atw 2019-01

viktor.frank

nucmag.com

2019

1

9

China’s Ambitious

Nuclear New-Build Plans

11 ı Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World

ISSN · 1431-5254

24.– €

19 ı Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation

49 ı World Report

Nuclear Power 2017

58 ı Nuclear Today

Thorp, but Recycling and Sustainability

Programme Inside


Frühbucherrabatt!

Bis 31. Januar 2019 registrieren

und bis zu 170 € sparen.

7. – 8. Mai 2019

Estrel Convention Center Berlin, Deutschland

www.unserejahrestagung.de

#50AMNT

In Deutschland führend

– international einzigartig

Profitieren Sie von der Expertise und

dem Austausch mit der Community und unterstützen

Sie Ihre 50. Jahrestagung Kerntechnik als:

› Fachbesucher

› Referent

› Aussteller

› Sponsor

Registrieren Sie sich jetzt

› www.amnt2019.com

Key Topics

Outstanding Know-How & Sustainable Innovations

Enhanced Safety & Operation Excellence

Decommissioning Experience & Waste Management Solutions

Medien Partner

Unsere Jahrestagung – das Original seit 50 Jahren.


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

“Grassroots” for Nuclear Power

3

Dear reader, The discussion about the peaceful use of nuclear power was focused skillfully and sustainably by its

opponents at an early stage. Thus it was possible to raise a topic to be discussed at the factual level to a purely emotional

level. While those in favour of nuclear power published one technical study after another, it was a multitude of elegant

moves that led the subject discussion into the desired polarised debate and pushed the facts into the background.

­Although the studies were scientifically correct and transparent in order to demonstrate the advantages of nuclear

power – as a low-emission, reliable, economical and, assuming its responsible operation, also safe energy source – they

could hardly keep up with the emotional level of argumentation of the opponents of nuclear power. Among other things,

nuclear power was verbally dismissed, expressions such as „Atommeiler“ are characteristic, and presented as anonymous,

even partly environmentally contemptuous technology. People who were convinced of their application did not appear

in this scenario and were hardly desired in the public-political discussion. After all, there are some prominent, native

opponents of nuclear energy today, such as Greenpeace founder Patrick Moore, who, beyond dogmas, today support the

peaceful use of nuclear power as an ecologically justifiable pillar of future energy supply.

EDITORIAL

Change of scenery: Some 40 years later and 9,387 km from

Europe. Place of action Taipei, Taiwan, China. Taiwan is a

technically highly developed, modern industrial region.

With its economic structure, a stable and secure energy

supply is indispensable. This is even more true for the

electricity supply due to many companies in the high-tech

sector, such as the semiconductor industry. As a country

poor in raw materials, Taiwan is dependent on 98 %

imports for its energy supply. Gas (LNG) and coal dominate

the electricity supply. The four nuclear power plants

in operation at two locations, with a capacity of app.

3,800 MW, account for app. 10 % of the country's

generation capacity. Together with the two nuclear power

plants shut down at the Chinshan site on 3 October 2018

after 46 and 45 years of operation respectively, they

­supplied around 15 % of the country's electricity demands.

The safe operation of the two Chinshan reactors had been

examined by the Taiwanese nuclear safety authority in

2007, with the result that the license could be extended for

20 years beyond the approved year 2017 to 2037. Two

advanced boiling water reactors, each with an electrical

output of 1,350 MW, had been under construction at the

Lungmen site since 1999. Due to the political environment,

the completion was suspended several times and in 2015

the operator Taipower decided to preserve the plant until a

possible later completion. In Japan, two type-similar plants

were put into commercial operation in the 1990s after

three years of construction.

Taiwan, too, was not spared the ideologised and

­instrumentalised nuclear energy discussion. Taiwan's

policy is characterised by two blocs: the “pan-green

­coalition” with the Democratic Progressive Party (DPP) as

the strongest force and the “pan-blue coalition” around the

Kuomintang. The “pan-green coalition” – green stands

­primarily for the colour of the party 's flag, not for political

orientation – had written the withdrawal from the peaceful

use of nuclear power into the party programme as a

political delimitation. After its election victory in the

­parliamentary and presidential elections in 2016, the DPP

proclaimed the phase-out of nuclear power by 2025. The

first step towards phasing out nuclear energy was then the

shut-down of the reactors in Chinshan.

Human failure in a 4,000 MW gas-fired power plant led

to a five-hour blackout in the northern part of Taiwan on

August 15, 2017. Several leading politicians then resigned.

Since the subsequent period saw an increasing number of

minor power failures, Taiwan's citizens were sensitized to

the issue of security of electricity supply.

On 24 November 2018 the time had come. Together

with regional elections, Taiwan's citizens were asked to

express their views on the political nuclear phase-out and

other issues in a referendum. This was preceded by a

vehement debate on this point. The government- controlled

Central Election Commission had originally rejected the

pro-nuclear referendum. The referendum provides for the

withdrawal of Article 95-1 of the Electricity Act and thus

the decommissioning of all nuclear power plants by the

year 2025. In accordance with a decision of the highest

court, this point of action was then put to the vote. This

referendum item was approved by 59.49% or 5,895,560 of

10,832,735 voters.

Observers see an essential part of this success in

the continued use of nuclear power in the supporting

“­Grassroots” movement, i.e. citizens like you and me who

take to the streets and personally stand up for their

opinion. This is certainly not new, but what was new was

the scale and nature of the effort. While an “advertising

campaign” was launched on the part of the anti-nuclear

activists, it was the many contacts on the street with which

the supporters of nuclear energy scored points – the

Taiwanese nuclear power plant operator was not allowed

to position itself.

Now it will be interesting how the government positions

itself. In 2020 there will be parliamentary and presidential

elections and if the government does not react to the

pro-nuclear vote, the Taiwanese “Grassroots” have already

announced a succeeding referendum.

On the streets for nuclear power. Something new.

Something unique and now even successful.

Christopher Weßelmann

– Editor in Chief –

Editorial

“Grassroots” for Nuclear Power


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

4„Grassroots“ für die Kernenergie

EDITORIAL

Liebe Leserin, lieber Leser, die Diskussion über die friedliche Nutzung der Kernenergie wurde von ihren

­Gegnern frühzeitig gezielt, geschickt und nachhaltig gesteuert. So gelang es, ein auch auf der Sachebene zu

­diskutierendes ­Thema quasi komplett auf die rein emotionale Ebene zu heben. Während aufseiten der Kernenergiebefürworter

eine Fachstudie nach der anderen aufgelegt wurde, war es eine Vielzahl eleganter Schachzüge, die die

Sachdiskussion in die gewünschte polarisierte Auseinandersetzung führten, die Fakten in den Hintergrund drängten.

Die Studien waren zwar wissenschaftlich korrekt und transparent um die Vorteile der Kernenergie aufzuzeigen – als

emissionsarme, ­versorgungssichere, ökonomische und, ihre verantwortungsvolle Umsetzung vorausgesetzt, auch

sichere Energiequelle – konnten aber kaum mit der emotionalen Argumentationsebene der Kernenergiegegner

­mithalten. Die Kernenergie wurde dabei unter anderem verbal abgekanzelt, Ausdrücke wie Atommeiler sind

­bezeichnend, und als anonyme, ja teils umweltverachtende Technologie dargestellt. Menschen, die von ihrem Nutzen

überzeugt waren und diesen vertraten, kamen in diesem Szenario nicht vor und waren in der öffentlich-politischen

­Diskussion kaum gewünscht. Immerhin sind es heute aber einige prominente, ursprüngliche Kernenergiegegner, wie

zum Beispiel Greenpeace-Gründer Patrick Moore, die jenseits von Dogmen die friedliche Nutzung der Kernenergie als

ökologisch begründbare tragende Säule der zukünftigen Energieversorgung unterstützen.

Szenenwechsel: Rund 40 Jahre später und 9.387 km von

Europa entfernt. Handlungsort Taipei, Taiwan, China.

Taiwan ist ein technisch hoch entwickelter, moderner

Industriestaat. Mit seiner wirtschaftlichen Struktur ist

eine stabile und versorgungssichere Energieversorgung

­unabdingbar. Für die Stromversorgung gilt dies noch verstärkt

aufgrund vieler Produktionsbetriebe aus dem

Hightech- Sektor, so der Halbleiterindustrie. Als rohstoffarmes

Land ist Taiwan bei der Energieversorgung auf 98 %

Importe angewiesen. Gas (LNG) und Kohle dominieren in

der Stromversorgung. Die vier in Betrieb befindlichen

Kernkraftwerke an zwei Standorten haben mit ihren rund

3.800 MW Leistung einen Anteil an der Erzeugungsleistung

des Landes von rund 10 %. Gemeinsam mit den

zwei am Standort Chinshan zum 3. Oktober 2018 nach 46

bzw. 45 Betriebsjahren stillgelegten Kernkraftwerken

­lieferten sie rund 15 % des Strombedarfs. Der Betrieb der

beiden Chinshan-Reaktoren war sicherheitstechnisch in

2007 von der taiwanesischen Aufsichtsbehörde untersucht

worden, mit dem Ergebnis einer möglichen 20-jährigen

­Lizenzverlängerung über das genehmigte Jahr 2017 ­hinaus

bis also zum Jahr 2037. Zwei fortschrittliche Siedewasserreaktoren

mit jeweils 1.350 MW elektrischer Leistung

­waren seit 1999 am Standort Lungmen in Bau. Aufgrund

des politischen Umfelds wurde die Fertigstellung mehrfach

unterbrochen und im Jahr 2015 entschied sich der

­Betreiber Taipower für eine Konservierung der Anlage bis

zu einer möglichen späteren Fertigstellung. In Japan

­waren 2 typähnliche Anlagen in den 1990er-Jahren nach

dreijähriger Bauzeit in den kommerziellen Betrieb übernommen

worden.

Auch Taiwan blieb nicht von der ideologisierten und

instrumentalisierten Kernenergiediskussion verschont.

Taiwans Politik ist von zwei Blöcken geprägt, der „pan-­

grünen Koalition“ mit der Demokratischen Fortschrittspartei

(DPP) als stärkste Kraft und der „pan-blauen

­Koalition“ um die Kuomintang. Zur politischen ­Abgrenzung

hatte sich die „pan-grüne Koalition“ – grün steht vordringlich

für die Parteifarbe, nicht die politische Orientierung –

den ­Ausstieg aus der friedlichen Nutzung der Kernenergie

in das Parteiprogramm geschrieben. Nach ihrem Wahlsieg

bei ­Parlaments- und Präsidialwahl in 2016 proklamierte die

DPP unter anderem den Ausstieg aus der Kernenergie bis

zum Jahr 2025. Der erste Schritt zum Kernenergieausstieg

war dann die Stilllegung der Reaktoren in Chinshan.

Aufgrund menschlichen Versagens in einem 4.000-MW-­

Gaskraftwerk kam es am 15. August 2017 zu einem

­flächendeckenden fünfstündigen Blackout im nördlichen

Teil Taiwans. Mehrere führende Politiker nahmen daraufhin

ihren Hut. Da es in der Folgezeit immer häufiger zu

kleineren Störungen bei der Stromversorgung kam, waren

die Bürger Taiwans für das Thema Stromversorgungssicherheit

sensibilisiert.

