, the project implemented

at the Malvési (Aude, France) and

Tricastin (Drôme, France) sites, is one

which will enable Orano to develop

its position on the conversion market

equipped with the most modern plant

in the world.

The Philippe Coste and Georges

Besse 2 plants at the Orano Tricastin

site will be used to manufacture

nuclear fuel to produce low-carbon

electricity for more than 90 million

homes.

| | www.orano.group

Publications

Energiemarkt

Deutschland

Hans-Wilhelm Schiffer

(atw) The book Energiemarkt Deutschland

(The German Energy Market)

provides an up-to-date overview of

the structure and development of

the German energy market. The focus

is on demand and supply structures

in the markets for oil, lignite, hard

coal and electricity. Renewable

energies are covered by a comprehensive

chapter separately. Other focal

points are the determinants and the

development of prices for oil, coal,

natural gas and electricity. The international

climate protection agreements

are treated as well as the legal

and political framework at the

European level. The implementation

of greenhouse gas emissions trading

and its consequences are explained.

The book is not limited to a description

of the energy and climate policy

setting. Rather, it also shows how

the major economic and societal

challenges associated with the

energy transition can be mastered.

Key facts and figures on energy

market labelling are illustrated in

more than 100 tables and around 200

graphs.

Hans-Wilhelm Schiffer

Energiemarkt Deutschland

(German).

1. Aufl. 2018,

648 S., 199 Abb.,

Book (89.99 € incl. eBook)

+ eBook (69.99 €)

| | www.springer.com

Market data

(All information is supplied without

guarantee.)

Nuclear Fuel Supply

Market Data

Information in current (nominal)

U.S.-$. No inflation adjustment of

prices on a base year. Separative work

data for the formerly “secondary

market”. Uranium prices [US-$/lb

U 3 O 8 ; 1 lb = 453.53 g; 1 lb U 3 O 8 =

0.385 kg U]. Conversion prices [US-$/

kg U], Separative work [US-$/SWU

(Separative work unit)].

2014

• Uranium: 28.10–42.00

• Conversion: 7.25–11.00

• Separative work: 86.00–98.00

2015

• Uranium: 35.00–39.75

• Conversion: 6.25–9.50

• Separative work: 58.00–92.00

2016

• Uranium: 18.75–35.25

• Conversion: 5.50–6.75

• Separative work: 47.00–62.00

2017

• Uranium: 19.25–26.50

• Conversion: 4.50–6.75

• Separative work: 39.00–50.00

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

2018

January 2018

• Uranium: 21.75–24.00

• Conversion: 6.00–7.00

• Separative work: 38.00–42.00

February 2018

• Uranium: 21.25–22.50

• Conversion: 6.25–7.25

• Separative work: 37.00–40.00

March 2018

• Uranium: 20.50–22.25

• Conversion: 6.50–7.50

• Separative work: 36.00–39.00

April 2018

• Uranium: 20.00–21.75

• Conversion: 7.50–8.50

• Separative work: 36.00–39.00

May 2018

• Uranium: 21.75–22.80

• Conversion: 8.00–8.75

• Separative work: 36.00–39.00

June 2018

• Uranium: 22.50–23.75

• Conversion: 8.50–9.50

• Separative work: 35.00–38.00

July 2018

• Uranium: 23.00–25.90

• Conversion: 9.00–10.50

• Separative work: 34.00–38.00

| | Source: Energy Intelligence

www.energyintel.com

Cross-border Price

for Hard Coal

Cross-border price for hard coal in

[€/t TCE] and orders in [t TCE] for

use in power plants (TCE: tonnes of

coal equivalent, German border):

2012: 93.02; 27,453,635

2013: 79.12, 31,637,166

2014: 72.94, 30,591,663

2015: 67.90; 28,919,230

2016: 67.07; 29,787,178

2017: 91.28, 25,739,010

2018

I. quarter: 89.88; 5.838.003

| | Source: BAFA, some data provisional

www.bafa.de

EEX Trading Results

August 2018

(eex) In August 2018, the European

Energy Exchange (EEX) increased

volumes on its power derivatives

markets by 52 % to 271.3 TWh ( August

2017: 178.9 TWh). In the Phelix products

for Germany, Austria and

Germany/Austria, volumes increased

by 44 % to 153.2 TWh ( August 2017:

106.1 TWh). Also on the markets for

France (24.7 TWh, +18 %), Italy

(40.3 TWh, +34 %) and the Netherlands

(1.3 TWh, +14 %), EEX achieved

| | Uranium spot market prices from 1980 to 2018 and from 2008 to 2018. The price range is shown.