Am 24. November 2018 war es dann soweit. Taiwans

Bürger konnten sich zeitgleich mit Regionalwahlen zum

politischen Kernenergieausstieg und zu weiteren Themen

in einem Referendum äußern. Vorangegangen war eine

vehemente Auseinandersetzung zu diesem Punkt. Die von

der Regierung kontrollierte Central Election Commission

hatte das Pro-Kernenergie-Referendum ursprünglich

­abgewiesen. Dieses sieht vor, den Artikel 95-1 des

­Electricity Acts zurückzunehmen und damit die Stilllegung

aller Kernkraftwerke bis zum Jahr 2025. Gemäß

einer höchstrichterlichen Entscheidung wurde dieser

­Aktionspunkt dann doch zur Wahl gestellt: Mit einer

­Zustimmung von 59,49 % bzw. 5.895.560 von 10.832.735

Wählerstimmen wurde diesem Referendumspunkt zugestimmt.

Einen wesentlichen Anteil für diesen Erfolg für die

­weitere Nutzung der Kernenergie sehen Beobachter in der

unterstützenden „Grassroots“-Bewegung, also Bürgern

wie du und ich, die auf die Straße gehen und sich persönlich

für ihre Ziele einsetzen. Dies ist sicher nicht neu,

aber neu waren Umfang und Art des Einsatzes. Während

aufseiten der Anti-Atom-Aktivisten eine „Werbe kampagne“

gestartet wurde, waren es die vielen persönlichen Kontakte

auf der Straße, mit der die Kernenergie­befürworter

punkteten – der taiwanesische Kernkraftwerksbetreiber

durfte sich nicht positionieren.

Jetzt wird es vor allem interessant sein, wie sich die

­Regierung positioniert. Im Jahr 2020 sind Parlaments- und

Präsidialwahlen und für den Fall, dass die Regierung

nicht auf das Pro-Kernenergie-Votum reagiert, haben

die taiwanesischen „Grassroots“ schon ein weiteres

­Referendum angekündigt.

Auf die Straße gehen für die Kernenergie. Etwas Neues.

Etwas Einzigartiges und jetzt sogar etwas Erfolgreiches.

Christopher Weßelmann

– Chefredakteur –

Editorial

„Grassroots“ für die Kernenergie


Kommunikation und

Training für Kerntechnik

Suchen Sie die passende Weiter bildungs maßnahme im Bereich Kerntechnik?

Wählen Sie aus folgenden Themen: Dozent/in Termin/e Ort

3 Atom-, Vertrags- und Exportrecht

Das Recht der radioaktiven Abfälle RA Dr. Christian Raetzke 05.03.2019

17.09.2019

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

22.10.2019

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

Atomrecht – Was Sie wissen müssen

Export kerntechnischer Produkte und Dienstleistungen –

Chancen und Regularien

3 Kommunikation und Politik

RA Dr. Christian Raetzke

Akos Frank LL. M.

RA Kay Höft M. A.

O. L. Kreuzer

Dr. Ing. Wolfgang Steinwarz

Berlin

Berlin

04.06.2019 Berlin

12.06. - 13.06.2019 Berlin

Schlüsselfaktor Interkulturelle Kompetenz –

International verstehen und verstanden werden

Public Hearing Workshop –

Öffentliche Anhörungen erfolgreich meistern

Angela Lloyd 20.03.2019 Berlin

Dr. Nikolai A. Behr 05.11. - 06.11.2019 Berlin

3 Rückbau und Strahlenschutz

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

3 Nuclear English

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

29.01. - 30.01.2019

24.09. - 25.09.2019

12.02. - 13.02.2019

18.03. - 19.03.2019

25.06. - 26.06.2019

Berlin

Berlin

Advancing Your Nuclear English (Aufbaukurs) Devika Kataja 10.04. - 11.04.2019

18.09. - 19.09.2019

Enhancing Your Nuclear English Devika Kataja 22.05. - 23.05.2019 Berlin

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

Haben wir Ihr Interesse geweckt? 3 Rufen Sie uns an: +49 30 498555-30

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. 64 (2019) | Issue 1 ı January

6

Issue 1 | 2019

January

CONTENTS

Contents

Editorial

“Grassroots” for Nuclear Power E/G . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .3

DAtF Notes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

Feature | Inside Nuclear with NucNet

China’s Ambitious Nuclear New-Build Plans:

The Targets and the Challenges. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .9

Calendar . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of

Electricity in the Member States of the European Union – Security of

Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies G . . 19

Spotlight on Nuclear Law

Modernisation of German Radiation Protection Legislation G . . . . 25

Decommissioning and Waste Management

Conditioning and Storage of Radioactive Waste:

Potential Savings and New Processes G . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling

of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels. . . . . . . . . . 29

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Annual Reactor Meeting 1969 in Frankfurt – Short Report G . . . . . 35

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting G . . . . . . . . . . 36

AMNT 2019

Preliminary Programme. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42

KTG Inside . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47

World Report

Nuclear Power 2017 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49

News . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53

Cover:

Taishan NPP in China with its 2 EPR reactors.

Taishan 1 (left) has become the world's first

EPR to enter into commercial operation

on December 13, 2018. Copyright: ©TNPJVC

Editorial Programme 2019 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57

Nuclear Today

Sun Sets on UK’s Thorp, but Recycling and

Sustainability Still a Burning Issue . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 58

G

E/G

= German

= English/German

Imprint . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

Contents


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

7

Feature

Inside Nuclear with

9 China’s Ambitious Nuclear New-Build Plans:

The Targets and the Challenges

CONTENTS

NucNet

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

11 The Role of Nuclear Power in the World

Ludger Mohrbach

Energy Policy, Economy and Law

19 The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of

Electricity in the Member States of the European Union – Security

of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies

Zur künftigen Rolle der thermischen Stromerzeugung und der

Speicherung von Elektrizität in den Mitgliedstaaten

der Europäischen Union – Sicherung der Versorgung

bei steigenden Anteilen volatiler erneuerbarer Energien

Hans-Wilhelm Schiffer

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

35 Annual Reactor Meeting 1969 in Frankfurt – Short Report

Reaktortagung 1969 in Frankfurt – Kurzbericht

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting

Die Reaktortagung des Deutschen Atomforums

World Report

49 Nuclear Power 2017

Nuclear Today

58 Sun Sets on UK’s Thorp, but Recycling and Sustainability

Still a Burning Issue

John Shepherd

Contents


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

8

8Notes

DATF NOTES

The Implementation of the “Energiewende”

In its current report “Coordination and Regulation for Realization of

the Energiewende by the Federal Ministry of Economic Affairs and

Energy”, the Bundesrechnungshof (German Federal Court of Auditors)

summarizes the state of affairs of the German Energiewende

and makes recommendations to improve the organization and

implementation.

In the year 2017, the total cost of the Energiewende is 34.36 billion

(thousand million) Euro. Despite this high cost, the Bundesrechnungshof

has identified substantial deficits. As a result, most of the set

goals will not be achieved.

Cost of the Energiewende

Federal Payments and Missed Revenue

Amount (Thousand Million Euro)

Federal Budget, Energy and Climate Fund 3.16

Personnel Costs 0.05

Decreased Energy Tax (e. g. Discharge for Energy Intensive Companies) 0.88

Electricity Price Compensation due to Subsidy on Industrial Plants 0.29

Reliefs on Electricity Tax 3.50

End Consumer Charging

Cost Allocation (“EEG-Umlage”) 23.98

Cost Allocation (“KWKG”) 1.17

Offshore-Liability 0.20

§ 19 Electricity Network Charges Ordinance 1.10

Disconnectable-Load-Regulation 0.03

Total 34.36

Reader's Digest

“ The BMWi* has not yet created comprehensive transparency about investment and cost of the Energiewende. ”

“ Despite the high use of funds and staff, the set goals of the Energiewende for the year 2020

are mostly not achieved. ”

“ The BMWi* does not consider further measures to strengthen the overall coordination of the Energiewende

to be necessary. ”

* Federal Ministry for Economic Affairs and Energy Source: Bundesrechnungshof

For further details

please contact:

Nicolas Wendler

DAtF

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

Germany

E-mail: presse@

kernenergie.de

www.kernenergie.de

Low and Intermediate Level Waste

in Germany

In recent years major changes took place in Germany regarding the

management of radioactive waste. In particular the system of

licencing and regulation, the responsible government agencies, the

operators and the financing regime have changed. To reflect this

DAtF has published a new edition of the brochure on the management

of low and intermediate level waste in Germany.

pp

How much LLW/ILW is there in Germany?

pp

Who is responsible for waste management and disposal?

pp

How are these duties payed for?

pp

And where shall the waste be finally disposed?

Answers to these questions and information on the licenced

repository Konrad with respect to safety, history and planned

completion can be found in the new edition of:

Final Disposal of Low and

Intermediate Level Waste Materials

3 Now available to download at www.kernenergie.de

(German).

DAtF Notes


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Feature

China’s Ambitious Nuclear New-Build

Plans: The Targets and the Challenges

China is officially aiming for 58 GW of installed nuclear capacity by 2020 – up from almost 36 GW today

– but the country’s nuclear sector faces a number of challenges and this target is likely to be missed,

Shanghai-based energy research company Nicobar told NucNet.

Nicobar said the 58 GW will probably be reached in 2021 or

2022. Looking further ahead, China’s goal is to have 110

nuclear units in commercial operation by 2030, but this

­target is likely to be adjusted in the next ­Five-Year Plan, the

first draft of which will appear in 2019.

“Based on the current roster of planned builds, 110

­reactors by 2030 is technically possible but difficult from a

logistical point of view,” Nicobar said. “At the moment

there simply aren’t enough potential reactor sites to double

the fleet in the next 12 years.”

China faces a number of challenges in meeting its

new-build targets, Nicobar said.

They include weak electricity demand in northern

China and human resources challenges such as uncertainty

over whether China can graduate and train nuclear

engineers in time to meet demand.

There are also concerns about fuel security because

China has relatively small uranium reserves. China, the

only uranium producing country in East Asia, reported a

small but steady increase in production from 1,450 tU in

2012 to 1,500 tU in 2013 and 1,550 tU in 2014 with six

production centres in operation.

However, according to the OECD’s Nuclear Energy

Agency (NEA), annual uranium requirements amount to

about 5,300 tU. If the total capacity of nuclear power

plants reaches between 40 GW and 58 GW by the end of

2020, uranium requirements will be about 12,000 tU.

China has great potential for uranium resources, said

the NEA. According to studies by several institutes in

China, the country has two million tonnes of potential

uranium resources.

With uranium demand from nuclear plants expected

to increase rapidly in the coming decade, China has

accelerated the pace of domestic uranium exploitation.

According to the NEA, China has a policy of “facing two

markets and using of two kinds of resources” for uranium

procurement. This means that China will develop domestic

uranium resources and make full use of non-domestic

resources and mine development in advance of requirements.

“Uranium supply will be guaranteed through a

combination of domestic production, development of

non-domestic resources and international trade to ensure

a stable supply of nuclear fuel,” the NEA said.

China has acquired 70 % of its uranium imports from

Kazakhstan, with the remainder coming from countries

including Australia, Canada, Namibia and Uzbekistan.

UxC reported that China imported over 115,000 tU over

2009-14, notably 25,000 tU in 2014 and 10,400 tU to July

in 2015. With annual consumption at about 5,000 tU,

much of this will be stockpiled.

One challenge cited by Nicobar that China does seem to

be on the way to resolving is the issue of regulatory

independence and capacity.

In 2017, the Hong Kong-based South China Morning

Post said “weak and opaque governance” had long been

seen as an industry problem in China, especially when it

comes to determining the precise roles of the government,

the military and state-owned nuclear enterprises on issues

such as the handling of nuclear materials and

the disposal of spent fuel.

However, in November 2017 state media reported that

a new nuclear safety law had been passed aimed at

­improving regulation in the nuclear power sector. Officials

said the law will give more powers to the regulator, the

National Nuclear Safety Administration (NNSA), and

establish new systems that will improve the disclosure of

information on issues like radiation, and prevent or

minimise risks from nuclear accidents.

Nicobar said regulatory capacity has seen “significant

growth” in recent years and is no longer a major point of

concern from their perspective.

But the company warned that while it is still too early for

most of the fleet, aging management and licence ­renewal

will be an issue for the regulator to face as the oldest plants

draw closer to the end of their first licence period.

China’s domestic nuclear plans are ambitious, but it also

has similar ambitions to sell its nuclear services overseas.

According to Nicobar, China has signed agreements and

memoranda of understanding to explore civil nuclear cooperation

with more than 20 countries and has already exported

miniature neutron sources to several countries as well.

Among the most likely opportunities for nuclear reactor

technology exports are plans to build the Generation III

HPR1000 – also known as Hualong One – in the UK

and Argentina, the CAP1400 (a Chinese derivative of

­Westinghouse's AP1000) in Turkey and high temperature

gas reactors (HTGR) in Saudi Arabia.

China's first commercial HTGR demonstration project

is comprised of two pebble-bed units, a design known

as HTR-PM. A unit is under construction in China at

Shidaowan in Shandong province.

Nicobar said China has already exported four CNP-300

reactors for the Chasnupp nuclear station in Pakistan and

two ACP-1000 reactors to the Kanupp nuclear station in

Pakistan. The two ACP-1000 units are under construction

and scheduled to be completed in 2021 and 2022.

Nicobar said Chinese nuclear technology will be highly

competitive in mature and new nuclear markets, largely

because Chinese companies will be able to offer “attractive

financing packages” through state-owned banks that few

other vendors will be able to compete with. The only exceptions

are likely to be Russia and South Korea, Nicobar said.

“We anticipate that once China can point to successful

Hualong One deployments, then its export efforts will

really start to bear fruit,” Nicobar said.

“In short, we see Chinese nuclear technology exports

as extremely realistic and even inevitable by 2021-2022,

­given the attractive turnkey technology and financing

conditions the Chinese will be able to offer.”

Author

NucNet

The Independent Global Nuclear News Agency

Editor responsible for this story: David Dalton

Editor in Chief, NucNet

Avenue des Arts 56

1000 Brussels, Belgium

www.nucnet.org

Nicobar’s white paper

on the Chinese nuclear

industry is online:

https://bit.ly/2NHos74

9

FEATURE | INSIDE NUCLEAR WITH NUCNET

Inside Nuclear with NucNet

China’s Ambitious Nuclear New-Build Plans: The Targets and the Challenges


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Calendar

10

2019

CALENDAR

15.01.2019

Nuclear Fuel Supply Forum. Washington DC, USA,

Nuclear Energy Institute (NEI), www.nei.org

21.01.-22.01.2019

Uranium Science. Bristol, Unitd Kingdom, University

of Bristol, Royal Academy of Engineering, IAC,

uranium-science.tumblr.com

28.01.-29.01.2019

5 th Central & Eastern Europe Nuclear Industry

Congress 2019. Prague, Czech Republic,

www.szwgroup.com

05.02.-07.02.2019

Nordic Nuclear Forum. Helsinki, Finland, FinNuclear,

https://nordicnuclearforum.fi/conference

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

05.03.-06.03.2019

VI. International Power Plants Summit.

Istanbul, Turkey, INPPS Fair,

www.nuclearpowerplantssummit.com

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, British Columbia, Canada, Canadian

Nuclear Society (CNS), www.cns-snc.ca

11.03.-13.03.2019

18 th Workshop of the European ALARA Network:

ALARA in Decommissioning and Site Remediation.

Marcoule, France, European ALARA Network

www.eu-alara.net

11.03.-12.03.2019

Carnegie International Nuclear Policy Conference.

Washington D.C., U.S.A., Carnegie Endownment for

International Peace, carnegieendowment.org


24.03.-28.03.2019

RRFM 20192019 the European Research

Reactor Conference. Jordan, IGORR, the International

Group Operating Research Reactors and European

Nuclear Society (ENS), www.euronuclear.org

25.03.-27.03.2019

Cyber Security Implementation Workshop.

Boston MA, USA, Nuclear Energy Institute (NEI),

www.nei.org

01.04.-03.04.2019

CIENPI – 13 th China International Exhibition on

Nuclear Power Industry. Beijing, China,

Coastal International, www.coastal.com.hk

09.04.-11.04.2019

World Nuclear Fuel Cycle 2019. Shanghai, China,

World Nuclear Association (WNA), Miami, Florida,

USA, www.wnfc.info

ATOMEXPO 2019. Sochi, Russia,

2019.atomexpo.ru/en/

15.04.-16.04.2019

07.05.-08.05.2019

50 th Annual Meeting on Nuclear Technology

AMNT 2019 | 50. Jahrestagung Kerntechnik.

Berlin, Germany, DAtF and KTG,

www.amnt2019.com – Register Now!

15.05.-17.05.2019

1 st International Conference of Materials,

Chemistry and Fitness-For-Service Solutions

for Nuclear Systems. Toronto, Canada, Canadian

Nuclear Society (CNS), www.cns-snc.ca

16.05.-17.05.2019

Emergency Power Systems at Nuclear Power

Plants. Munich, Germany, TÜV SÜD,

www.tuev-sued.de/eps-symposium

24.05.-26.05.2019

International Topical Workshop on Fukushima

Decommissioning Research – FDR2019.

Fukushima, Japan, The University of Tokyo,

fdr2019.org

29.05.-31.05.2019

Global Nuclear Power Tech. Seoul, South Korea,

Korea Electric Engineers Association,

electrickorea.org/eng

03.06.-05.06.2019

Nuclear Energy Assembly. Washington DC, USA,

Nuclear Energy Institute (NEI), www.nei.org

03.06.-07.06.2019

World Nuclear University Short Course:

The World Nuclear Industry Today. Rio de Janeiro,

Brazil, World Nuclear University,

www.world-nuclear-university.org

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

24.06.-28.06.2019

2019 International Conference on the Management

of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors.

Vienna, Austria, International Atomic Energy Agency

(IAEA), www.iaea.org

23.06.-27.06.2019

World Nuclear University Summer Institute.

Romania and Switzerland, World Nuclear University,

www.world-nuclear-university.org

21.07.-24.07.2019

14 th International Conference on CANDU Fuel.

Mississauga, Ontario, Canada, Canadian Nuclear

Society (CNS), www.cns-snc.ca

28.07.-01.08.2019

Radiation Protection Forum. Memphis TN, USA,

Nuclear Energy Institute (NEI), www.nei.org

04.08.-09.08.2019

PATRAM 2019 – Packaging and Transportation

of Radioactive Materials Symposium.

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

21.08.-30.08.2019

Frédéric Joliot/Otto Hahn (FJOH) Summer School

FJOH-2019 – Innovative Reactors: Matching the

Design to Future Deployment and Energy Needs.

Karlsruhe, Germany, Nuclear Energy Division

of Commissariat à l’énergie atomique et aux

énergies alternatives (CEA) and Karlsruher Institut

für Technologie (KIT), www.fjohss.eu

04.09.-06.09.2019

World Nuclear Association Symposium 2019.

London, UK, World Nuclear Association (WNA),

www.wna-symposium.org

04.09.-05.09.2019

VGB Congerss 2019 – Innovation in Power

Generation. Salzburg, Austria, VGB PowerTech e.V.,

www.vgb.org

08.09.-11.09.2019

4 th Nuclear Waste Management,

Decommissioning and Environmental Restoration

(NWMDER). Ottawa, Canada, Canadian Nuclear

Society (CNS), www.cns-snc.ca

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/jahrestagung-2019

16.09.-20.09.2019

63 rd Annual Conference of the IAEA. Vienna,

Austria, International Atomic Energy Agency (IAEA),

www.iaea.org/about/governance/generalconference

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/

23.10.- 24.10.2019

Chemistry in Power Plants. Würzburg, Germany,

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

chemie_im_kraftwerk_2019.html

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

25.11.-29-11.2019

International Conference on Research Reactors:

Addressing Challenges and Opportunities to

Ensure Effectiveness and Sustainability.

Buenos Aires, Argentina, International Atomic

Energy Agency (IAEA), www.iaea.org/events/

conference-on-research-reactors-2019

This is not a full list and may be subject to change.

Calendar


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power

in the World

Ludger Mohrbach

Nuclear energy and climate In 2017, about 85 % of the world’s primary energy supply was based on burning

hydrocarbons, with each kg of atomic carbon producing about 2.7 kg of CO 2 , practically all of which was and is deposited

in the atmosphere.

The carbon dioxide concentration has exceeded 400 ppm

in 2016 [1], up from about 280 ppm in the pre-industrialised

era, producing (together with the other anthropogenic

greenhouse gases, all together being about half as

effective as CO 2 ) a medium average global temperature

rise of already one Kelvin.

In business-as-usual scenarios, climate models predict an

unbearable total positive temperature change of between

3.3 and 4.1 Kelvin until the year 2100, with ­economic

development and population growth being the main drivers.

If all countries would keep their reduction promises of the

Paris Convention of globally 50 %, warming would still

come out at 2.4 to 2.7 Kelvin. It would require at least another

reduction by a factor of two to reach “acceptable” 2 Kelvin.

In order to limit global warming to 1.3 to 1.5 Kelvin as

deemed desirable by the Paris Convention, practically

an early total decarbonisation of all world-wide energy

consumption would be necessary [2].

About half of the global primary energy supply in that

timeframe may altogether be required for power generation.

Today about 450 nuclear power plants provide about

11 % of the worldwide electric energy supply. They ­represent

about 4 % of the global primary energy supply, second on

the list of carbon-free energy sources only to hydropower

(7 %) and roughly comparable to all other renewables

together (including traditional biomass burning).

Thus, nuclear saves today already more than 2.3 Gt/a

of CO 2 emissions compared to coal/ gas, this corresponds

to approx. 6 % of all anthropogenic CO 2 emissions.

The (domestic part of the) German share of greenhouse

gas emissions corresponds to only slightly more than 2 %.

Nuclear power in the world

Today (Figure 1, Figure 2 and Figure 3), nuclear power

plants are operated in 31 countries, since the Fukushima

event 2011 five newcomer countries have additionally

started to build nuclear units, namely the United Arab

Emirates, Belarus, Bangladesh, Turkey and Egypt.