In years with U.S. trade restrictions the unrestricted uranium spot market price is shown.

| | Separative work and conversion market price ranges from 2008 to 2018. The price range is shown.

)1

In December 2009 Energy Intelligence changed the method of calculation for spot market prices. The change results in virtual price leaps.

clear double-digit growth. Options

markets contributed 36.3 TWh to the

total volume ( August 2017: 10.8 TWh).

The August volume comprised

163.2 TWh traded at EEX via Trade

Registration with subsequent clearing.

Clearing and settlement of

all exchange trans actions was executed

by European Commodity

Clearing (ECC).

On the EEX markets for emission

allowances, the total trading volume

almost tripled to 252.1 million

tonnes of CO 2 in August (August 2017:

85.7 million tonnes of CO 2 ). In

particular, EEX recorded significant

growth on the derivatives market.

For the first time, trading volumes

in EUA Options accounted for more

than half of the total emissions

volume (129.9 million tonnes

of CO 2 ). Volumes in EUA Futures

doubled to 72.3 million tonnes

of CO 2 (August 2017: 36.8 million

tonnes of CO 2 ). Primary market auctions

contributed 39.7 million tonnes

of CO 2 to the total volume.

The Settlement Price for base load

contract (Phelix Futures) with

delivery in 2019 amounted to

50.70 €/MWh. The Settlement

Price for peak load contract (Phelix

Futures) with delivery in 2019

amounted to 61.69 €/MWh.

The EUA price with delivery in

December 2018 amounted to

17.39/21.30 €/ EUA (min./max.).

| | www.eex.com

MWV Crude Oil/Product Prices

July 2018

(mwv) According to information

and calculations by the Association

of the German Petroleum Industry

MWV e.V. in July 2018 the prices

for super fuel, fuel oil and heating

oil noted slightly lower compared

with the pre vious month June 2018.

The average gas station prices for

Euro super consisted of 147.45 €Cent

( June 2018: 147.60 €Cent, approx.

-0.10 % in brackets: each information

for pre vious month or rather previous

month comparison), for diesel fuel of

128.29 €Cent (129.41; -0.38 %) and

for heating oil (HEL) of 67.15 €Cent

(67.67 €Cent, -0.77 %).

Worldwide crude oil prices

(monthly average price OPEC/Brent/

WTI, Source: U.S. EIA) were slightly

higher, approx. +1.48 % (-2.52 %) in

July 2018 compared to June 2018.

The market showed a stable

development with slightly higher

prices; each in US-$/bbl: OPEC

basket: 73,27 (73.22); UK-Brent:

74.25 (74.40); West Texas Intermediate

(WTI): 70.98 (67.87).

| | www.mwv.de

557

NEWS

News


atw Vol. 63 (2018) | Issue 10 ı October

558

Our Planet Will Be the Loser if We Allow Nuclear Energy

to Ebb Away

John Shepherd

NUCLEAR TODAY

John Shepherd is a

UK-based energy

writer and editor-inchief

of Energy

Storage Publishing.

Links to reference

sources:

IAEA report –

https://bit.ly/2O5poT1

MIT study –

https://bit.ly/2FNkTJk

A newly-released report from the International Atomic Energy Agency (IAEA), which suggests nuclear power may

“struggle” to keep its current place in the world’s energy mix, should serve as a wake-up call.

According to the report, Energy, Electricity and Nuclear Power

Estimates for the Period up to 2050, the retirement of ageing

reactors and ongoing struggles with competi tiveness could

lead to “shrinking” nuclear electricity generating capacity.