In the same time, only Germany has decided to phase

out nuclear (until 2022) at about half of the technical

lifetime of 60 years of the plants, whereas originally

­comparable decisions in Belgium, Spain, Switzerland,­

Taiwan, South Korea and Sweden have been continuously

extended or reversed. We estimate the associated costs for

Germany in the range of 200 G€ (Figure 4 to Figure 5).

Furthermore, several other countries follow long-term

policies to embark on nuclear programmes, whereas at

least 17 of the 31 “nuclear“ countries have declared to

expand their nuclear share, mostly for climate protection

reasons, but also for energy independence, security of

supply or value of domestic investment.

New construction has shifted from America and Europe

to Russia and East Asia, with completion of a new unit on a

worldwide scale about every six to eight weeks.

| | Fig. 1.

Use of nuclear power in the world (Source: VGB, status 07/2018).

| | Fig. 2.

Nuclear power plants in the world (“projects” divided into “nuclear”and “newcomer” counties),

(Source: VGB, IAEA Power Reactor Information System, WNA World Nuclear Association).

| | Fig. 3.

Worldwide nuclear power generation (right, TWh/a) and average plant availability (left, %),

(Source: VGB, IAEA Power Reactor Information System, WNA World Nuclear Asso-ciation).

11

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 12

| | Fig. 4.

Electricity costs for low-voltage end customers in Europe.

(Source: Eurostat, Energias de Portugal).

| | Fig. 6.

Greenhouse gas emissions (CO 2 Equivalents in Mio t/a) for Germany (NPP = Nuclear power plants)

(Source: Umweltbundesamt – Emissionssituation 11.02.2016, Energie-Infodienst 2017).

After decades of declining activity, new construction,

especially of the prototypes of the new GENERATION III+,

has, however, resulted in significant cost overruns

especially in Europe and the USA, shedding also disadvantageous

light on the industry in public perception. Lifecycle

costs of nuclear are nevertheless still very favourable

if the units are allowed to operate as designed for typically

60 years or more. In the USA, the first four units have

successfully applied for operating license extension for

even up to 80 years, whereas seven others – especially

“merchant plants” in regions with deregulated markets

with competition from subsidised renewables, old coal

plants and fracking gas had to be shut down for commercial

reasons, eight others are announced. The USA is thus

loosing very cheap carbon abatement capacity, as only

three new units have been or will be connected to the grids

in the same time.

National energy policy remains to be the most important

driving factor for any nuclear development. Wherever

heavy private investments into renewables are supported

by public financial incentives, electricity prices sharply rise

in conjunction with the share of public fees and taxes

on the kWh price for households and medium-voltage

customers like the industry:

Taking Germany as an example, these investments

practically lead to a doubling of prices, without revealing

any comparable influence on the national carbon budget

(Figure 6).

The original national target of reducing carbon

­emissions by 40 % in 2020 against 1990 (when the

­emissions of the German Democratic Republic, world-­

leader in lignite burning – 300 Million tons per year – were

| | Fig. 5.

Electricity costs for medium-voltage end customers in Europe

(Source: Eurostat, Energias de Portugal).

included) would probably have been achievable with the

then existing nuclear fleet of 17 units, but will certainly be

missed by far, as emissions have stayed constant over the

last decade and are even slightly rising irrespective of the

massive investment into renewable in this period.

Often overlooked in this context is the effect of “Carbon

Leakage”, describing the slow but steady transfer of

energy-intensive base material production to other

countries, namely China and India, thus improving the

­national (German) carbon balance significantly.

Development of nuclear reactors:

Generation I to generation III

Historically, the development of commercial nuclear

power can be divided into four phases (Figure 7):

pp

Early prototypes: Generation I

pp

Commercial reactors: Generation II

pp

Evolutionary plants: Generation III; and further

­increase of efficiency: Generation III+

pp

Improvement of efficiency, safety, waste economics:

Generation IV

With the bulk of the existing fleets being composed today

of Generation-II and -III units, advanced designs are now

successively entering the market as Generation-III+ prototypes

as “evolutionary” or “revolutionary” designs, to be

followed by fundamentally new concepts with mostly

other coolants than water and enhanced features like

high-temperature heat, extraordinary fuel efficiency by

breeding, improved proliferation resistance and – most

­importantly, marketable economics. For the latter,

­so-called “Small-to Medium-Sized Reactors” (“SMRs”)

from the latest development, current surveys identified

| | Fig. 7.

History of commercial nuclear (Source: VGB).

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

more than 60 consortia intending to enter this future

market.

Today, the following types are available for the construction

of a nuclear power plant (Figure 8):

pp

8 Pressurised Water Reactor designs from 5 manufacturers

pp

2 Boiling Water Reactor designs from 1 manufacturer

pp

2 Heavy Water Reactor designs from 2 manufacturers

Below, some examples from this list will be mentioned, in

particular

pp

the EPR as representative for the “evolutionary” development

of light water reactor technology,

pp

the AP-1000 for the “revolutionary” approach to

­GENERATION III+, and

pp

the development of GENERATION IV-reactors, some of

which may be counted as SMRs (see Figure 7, bottom

right in red).

Nuclear safety

Anticipated safety concerns are often cited behind political

decisions to limit the operating time of nuclear plants to

premature dates. In fact the “technical” nuclear safety has

generally been investigated over several decades by

manufacturers, operators and regulators in a manner

probably unique in the world (perhaps only comparable to

civil aviation). The appropriate method to “weigh” the

safety of nuclear plants is the “Probabilistic Safety Analysis”

(PSA). It calculates from known failure rates of each safetyrelevant

component with the help of event “failure trees” a

design- and site- specific core melt frequency (in events per

thousands to millions of years) as the representative “key”

parameter. One enveloping event is the so-called “Loss- of-

Coolant-Accident” (LOCA, initiated by the hypothetical

guillotine break of the largest cooling pipe), others include

Loss-of-Power, earthquakes, weather and sabotage.

All nuclear plants are designed to master these and all

less severe events; what remains beyond is known as the

“residual risk”, well quantified and very small against

several other natural and man-made risks and legally

accepted by the nuclear rulemaking (“licensing”) and thus

by societies.

One has to keep in mind that the same accident codes

reveal that only about 1 to 10 % of all (hypothetical) core

meltdowns would end up in a significant release of

radioactivity at all, thus pushing acceptability levels even

further.

In most countries, PSAs must be updated every ten

years, mirroring advances in code algorithm development

and computer capacity, plus physical improvements in

the plants (more emergency installations like diesels,

redundant safety trains, etc.).

A timeline of PSA results (Figure 9) shows therefore,

that in the past nuclear safety has practically improved by

an order of magnitude every ten years, and the probability

for a significant release of radioactivity lies now way below

one in a million reactor operating years. With currently

about 450 nuclear units worldwide, such events statistically

should happen only every several thousand years.

Fukushima, however, was triggered by a well-known,

site-specific tsunami risk two to three orders of magnitude

more frequent that the well-defined border to any “acceptable”

risk. In fact, statistically, Japanese coasts are hit by a

mega-tsunami (higher than ten meters) every 30 years!

No plant should therefore have been erected on a

site ground only 10 m or less above sea level, or it should

have been protected against inundation (e.g. by watertight

doors).

| | Fig. 8.

Commercially available reactor types, status2018. Blue: predecessors (Source: VGB).

The core meltdown in three reactors was therefore, as

the Japanese parliament (“National Diet”) in its final report

openly admitted, not an event of residual risk, but of

“willful negligence” [3]. In particular the report states:

p p “The Fukushima nuclear accident “cannot be regarded

as a natural disaster, it was a profoundly man-made

disaster – that could and should have been foreseen and

prevented. And its effects could have been mitigated

by a more effective human response. Governments,

regulatory authorities and Tokyo Electric Power

[TEPCO] lacked a sense of responsibility to protect

people’s lives and society…

pp

What must be admitted – very painfully – is that this

was a disaster ‘Made in Japan,’ its fundamental causes

are to be found in the ingrained conventions of Japanese

culture: our reflexive obedience; our reluctance to

question authority; our devotion to ‘sticking with the

program’; our groupism; and our insularity.”

Irrespective of this appraisal, the German Government

­justified the premature shutdown of all 17 German nuclear

plants as follows: “Fukushima has proven that the residual

risk is not only theoretical, but it can really happen…”.

Evolutionary development:

“European Pressurised Water Reactor” (EPR)

With two thirds of the world’s nuclear fleets being

­Pressurised Water Reactors (PWRs), this design continues

to be the backbone of the industry, now optimised to the

biggest unit power size of single-shaft turbogenerator units

of 1,650 MWe or even more. The EPR reactor is designed

| | Fig. 9.

History of Results of Probabilistic Safety Analyses

(Sources: VGB, IAEA (International Atomic Energy Agency).

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 13

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 14

2 x 1600 MWe AREVA-EPR, 4 th of a kind, 7 % of UK power generation

First privately financed nuclear project in the UK

2012: EPR Design Certification (GDA)

2012: “Contract for Difference”

Strike Price 92,50 £/MWh for 35 years

• Inflation indexed

• including fuel, disposal, demolition

• Plant lifetime 60 years or longer

• Cost of construction: 16,000 Mio £ (2016 value)

• Calculated payback time (at 24 TWh/a): 7.2 a

• Investors: EdF (66,5 %), CGN (China General Nuclear, 33,5 %)

• 900 permanent staff, 5,600 during construction, thereof 57 % from UK

2014 (Oct.): Approval by European Commission (today Brexit?)

2014 (Oct.): Site license

2016, 28 July: EdF decision for investment

(delayed by French worker councils, start of construction)

2016, 15 September: Re-evaluation by new government Theresa May

(Brain-drain to China?)

2023-2025: Planned Commissioning

| | Tab. 1.

Key figures for Hinkley Point C (EdF Energy) (Sources: VGB, EdF Energy, WNA).

Characteristics

• Consequent simplification

• Expanded passive systems

(in general e.g. no “nuclear” diesels necessary)

• AP-600 certified by US-NRC in 1999, AP-1000 in 2005

(in UK 2011)

• License for China, construction of 4 units

• 2012: start of construction of 4 units in the US

• 2016: delays in USA,

• 2017: insolvency of Westinghouse,

abandonment of VC Summer 2-3

• 2018: start-up of Sanmen 1-2, Haiyang 1-2 (both China)

• 2023: planned commissioning of Vogtle-3 (Georgia, USA)

| | Tab. 2.

Key elements for Westinghouse AP-1000.

for a thermal capacity of 4,300 MW. After Olkiluoto-3 (Finland),

Flamanville-3 (France) and Taishan 1-2 (­China), all

to be commissioned between 2018 and 2020, the next EPR

project is Hinkley Point C under construction in the UK

(Table 1).

Revolutionary development:

Advanced Pressurised Water Reactor (AP-1000)

Westinghouse, with the longest history and the largest

number of reactors built world-wide (about ¾ of all PWRs

worldwide), has developed the AP-1000 design (Table 2,

Figure 10), up-scaled from the early, but never-built

AP-600, shifting to more “passive” mechanisms such as

gravity for emergency cooling safety functions. It thus

allows to reduce material requirements, footprint and

maintenance effort by up to 50 % in comparison to existing

GENERATION-II or -III designs. It furthermore was

designed to be built in modules, to be assembled with the

help of a heavy crane (either centered between two units

or even mobile).

As a general trend, large first-of-a-kind projects in democratic

societies suffer increasingly under cost overruns

and delays, not only because of prototype aspects like untrained

supply chains, but increasingly by new financial

risks coming along with long-term investments. Banks are

more and more phasing in the requirements of Basel-III

regulations, and cost of capital goes up dramatically the

longer-dated the loans are, even if interest rates are low.

Market capitalisation thus becomes of paramount

­importance for any large long-term project. For the ­Vogtle-3

and Vogtle-4 project, the Georgia Public Service Commission

(the financial regulator) regarded Southern Company’s

(the utility’s) market cap of 46 G$/a sufficient in relation to

the projects’ costs of finally much more than 10 G$ to ­restrict

cost risks to an acceptable limit, whereas in neighbouring

South Carolina the technically identical project of VC

Summer-2 and -3 had to be abandoned because of owner

SCANA’s lower market cap of 10 G$/a.

The diagram in Figure 11 shows that with series

production and established licensing procedures plus

project and quality control measures a nuclear power plant

can be erected in time (five to six years) for less than

4,000 $/kW (about 3,500 €/kW).

A 1,000-MWe-unit may typically be able to produce

8,000,000 MWh/a, if sold for 40 €/MWh, the plant earns

320 M€/a. Without counting operational costs, return of

investment is therefore reached in less than ten years,

making nuclear highly profitable if the plant can run for

the target of another 50 years.

| | Fig. 10.

WESTINGHOUSE AP-1000 reactor (Source: Westinghouse).

1 Fuel-handling Area 2 Concrete Shield Building 3 Steel Containment 4 Passive Containment,

Cooling Water Tank 5 Steam Generators (2) 6 Reactor Coolant Pumps (4) 7 Reactor Vessel

8 Integrated Heat Package 9 Pressuriser 10 Main Control Room 11 Feedwater Pumps

12 Turbine Generator

| | Fig. 11.

Capital cost of new so-called Generation III+ nuclear reactors

(Source: British Government, The ETI Nuclear Cost Driver Project:

Summary Report, April 2018) [4].

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Generation IV reactor concepts

In 2001, the US government started an initiative to pool

worldwide advanced reactor concept developments in the

so-called GIF Generation IV International Forum, among

them Liquid Metal Cooled Reactors (LMR) and High-­

Temperature Reactors (HTR), in the form of six “types of

technologies”:

pp

VHTR Very-High-Temperature Reactor

pp

GFR Gas-Cooled Fast Reactor

pp

SFR Sodium-Cooled Fast Reactor

pp

LRF Lead-Cooled Fast Reactor

pp

SCWR Supercritical Water-Cooled Reactor

pp

MSR Molten Salt Reactor

Subsequently, 13 other states and the European Union

joined the initiative, founding and funding technology

platforms and research and development programs for

each type in a co-operative, burden sharing manner.

Apart from the well-proven light water reactor technology

(Pressurised and Boiling Water Reactors) some of

these project results have now been taken as input by commercial

companies trying to develop “Small-or Mediumsized

Reactors” (SMRs), driven by the observation that (at

least in America and Western Europe) the large-scale projects

have faced construction and licensing delays, leading

to significant cost overruns for the prototype units.

Small Modular Reactors (SMR)

The idea behind building SMRs is simple – as reactors can

be designed to any size above a few kilowatts: Automated

assembly line mass production in dedicated workshops

with standardised quality assurance and transport of the

whole steam generation unit (including fuel) in a single

reactor vessel by ship, train or even truck to its intended

production site. In most cases the (uranium or thorium)

fuel is enriched to levels above the typical 5 % of light

water reactors, thus enabling (together with burnable

“neutron poisons” like e.g. gadolinium) long operation

periods of up to a decade. After this time the whole unit

would have to be transported back to the factory for

maintenance and refueling, similar to (sub-)marine

reactors, for which a comparable historical operating

­experience record exists like the one for large-sized

­commercial reactors, namely 17,800 reactor-years.

Given the overarching law of “economy of scale”, the

biggest question mark behind all SMR developments

remains their competitiveness. A recent study “Market

Framework for Financing Small Nuclear” from an expert

group installed by the British Department for Business,

Energy and Industrial Strategy names (for the UK market)

competitive Levelised Costs of Electricity (LCOE) of 40 to

80 £/MWh for a “Next-Of-A-Kind” (NOAK) SMR.

Six examples for SMRs under development are given

below:

pp

The IRIS reactor (Figure 12) stands for a conventional

PWR design, utilizing the sophisticated and proven fuel

design from large units, integral steam generators and

coolant pumps.

pp

Several HTR designs (Figure 13) utilise the TRISO

technology of encapsulating all fuel and fission ­products

in mm-size ceramic SiC-coated particles, these again

joined in tennis ball sized fuel elements of pure carbon.

This pebble bed concept incorporates an online fuel

exchange by adding and extracting pebbles. The

­coolant (helium) can be heated up to nearly 1000 °C,

and the ceramic primary circle environment is invariant

against loss of coolant accidents because of its high heat

capacity and temperature regime. HTRs have proven

| | Fig. 12.

WESTINGHOUSE – SMR: IRIS Pressurised Water Reactor

(Sources: www.nrc.gov/docs/ML0336/ML033600086.pdf; https://

en.wikipedia.org/wiki/International_Reactor_Innovative_and_Secure).

| | Fig. 13.

GENERAL ATOMICS – SMR: GT-MHR High Temperature Reactor (Source: GA, FRAMATOME).

their accident tolerance with the German AVR and

THTR prototypes, proving that HTRs can indeed

theoretically be built as “walk-away reactors” without

emergency core cooling systems.

pp

Bill Gates (Microsoft) has decided to also support some

reactor developments for future generations: One is the

Travelling Wave Reactor (Figure 14), a breeder type

reactor with metallic fuel and sodium coolant, where

gaseous fission products are intentionally released to

the primary circuit. This system in turn has significantly

improved purification and degassing installations, thus

allowing normal operation under radiological aspects.

Like with all breeders, the reactor can run on plutonium,

bred from depleted Uranium-238, which is otherwise

not usable and abundant as “tails” from 75 years of

­uranium enrichment, stored in gaseous UF 6 -form in

barrels worldwide. The core design is a speciality: Its

| | Fig. 14.

TERRAPOWER – TWR: Travelling Wave Reactor (Source: TERRAPOWER).

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 15

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 16

active (“chain reaction”) zone is wandering over the

years over the radius of the core, breeding its future

plutonium fuel from depleted Uranium-238 constantly

in the reactor without external reprocessing. Bill Gates

personally engaged himself for the project to find a

licensing authority and a construction site – in Xiapu in

China.

pp

Mr. Gates is also involved in one of the several “molten

salt” (Figure 15) reactor developments: The idea is old

(from the 1950ies) and simple: Use nuclear fuel in

liquid form homogeneously diluted in a salt brine,

which acts as a transport vehicle and coolant. In

small-diameter pipes the neutron loss over the outer

pipe surface will inhibit any nuclear chain reaction, the

reactor is simply a more voluminous vessel continuously

trespassed by the fluid. The disadvantage is corrosion –

all naturally possible chemical elements with medium

atomic weights are produced by fission. The chemical

instability of the surrounding vessel, pipes and pumps

under reactor-typical temperatures has inhibited commercial-scale

developments in the past. In 2016 the US

Government has started a new initiative to investigate,

whether modern materials may be able to solve the

problem.

pp

Another approach has been proposed under the name

FLEXBLUE (Figure 16) by the French shipyard in

charge of building the nuclear-powered vessels (submarines,

aircraft carrier) for the French navy: Why not

take the proven naval K-15-reactor of 150 MW th , couple

it to a commercial turbo-generator set of about

30 MWe, build it into a stationary submarine (without

| | Fig. 15.

TERRAPOWER – MCFR: Molten Chloride Fast Reactor

(Source: TERRAPOWER).

pro­pulsion), tow it to a suitable ocean floor site, let it

dive to the sea floor and operate it remotely. The only

other installation required would be a power cable to

reach land. Like wind, nuclear could thus go off-shore,

in this case easily protected against e.g. any adverse impacts

including crashing airplanes.

pp

A more custom approach has already been built as the

first real SMR and as the “officially” first floating ­nuclear

power plant: Russia has installed two KLT-40 icebreaker

reactors of 35 MW e each on a barge named Akademik

Lomonossov (Figure 17), which has already been

­completed in 2018 and has been towed from its ­shipyard

in St. Petersburg to Murmansk, where the reactors were

fueled. The whole unit will be towed to the Siberian

seaport of Pevek in the Chukotka area, a very remote

place where the import of fossil fuels would be

­comparatively expensive. Other floating units are

planned to follow, also in China.

Nuclear energy in the world

In order to allow a more comprehensive judgement on the

current nuclear developments in the world, some outstanding

development examples from four different

countries shall also be highlighted here:

Canada

The Canadian (Figure 18) government is one of many

­actively supporting lifetime extension for the existing fleet

(19 reactors) and especially also for the development of

SMRs. Ten different SMR projects were selected to be

co-funded, with the aim to have suitable layouts ready to

| | Fig. 17.

OKBM Nishny-Novgorod/ Baltic Shipyard St. Petersburg KLT-40S

(Source: OKBM).

| | Fig. 16.

NAVAL GROUP (ex DCNS) – FLEXBLUE: Seabed Submarine Reactor

(Source: NAVAL GROUP, FRAMATOME, CEA).

| | Fig. 18.

SMR suitability to power isolated local grids in Canada (Source: Canada’s

National Elec-tricity Board 2018, http://www.cnl.ca/en/home/news­ andpublications/news-releases/2017/cnl-releases-summary-report-on-smallmodular-react.aspx)

(Blue bars: Northern provinces; red bars: Southern

provinces).

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

| | Fig. 19.

ONKALO – the world’s first repository for spent fuel

(Source: Finnish regulatory authori-ty STUK).

power isolated grids in the northern provinces of Nunavut

and Northwest Territories, where kWh prices are three

times higher than elsewhere in Canada. Interestingly they

level out at only about two thirds of the common household

electricity rates from e.g. Germany or Denmark.

Finland

Another issue of public opposition to nuclear development

is the argumentation that the final disposal of spent fuel

would not have been solved. This is at least not true for

Finland, which in fact has already issued a license to erect

a national final underground spent fuel repository named

ONKALO (Figure 19) next to the nuclear power plant site

of Olkiluoto. The fuel assemblies will be stored in copper

canisters in granite bedrock 400 m deep, with the canisters

acting as engineered retention over several ten thousands

of years, enough to let the overall activity of the fission

products decrease to levels comparable to natural uranium

deposits. In the licensing process, even a new ice age

producing a 2.5 km thick ice cover with corresponding

subsequent surface erosion have been incorporated in the

model. Once all nuclear fuel from the Olkiluoto and Loviisa

plants will have been stored underground, the repository

will be backfilled and restored to a natural environment

above ground.

In any hypothetical release scenario, the maximum

temperature in the repository will not exceed 60 °C, the

additional radiation exposure to any future inhabitant

drawing water from an above-situated well will be at

least eight orders of magnitude lower than the natural

­radiation background of 3.7 mSv/a in Finland and thus

be ­insignificant.