IAEA director-general Yukiya Amano has rightly warned

this declining trend could be a setback for international

efforts to mitigate climate change.

In the projected ‘low case’ scenario to 2030, the report

shows nuclear electricity generating capacity falling by

more than 10 % from a net installed capacity of 392 gigawatts

(electrical) (GW(e)) at the end of 2017. In the ‘high

case’, generating capacity increases 30 % to 511 GW(e), a

drop of 45 GW(e) from last year’s projection.

According to the report, longer term, generating capacity

declines to 2040 in the low case “before rebounding to 2030

levels by mid-century, when nuclear is seen providing 2.8 %

of global generating capacity compared with 5.7 % today”.

The projections are based on a critical review of the

global and regional energy, electricity and nuclear power

projections made by other international organisations,

national projections supplied by individual countries for a

recent OECD Nuclear Energy Agency study and the estimates

of the expert group participating in the IAEA’s yearly consultancy

on nuclear capacity projections.

This combined data, albeit only forecasts, makes for

worrying reading. And in the short term, the figures

indicate that political (rather than necessarily practical)

favouritism of subsidised and “intermittent” renewable

energy sources will have an impact on electricity prices

and in turn impede nuclear’s growth prospects in some

regions of the world. The low price of natural gas will also

have a role to play, according to the report.

Compared with projections for 2017 to 2030, the 2018

projections were reduced by 45 GW(e) in the high case and

increased by 6 GW(e) in the low case. The report’s authors

say these reductions are a knock-on effect from the nuclear

accident at Japan’s Fukushima-Daiichi nuclear plant

among other factors.

Of further concern is the report’s acknowledgement of

“increasing uncertainties” in its projections because of the

“considerable number of reactors scheduled to be retired”

in some regions around 2030 and beyond.

It is clear that significant new nuclear capacity will be

needed to counter the impact of reactor retirements (as a

result of plant ageing and economic difficulties) but where

will new nuclear come from?

The report said interest in nuclear power “remains

strong” in some regions, particularly in the developing

world, but “interest” is not enough if the world’s nuclear

energy industry is going to shake off the perception that it

could be in a downward spiral. That must not be allowed to

happen.

Globally, electricity accounted for about 19 % of the

total final energy consumption in 2017, according to the

IAEA report. About 70 % of the final energy consumption

was in the form of fossil fuels. The contribution of hydropower

and renewable energy sources continued to increase

significantly, reaching 25.1 % in 2017, but the share of

nuclear electricity production remained at about 10.3 % of

the total electricity production.

Nuclear Today

Our Planet Will Be the Loser if We Allow Nuclear Energy to Ebb Away

ı John Shepherd

The report projects global nuclear electrical generating

capacity will increase to 511 GW(e) by 2030 and to

748 GW(e) by 2050 in the high case. This would represent

a 30 % increase over current levels by 2030 and a 90 %

increase of capacity by 2050.

However, in the low case, the world nuclear electrical

generating capacity is projected to gradually decline until

2040 and “then rebound to the 2030 level by 2050”.

This means the share of nuclear electrical generating

capacity in the world total electrical capacity would be

about 3 % in the low case and about 6 % in the high case by

the middle of the century. This is not good enough.

Clean nuclear’s environmental credentials should give

us every reason to make a renewed effort to turn the

situation around and positively seek out new investments

in advanced nuclear technology.

We must not allow the nuclear energy industry to be

wrong footed. We’ve made huge advances in demonstrating

nuclear’s environmental credentials over the past

20 years or so.

There are sensible voices in the world that understand

this, thank goodness. A new study from the Massachusetts

Institute of Technology (MIT) in the US said the world will

increasingly need to make deep reductions in carbon

emissions to mitigate the impacts of climate change and

nuclear can still play a key role.

The latest study from the MIT Energy Initiative – The

future of nuclear energy in a carbon constrained world – said

the high costs of bringing new nuclear capacity online

must be addressed. There is also an uncomfortable warning

that “the prospects for the expansion of nuclear energy

remain decidedly dim in many parts of the world”.