The ONKALO spent fuel repository is planned to be

commissioned in the early 2020ies, followed by a similar

project at the Forsmark site in Sweden, which is currently

in the licensing process.

| | Fig. 20.

Nuclear units in Japan after Fukushima (Source: VGB, WNA, IAEA).

(the oldest and smallest) have been decommissioned,

leaving 15 yet to be decided plus one further new build

(Figure 20).

China

As mentioned in the introduction, global production

chains increasingly adapt also to regional power prices:

Electricity-intensive (base material) production steps are

exported from industrial regions like Europe, the USA and

Japan to emerging countries like India and especially

China. Together with the strong inland development

(US per capita energy consumption is still about three

times higher, Europe’s about double), and with a share

of about a fifth of all global carbon dioxide emissions,

Chinese energy policy will be essential for any future

climate policy.

Today, 42 nuclear power units provide 3.96 % of

Chinese electricity production, plans include – apart from

hydro (20 %) and other renewables (6 %) extensions –

a six-fold increase of nuclear until the mid 2030ies. This

programme (Figure 21) corresponds to the commissioning

of one nuclear unit every six to eight weeks. In the

long term, decarbonisation of the Chinese power system

will require 1,500 GW of installed nuclear capacity,

increasingly with a closed fuel cycle based on breeders,

­extending uranium sources by a factor of 60, i.e. sufficient

for several thousands of years.

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 17

Japan

After the Fukushima event in 2011, Japan had shut

down all remaining nuclear power plants for thorough

inspection, modernisation and reorganisation of the

regulatory environment. Their capacity of more than

30 % of the ­original Japanese power production had to be

replaced by imported Liquified Natural Gas, increasing

power tariffs significantly and turning the country’s

external trade balance into negative. After the election

of Shinzo Abe’s new government, a new energy policy

was formulated, re-introducing nuclear on a lower level.

Until today, ten units have been restarted (one of them

as new build), 15 more applications are pending, 15 others

| | Fig. 21.

Nuclear power plants in China (Source: VGB, WNA, IAEA).

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

SERIAL | MAJOR TRENDS IN ENERGY POLICY AND NUCLEAR POWER 18

| | Editorial Advisory Board

Frank Apel

Erik Baumann

Dr. Maarten Becker

Dr. Erwin Fischer

Carsten George

Eckehard Göring

Florian Gremme

Dr. Ralf Güldner

Carsten Haferkamp

Dr. Petra-Britt Hoffmann

Christian Jurianz

Dr. Guido Knott

Prof. Dr. Marco K. Koch

Dr. Willibald Kohlpaintner

Ulf Kutscher

Herbert Lenz

Jan-Christian Lewitz

Andreas Loeb

Dr. Thomas Mull

Dr. Ingo Neuhaus

Dr. Joachim Ohnemus

Prof. Dr. Winfried Petry

Dr. Tatiana Salnikova

Dr. Andreas Schaffrath

Dr. Jens Schröder

Norbert Schröder

Prof. Dr. Jörg Starflinger

Prof. Dr. Bruno Thomauske

Dr. Brigitte Trolldenier

Dr. Walter Tromm

Dr. Hans-Georg Willschütz

Dr. Hannes Wimmer

Ernst Michael Züfle

Final remarks

Summing up the features of nuclear power and its potential

for a significant contribution to an answer to the climate

question, the following resumé can be drawn:

Nuclear (fission) power is a highly developed technology,

its added value is quasi-domestic (as the Uranium

fuel is extremely cheap), it is also exportable (if proliferation

issues are satisfactorily solved, as it is the case for most

states).

Besides renewable energies (and CCS) it is the only

carbon-neutral technology for large-scale power generation

and the only one (besides geothermal energy), which

is independent from solar irradiation or weather, thereby

able to provide baseload generation.

Meanwhile, more than 17,800 (reactor) years of operation

have been achieved with only a few major incidents of

which both Chernobyl and Fukushima did arise by wilful

deviation from established safety rules and do not classify

in terms of a probabilistic safety analysis as “residual risk”.

With the exception of Chernobyl, no significant health

damage has arisen from operation (or accidents) of nuclear

power plants (World Health Organisation: www.who.

int/mediacentre/news/releases/2013/fukushima_report_

20130228/en/).

Nuclear power plants underlay scheduled maintenance,

high-thermal fatigue is nowhere the life-limiting parameter

(in contrast to fossil- fired power plants), all wear-­

components are regularly exchanged (except the reactor

vessels themselves, these are qualified for 60 to over

100 years). Any nuclear power plant can therefore be

regarded technically as-good-as-new at any point in time.

Imprint

| | Editorial Office

Christopher Weßelmann (Editor in Chief)

Im Tal 121, 45529 Hattingen, Germany

Phone: +49 2324 4397723

Fax: +49 2324 4397724

E-mail: editorial@nucmag.com

Martin Schneibel (Editor)

INFORUM, Berlin, Germany

Phone: +49 30 498555-43

Fax: +49 30 498555-18

E-Mail: martin.schneibel@nucmag.com

| | Official Journal of

Kerntechnische Gesellschaft e. V. (KTG)

| | Publisher

INFORUM Verlags- und

Verwaltungsgesellschaft mbH

Robert-Koch-Platz 4, 10115 Berlin, Germany

Phone: +49 30 498555-30

Fax: +49 30 498555-18

www.nucmag.com

| | General Manager

Christian Wößner

| | Advertising and Subscription

Petra Dinter-Tumtzak

Phone: +49 30 498555-30

Fax: +49 30 498555-18

E-mail: petra.dinter@nucmag.com

| | Layout

zi.zero Kommunikation

Antje Zimmermann

Berlin, Germany

| | Printing

inpuncto:asmuth

druck + medien gmbh

Baunscheidtstraße 11, 53113 Bonn, Germany

Thus, the premature shutdown of the 17 German

­reactors implies an enormous financial damage (about

200 G€, calculated with a cost advantage of 0.04 €/kWh

over 30 years) to companies and the German society.

Acceptance of nuclear power varies widely over

­different countries. Both in Europe and in the industrialised

world the majority of countries pursue a constructive

approach to the use of nuclear power. Key elements for

acceptance are a rational – and in comparison to other

risks quantitative – discussion of (residual) risks and a

political will for implementing a practical solution for

waste disposal.

References

1 www.umweltbundesamt.de/daten/klima/atmosphaerische­treibhausgaskonzentrationen#textpart-1

2 IPCC 2014: Klimaänderung 2013: Naturwissenschaftliche Grundlagen. Häufig gestellte Fragen und

Antworten – Teil des Beitrags der Arbeitsgruppe I zum Fünften Sachstands bericht des Zwischenstaatlichen

Ausschusses für Klimaänderungen (IPCC) [T.F. Stocker, D. Qin, G.-K. Plattner, M. Tignor,

S.K. Allen, J. Boschung, A. Nauels, Y. Xia, V. Bex und P.M. Midgley (Hrsg.)]. Deutsche Übersetzung

durch die deutsche IPCC-Koordinierungs stelle und Klimabüro für Polargebiete und Meeresspiegelanstieg,

Bonn, 2017.

3 en.wikipedia.org/wiki/National_Diet_of_Japan_Fukushima_Nuclear_Accident_Independent_

Investi-gation_Commission

4 https://analysis.nuclearenergyinsider.com/nuclear-build-costs-could-fall-over-35-using-globallearnings,

June 2018, retrieved in August 2018

5 In fact the US Army Corps of Engineers operated a small nuclear power generator on the WW-2

cargo ship STURGIS between 1967 and 1976 to desalinate water and to power US installations in the

Panama Canal zone.

6 http://www.posiva.fi/en/media/videos#.

Author

Dr.-Ing. Ludger Mohrbach

Department Head „Nuclear“

VGB PowerTech e.V.

Deilbachtal 173

45257 Essen, Germany

| | Price List for Advertisement

Valid as of 1 January 2019

Published monthly, 9 issues per year

Germany:

Per issue/copy (incl. VAT, excl. postage) 24.- €

Annual subscription (incl. VAT and postage) 187.- €

All EU member states without VAT number:

Per issue/copy (incl. VAT, excl. postage) 24.- €

Annual subscription (incl. VAT, excl. postage) 187.- €

EU member states with VAT number

and all other countries:

Per issues/copy (no VAT, excl. postage) 22.43 €

Annual subscription (no VAT, excl. postage) 174.77 €

| | Copyright

The journal and all papers and photos contained in it are protected by

copyright. Any use made thereof outside the Copyright Act without the

consent of the publisher, INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft

mbH, is prohibited. This applies to reproductions, translations, microfilming

and the input and incorporation into electronic systems. The

individual author is held responsible for the contents of the respective

paper. Please address letters and manuscripts only to the Editorial Staff

and not to individual persons of the association´s staff. We do not

assume any responsibility for unrequested contributions.

Signed articles do not necessarily represent the views of the editorial.

ISSN 1431-5254

Serial | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

The Role of Nuclear Power in the World ı Ludger Mohrbach


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Zur künftigen Rolle der thermischen

Stromerzeugung und der Speicherung

von Elektrizität in den Mitgliedstaaten

der Europäischen Union

Sicherung der Versorgung bei steigenden Anteilen

volatiler erneuerbarer Energien

Hans-Wilhelm Schiffer

Energieversorgungssituation in der EU und deren Mitgliedstaaten Der Primärenergieverbrauch

der Europäischen Union (EU) belief sich 2017 auf 2,4 Milliarden Tonnen Steinkohleeinheiten (Mrd. t SKE).

Damit ist die EU der weltweit drittgrößte Energiemarkt – nach China und USA. Am weltweiten Primärenergieverbrauch

ist die EU mit 12,5 % beteiligt. Bei der Deckung des Primärenergieverbrauchs der EU dominieren fossile Energien mit

einem Anteil von 76 %. In der Stromerzeugung ist der Anteil von Kohle, Erdgas und Öl auf rund 45 % begrenzt.

­Erneuerbare Energien kommen inzwischen auf 30 % und die Kernenergie auf 25 % (Abbildung 1).

Im Mix der Einsatzenergien zur Stromerzeugung hat sich

in den letzten zwanzig Jahren ein deutlicher Wandel vollzogen.

Die Anteile von Kernenergie, Kohle und Öl sind

deutlich gesunken, während sich die Beiträge von Erdgas

und insbesondere der erneuerbaren Energien vergrößert

haben. So hat sich der Anteil erneuerbarer Energien an der

Stromerzeugung der EU von 13 % im Jahr 1997 auf 30 %

im Jahr 2017 mehr als verdoppelt. Dem stehen Einbußen

bei Kohle von 11 Prozentpunkten, bei Kernenergie von

8 Prozentpunkten und bei Öl von 5 Prozentpunkten gegenüber.

Erdgas hat im gleichen Zeitraum 7 Prozentpunkte

zugelegt.

Kennzeichen der EU-Energieversorgung ist die hohe

Abhängigkeit von Energieimporten aus Drittstaaten. So

muss die EU mehr als die Hälfte ihres Energiebedarfs

durch Einfuhren decken. Besonders hoch ist die Einfuhrabhängigkeit

bei Rohöl und bei Erdgas. Kernenergie und

erneuerbare Energien werden als heimische Energien

­gerechnet. Ein weiteres Merkmal bei der Versorgung der

EU mit fossilen Energieträgern ist der große Anteil

­Russlands. So ist Russland der für die EU wichtigste

­Lieferant von Rohöl, von Erdgas und von Steinkohle. An

zweiter Stelle rangieren Norwegen bei Erdgas und bei

Rohöl sowie Kolumbien bei Kohle (Abbildung 2).

| | Abb. 1.

Energiemix der EU-28 im Jahr 2017.

Der Energiemix der einzelnen EU-Staaten ist sehr

unterschiedlich. Entscheidende Gründe dafür sind die

­jeweilige Ressourcensituation und die uneinheitliche

Energiepolitik der Mitgliedstaaten. Beispiel Kernenergie:

Dieser Energieträger wird gegenwärtig in der Hälfte der

28 Mitgliedstaaten zur Stromerzeugung genutzt. Die

­Anteile der Kernenergie differieren in diesen 14 ­

19

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW

| | Abb. 2.

Energieimporte in die EU nach Ländern im Jahr 2016.

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of Electricity in the Member States of the European Union –

Security of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 20

| | Abb. 3.

Stromerzeugung aus Kernenergie in den einzelnen EU-Staaten.

| | Abb. 4.

Ankündigungen der EU-Staaten für einen Ausstieg aus der Kohleverstromung.

| | Abb. 5.

Das Dilemma der EU Energiepolitik.

Mitgliedstaaten stark. Die Spanne reicht von 4 % in den

Niederlanden bis 72 % in Frankreich. In Deutschland

­waren es 2017 noch 12 % (Abbildung 3).

Auch bei der Kohle gibt es gravierende Unterschiede.

Die Gründe sind dort etwas anders gelagert als bei der

Kernenergie. Während bei der Kernenergie die jeweiligen

politischen Weichenstellungen entscheidend für deren

­Bedeutung in den einzelnen Mitgliedstaaten waren und

sind, spielt bei der Kohle die Ressourcensituation eine

wichtige Rolle. Dies wird bei einer Betrachtung der ­Staaten

Osteuropas besonders deutlich, gilt aber auch für Deutschland.

Zunehmend gewinnt aber auch bei der Kohle die

Politik an Gewicht. Gegenwärtig wird noch in 21 Mitgliedstaaten

Kohle zur Stromerzeugung genutzt. Allerdings

­haben zehn dieser 21 Staaten beschlossen, zwischen 2021

und 2030 aus der Kohlenutzung auszusteigen. Neun

­Staaten setzen auch künftig auf die Kohle. In zwei Staaten,

Deutschland und Slowakei, wird gegenwärtig über einen

Ausstieg diskutiert (Abbildung 4). Dabei ist darauf hinzuweisen,

dass der Anteil der Kohle an der Stromerzeugung

in den Staaten, die einen Ausstieg beschlossen haben,

­relativ klein ist – im Durchschnitt waren es 2017 dort 8 %,

während in den Staaten, die weiter auf die Kohle setzen,

deren Anteil im Durchschnitt bei 38 % lag.

Energie- und klimapolitischer Rahmen

der EU-28

Bisher existiert keine kohärente Energiepolitik der EU.

­Gemäß Artikel 194 des Vertrags über die Arbeitsweise der

Europäischen Union verfolgt die Energiepolitik der Union

im Geiste der Solidarität zwischen den Mitgliedstaaten im

Rahmen der Verwirklichung oder des Funktionierens des

Binnenmarkts und unter Berücksichtigung der Notwendigkeit

der Erhaltung und Verbesserung der Umwelt

­folgende Ziele:

pp

Sicherstellung des Funktionierens des Energiemarkts;

pp

Gewährleistung der Energieversorgungssicherheit in

der Union;

pp

Förderung der Energieeffizienz und von Energieeinsparungen

sowie Entwicklung neuer und erneuerbarer

Energiequellen und

pp

Förderung der Interkonnektion der Energienetze.

Der Erlass von Maßnahmen, die für erforderlich gehalten

werden, um diese Ziele zu verwirklichen, berühren

­allerdings nicht das Recht eines Mitgliedstaats, die Bedingungen

für die Nutzung seiner Energieressourcen,

­seine Wahl zwischen verschiedenen Energiequellen

und die allgemeine Struktur der Energieversorgung zu

bestimmen (Abbildung 5).

Tatsächlich ist der Energiemix breit gefächert. Dies

wird beispielhaft deutlich am Energiemix in der Stromerzeugung

von zehn ausgewählten Mitgliedstaaten (Abbildung

6). In Frankreich dominiert die Kernenergie. In

Großbritannien und in den Niederlanden hat Erdgas den

größten Anteil an der Stromerzeugung. In Polen ist es die

Kohle, Braunkohle und Steinkohle. Braunkohle und Steinkohle

leisten auch in Deutschland einen starken Beitrag

zur Stromversorgung. Die Braunkohle hat zudem in

­Tschechien und Griechenland einen großen Stellenwert.

Österreich und Schweden profitieren insbesondere von

den günstigen Bedingungen, die dort die Wasserkraft

­bietet. Und in Dänemark ist inzwischen die Windenergie

die mit Abstand bedeutendste Energiequelle zur Stromerzeugung.

Von entscheidender Bedeutung für die Energie-­Zukunft

der EU sind die energie- und klimapolitischen Ziele für

2030. Drei Ziele sind gemäß dem Clean Energy Package,

das Europäischer Rat, Europäisches Parlament und Europäische

Kommission im Juni 2018 beschlossen haben,

maßgebend (Abbildung 7):

pp

das Klimaziel: Rückgang der Treibhausgas-Emissionen

um 40 % gegenüber 1990;

pp

das erneuerbare Energien-Ziel: 32 % Anteil am Bruttoenergieverbrauch;

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of Electricity in the Member States of the European Union –

Security of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

| | Abb. 6.

Energiemix in der Stromerzeugung in zehn der 28 Mitgliedstaaten der EU.

pp

das Energieeffizienz-Ziel: 32,5 % Reduktion des Energieverbrauchs

im Vergleich zu einem Referenz-­

Szenario.

Für die Stromversorgung ist das wichtigste Instrument zur

Einhaltung des Klimaziels das Europäische Emissionshandelssystem

(ETS). Das ETS garantiert, dass die

Emissionsminderung in den Sektoren, die in das System

einbezogen sind, also Industrie und Energiewirtschaft,

­sicher erreicht wird. Das Ziel für diese Sektoren ist mit der

Vorgabe einer Emissionsreduktion von 43 % bis 2030

im Vergleich zum Stand des Jahres 2005 deutlich

­ambitionierter als für die Sektoren Gebäude und Verkehr

mit minus 30 % bezogen auf den gleichen Zeitraum.

Auch bezogen auf den Anteil erneuerbarer Energien

wird dem Stromsektor ein deutlich größerer Beitrag

­abverlangt als den Sektoren Gebäude und Verkehr. So soll

der Anteil erneuerbarer Energien am gesamten Bruttoenergieverbrauch

bis 2030 auf mindestens 32 % steigen –

verglichen mit 17 % im Jahr 2016. Dies wird für den Stromsektor

mit der Erwartung verknüpft, dass sich der Anteil

erneuerbarer Energien an der Stromerzeugung bis 2030

auf mehr als 50 % erhöht, gegenüber 30 % im Jahr 2017.

Das Energie-Effizienzziel beträgt 32,5 % bis 2030. Es

orientiert sich – als Vergleichsgröße – an einem Referenz-­

Szenario der Europäischen Kommission zur Entwicklung

des Energieverbrauchs.

| | Abb. 7.

Ziele der EU Klima- und Energiepolitik.

Folgende Optionen kommen in Betracht, um diesem

Problem gerecht zu werden (Abbildung 9):

pp

Flexibilisierung insbesondere konventioneller Kraftwerke;

pp

Ausbau der Netzinfrastruktur – vor allem zur Verknüpfung

der lastfernen Erzeugung mit der Nachfrage. Bezogen auf

Deutschland heißt das: Schaffung der Voraussetzungen

zum Transport des Windstroms von Norden nach Süden.

pp

Flexibilisierung der Nachfrage und

pp

Energiespeicherung.

Die Internationale Energie-Agentur ist in einer kürzlich

veröffentlichten Studie zu dem Ergebnis gekommen, dass

gegenwärtig mehr als 90 % der Flexibilitätsanforderungen

durch steuerbare Kraftwerke zu leisten sind.

Der tageszeitliche Verlauf von Stromnachfrage und

­Einspeisung von Strom aus Photovoltaik fallen zudem nicht

zusammen. Während die Stromnachfrage insbe­sondere ab

4 Uhr morgens bis 8 Uhr ansteigt, erhöht sich die Einspeisung

aus Photovoltaik, sonniges Wetter vorausgesetzt,

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 21

Optionen für die Systemintegration

der erneuerbaren Energien in die Stromversorgung

der EU unter Aufrechterhaltung

der Versorgungssicherheit

Der bisher in der Stromerzeugung erreichte Ausbau des

Anteils erneuerbarer Energien erklärt sich insbesondere

durch die Entwicklung bei Wind- und bei Solarenergie. So

sind Wind- und Solarenergie für 80 % des Anstiegs der

Stromerzeugung aus erneuerbaren Energien in der EU

­verantwortlich, der von 2005 bis 2017 realisiert wurde.

Insgesamt hat sich der Anteil erneuerbarer Energien an

der Stromerzeugung der EU seit 2005 mehr als verdoppelt

(Abbildung 8).

Der vor allem auf die dargebotsabhängigen Energien

Wind und Sonne konzentrierte Ausbau ist mit zusätzlichen

Herausforderungen für die Systemintegration verknüpft.

Angesichts des fortgesetzt steigenden Anteils dieser

­volatilen Energien wachsen die Flexibilitätsanforderungen

an das Versorgungssystem.

In der Vergangenheit mussten nur die Schwankungen

in der Nachfrage (zwischen Tag und Nacht, Werktagen

und Wochenenden sowie Sommer und Winter) ausgeglichen

werden. Neu hinzugekommen sind die Einspeiseschwankungen

bei Wind und Sonne.

| | Abb. 8.

Stromerzeugung aus regenerativen Energien in der EU-28.

| | Abb. 9.

Optionen zur Steigerung der Flexibilität des Versorgungssystems.

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of Electricity in the Member States of the European Union –

Security of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 22

zwischen 8 Uhr und 13 Uhr. Die Solar-Einspeisung aus

Photovoltaik sinkt im Verlauf des Nachmittags bis zum

Abend, also einige Stunden vor dem tageszeitlichen Rückgang

des Stromverbrauchs. Das heißt, dass konventionelle

Kraftwerke kurzfristig mindestens zwei Mal die Stromproduktion

erhöhen müssen, am Morgen und am Abend.

Um die hohe PV-Einspeisung in der Mittagszeit zu integrieren

und andererseits die abendliche Verbrauchsspitze

abzudecken, müssen Kohle- und Gaskraftwerke die Fahrweise

entsprechend anpassen.

| | Abb. 10.