As MIT points out, nuclear is facing an uncertain future

for several reasons, including “escalating costs and, to a

lesser extent, the persistence of historical challenges such

as spent fuel disposal and concerns about nuclear plant

safety and nuclear weapons proliferation”.

As readers of this journal will appreciate, the spent fuel

“issue” is a political rather than technical one. All the technology

in the world cannot be deployed to ensure the safe

long-term management of spent fuel without the requisite

political will. Full credit in this regard to countries such as

Sweden and Finland for leading the way, but shame on

those such as the UK where there are still no tangible steps

forward being taken and where all the paper generated for

reports and consultations to date most probably needs more

storage space than ever the country’s spent fuel will need.

The nuclear industry has every reason to remain positive

about a bright future, but this cannot be taken for granted. Reports

such as those I have touched on here do make bleak reading.

But they are projections about what could, not will, be.

If we don’t like the potential future mapped out for us in

the IAEA’s report, it’s within our grasp to change it – not

just for the advancement of our industry but for the greater

environmental and economic good of our planet.

Author

John Shepherd

Shepherd Communications

3 Brooklands

West Sussex

BN43 5FE


Kommunikation und

Training für Kerntechnik

Wissen praxisnah vermittelt

Seminar:

Veränderungsprozesse gestalten –

Herausforderungen meistern, Beteiligte gewinnen

Für kaum eine andere Branche in Deutschland sind gegenwärtig die Veränderungen

so tiefgreifend wie für die Kerntechnik und speziell für die Kernenergie. Entsprechend

sind die Fragen des Umgangs und der Ausgestaltung von Veränderungen für die in

der deutschen Kerntechnik Beschäftigten virulent.

Seminarinhalte

ı

ı

ı

ı

ı

Charakteristika von Veränderungsprozessen

Veränderungsprozesse in der Kernenergie

Hebel im Veränderungsprozess

Kommunikation im Veränderungsprozess

Konfliktmanagement und Umgang mit Widerständen

Seminarziel

Während des Seminars entwickeln Sie konkrete Ideen zur Gestaltung und Steuerung Ihres

Veränderungsprozesses. Dazu gehören das Kennenlernen und das fallspezifische Erarbeiten

sowie die Erprobung von Strategien. Erarbeitet werden dabei Ansatzpunkte für einen

optimierten Umgang für die Gestaltung des Veränderungsprozesses.

Zielgruppe

ı

ı

ı

Fach- und Führungskräfte

Projektverantwortliche

Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der kerntechnischen Branche in Deutschland

Maximale Teilnehmerzahl 12 Personen.

Referentinen

Frau Dr. Tanja-Vera Herking | Senior Consultant des IOAP

Frau Dr. Christien Zedler | Managing Director des IAOP

Wir freuen uns auf Ihre Teilnahme!

Bei Fragen zur Anmeldung rufen Sie uns bitte an oder senden uns eine E-Mail.

Termin

2 Tage

22. bis 23. Januar 2019

Tag 1: 10:30 bis 17:30 Uhr

Tag 2: 09:00 bis 16:15 Uhr

Veranstaltungsort

Geschäftsstelle der INFORUM

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

In Kooperation mit dem IAOP

Institut für Arbeitspsychologie,

Organisation und Prozessgestaltung

Teilnahmegebühr

949,– € ı zzgl. 19 % USt.

Im Preis inbegriffen sind:

ı Seminarunterlagen

ı Teilnahmebescheinigung

ı Mittagessen an beiden Tagen

ı Getränke und Pausenversorgung

Kontakt

INFORUM

Verlags- und Verwaltungsgesellschaft

mbH

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

Petra Dinter-Tumtzak

Fon +49 30 498555-30

Fax +49 30 498555-18

seminare@kernenergie.de


Media Partner

7 – 8 May 2019

Estrel Convention Center Berlin, Germany

www.amnt2019.com

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The International Expert Conference on Nuclear Technology

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