Flexibilität von heutigen Gaskraftwerken im Vergleich zu Braunkohlekraftwerken.

| | Abb. 11.

Optionen für einen stärkeren Zuwachs der Erzeugung regenerativer Energien im Falle von höheren

Energieverbräuchen.

Kohle- und Gaskraftwerke sind technisch in gleicher

Weise geeignet sind, die Flexibilitätsanforderungen zu

­erfüllen. So kann beispielsweise ein bestehendes ­modernes

Braunkohlenkraftwerk innerhalb von 20 Minuten von

1.000 MW auf 500 MW runtergefahren werden. Das

entspricht 30 MW pro Minute, ein Wert, der auch von

einem Gaskraftwerk nicht signifikant übertroffen wird.

Für das Hochfahren der Leistung gelten die genannten

Werte in gleicher Weise (Abbildung 10).

Trotz der hohen Flexibilität, die konventionelle Kraftwerke

bieten, ergeben sich als Folge des massiven Ausbaus

von erneuerbaren Energien vermehrt Zeiten, in denen

­Versorgungsüberschüsse auftreten. Nach Angaben der

Bundesnetzagentur stieg die Abregelung erneuerbarer

Energieträger durch Einspeisemanagement-Maßnahmen

2017 auf den bislang höchsten Wert von 5.518 GWh. Statt

einer ungehemmten Fortsetzung des Zubaus, verbunden

mit der Konsequenz einer noch weiter zunehmenden

Abschaltung von Windturbinen, bietet sich die Möglichkeit,

den Überschussstrom über den Zwischenschritt

­Speicherung nutzbar zu machen. Power-to-gas ist eine der

hierfür bestehenden Optionen. Damit kann gleichzeitig

die angestrebte Sektorenkopplung vorangebracht werden

(Abbildung 11).

pp

Je länger die Zeiten von Überschüssen an erneuerbar

­erzeugtem Strom sind, desto geringer ist die Nutzung

der Kapazität zusätzlicher Anlagen – mit der Konsequenz

einer Erhöhung der Stromerzeugungskosten pro kWh.

pp

Und je größer die Auslastung einer Power-to-gas-Anlage,

desto stärker sinken die Kosten für diese Technologie

pro kWh.

Mit weiter verstärktem Ausbau volatiler erneuerbarer

Energien ist ein Schnittpunkt beider Kurven zu erwarten.

Und rechts von diesem Schnittpunkt wird Power-to-Gas

zur wirtschaftlich günstigeren Option (Abbildung 12).

Neben dem Thema Überschüsse, die sich aus der

Transformation der Energieversorgung ergeben, ist das

Thema Knappheit zu adressieren. Überschüsse an elektrischer

Arbeit zu bestimmten Zeiten bringen nämlich

­keinen positiven Effekt für die Sicherheit der Versorgung.

Versorgungssicherheit ist durch jederzeit ausreichend

­verfügbare Leistung zu garantieren. Mit zunehmendem

Ausbau der erneuerbaren Energien sinkt die Auslastung

der konventionellen Kraftwerke. Der Energy-only-Market

gewährleistet – anders als in der Vergangenheit – für eine

große Zahl von konventionellen Anlagen keine zur Aufrechterhaltung

des Betriebs ausreichenden Einnahmenströme.

Und dies gilt nicht nur für Neubauten. Kapazitätszahlungen

sind deshalb künftig zur Aufrechterhaltung

der Systemsicherheit unverzichtbar.

| | Abb. 12.

Vergleich der Erzeugungskosten von Power-2-X mit einem weiteren Ausbau von Windund

PV-Anlagen in Abhängigkeit vom Ausbau der regenerativen Energien.

| | Abb. 13.

Vorschlag für eine Verordnung des Europäischen Parlaments und des Rates zum

Elektrizitätsbinnenmarkt.

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of Electricity in the Member States of the European Union –

Security of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

| | Abb. 14.

Stromerzeugung in Deutschland 1997 bis 2030.

| | Abb. 16.

Stromerzeugung- und -bedarf in Deutschland am 1. Januar 2018.

| | Abb. 15.

Schlüsselzahlen zur Windenergieerzeugung in Deutschland von 2010 bis 2017.

| | Abb. 17.

Stromerzeugung- und -bedarf in Deutschland am 1. Juli 2018.

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 23

In der EU gibt es hierzu Vorschläge des Europäischen

Parlaments und des Europäischen Rates, die in den

­nächsten Monaten zur Verabschiedung einer Verordnung

führen sollen. Diese Vorschläge sind jedoch weder technologie-

neutrale noch marktgerechte Mechanismen. Sie

begrenzen die Inanspruchnahme von Kapazitäts­zahlungen

auf Anlagen in denen weniger als 550g CO 2 /kWh emittiert

werden. Kohlekraftwerke können nur noch im Rahmen

der strategischen Reserve an Kapazitätsmechanismen

­teilnehmen – so die Vorschläge von Parlament und Rat.

Das ist nicht sachgerecht. Kapazitätsmechanismen sollen

der Versorgungssicherheit dienen. Klimaschutz ist durch

das ETS geregelt. Eine Realisierung der Vorschläge von

Parlament und Rat würden somit Versorgungssicherheit

unnötig teuer machen, ohne zur Begrenzung der CO 2 -

Emissionen beizutragen, da diese durch das ETS ­bereits

gedeckelt sind (Abbildung 13).

Besonderheiten bei der Umsetzung

der deutschen Energiewende

Laut Koalitionsvertrag der Bundesregierung von März

2018 soll der Anteil erneuerbarer Energien an der Stromversorgung

bis 2030 auf 65 % gesteigert werden. Die

erneuerbaren Energien werden also den bei weitem

­größten Beitrag zur Bereitstellung der elektrischen Arbeit

leisten (Abbildung 14). Allerdings geht damit kein

­Zuwachs an gesicherter Leistung einher. Bei PV liegt das

auf der Hand. Zum Zeitpunkt der Höchstlast, meist eine

frühe Abendstunde im Herbst oder Winter, scheint keine

Sonne mehr.

Und auch die Windenergie leistet keinen signifikanten

Beitrag zur jederzeitigen Sicherstellung der Versorgung.

Die Kapazität der Anlagen hat sich zwar seit 2010 mehr als

verdoppelt. Die minimale Einspeisung lag jedoch auch

2017 gerade mal bei 158 MW, also bei weniger als 1 % der

Nominalleistung. Die Erwartung, dass der Minimalwert,

Indikator für den Beitrag zur Versorgungssicherheit bei

einem Ausbau deutschlandweit verteilter Windanlagen

ansteigt und damit in zunehmendem Maße eine Substitution

konventioneller Kraftwerksleistung ermöglicht, hat

sich somit nicht erfüllt (Abbildung 15).

Drei exemplarisch ausgewählte Situationen machen

die Komplexität der Herausforderung deutlich.

pp

Am 1. Januar 2018 war die Stromnachfrage gering, die

Windeinspeisung hoch – mit der Konsequenz, dass die

­erneuerbaren Energien in der Lage waren, über den Tag

gerechnet deutlich mehr als die Hälfte zur Stromversorgung

beizutragen (Abbildung 16).

pp

Am 1. und 2. Juli 2018 war es die Solarenergie, die –

wie im gesamten Juli 2018 – einen großen Beitrag zur

­Bedarfsdeckung geleistet hat (Abbildung 17).

pp

Vollkommen anders jedoch war die Situation am

8. ­November 2017. Wind trug zum Zeitpunkt der

Höchst­last in Deutschland nur geringfügig zur Stromversorgung

bei. Die PV-Erzeugung war gleich Null.

Konventionelle Kraftwerke mussten somit über 85 %

der Last decken (Abbildung 18).

| | Abb. 18.

Stromerzeugung- und -bedarf in Deutschland am 8. November 2017.

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of Electricity in the Member States of the European Union –

Security of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 24

| | Abb. 19.

Stilllegung von Kraftwerkskapazitäten und Versorgungssicherheit in Deutschland.

Kohleausstieg und Sicherheit

der Versorgung in Deutschland

In Deutschland wird über einen vorzeitigen staatlich

reglementierten Kohleausstieg diskutiert. Eine im Sommer

eingesetzte Strukturkommission soll hierzu bis Ende 2018

Vorschläge unterbreiten. Es zeigt sich jedoch, dass vorzeitige

Kraftwerksstilllegungen die Versorgungssicherheit

in Frage stellen würden (Abbildung 19).

In Deutschland existiert zwar inzwischen eine installierte

Stromerzeugungsleistung von deutlich über 200 GW.

Bei weniger als der Hälfte dieser Kapazität handelt es

sich allerdings um steuerbare Leistung. Bis Ende 2022

­gehen 10 GW Kernkraft-Kapazität vom Netz. Außerdem

haben Kraftwerksbetreiber Stilllegungen fossil gefeuerter

­Kapazität in Höhe von 5 GW angekündigt. Und 2 GW

gehen in die Sicherheitsbereitschaft. Ein Teil dieses

Leistungsabbaus wird kompensiert durch Neubau und

durch die Möglichkeit der Entkonservierung. Von der

damit 2023 verbleibenden steuerbaren Leistung von 93 bis

98 GW müssen nach Einschätzung der Übertragungsnetzbetreiber

etwa 12 GW als nicht verfügbar eingestuft

werden. Importe und Nachfrage-Management können

­gemeinsam bis zu 6 GW zur gesicherten Leistung beitragen,

die sich damit auf 85 bis 92 GW beläuft. Zusätzlich

könnten noch technische Notreserven in der Größenordnung

von 5 bis 7 GW mobilisiert werden. Bei einer

­erwarteten Spitzenlast von etwa 92 GW besteht somit für

Kraftwerksstilllegungen kurz- bis mittelfristig – ohne

­Gefährdung der Sicherheit der Versorgung – nur geringer

Spielraum.

Auch wenn die Kapazität der konventionellen Anlagen

zur Gewährleistung der Sicherheit der Versorgung künftig

fast in gegenwärtiger Höhe aufrecht erhalten werden

muss, wird sich deren Beitrag der Stromerzeugung

­deutlich vermindern. Haben also 2017 über 400 TWh

eine erforderlich gesicherte Leistung von etwa 85 GW

­finanziert, werden es 2030 nur noch 230 TWh sein, welche

die gleiche Leistung finanzieren müssen (Abbildung 20).

Dies erfordert ein verändertes Marktdesign.

Schlussfolgerungen

Aus der dargelegten Situation können folgende Schlussfolgerungen

abgeleitet werden:

pp

Braunkohle-, Steinkohle- und Gaskraftwerke bleiben

auf absehbare Zeit als Garanten für eine ausreichend

­gesicherte Leistung unverzichtbar für den Erfolg der

Energiewende.

pp

Das ETS sollte als das zentrale Instrument zum

Erreichen von CO 2 -Minderungen in der Stromerzeugung

gesehen werden.

pp

Nationale CO 2 -Minderungsziele bringen keinen zusätzlichen

Nutzen für den Klimaschutz, soweit europäische

Regelungen hierzu bestehen.

pp

Der Ausbau des Leitungsnetzes sollte synchron zum

Ausbau der erneuerbaren Energien in der Stromerzeugung

erfolgen.

pp

Es sollten geeignete Rahmenbedingungen geschaffen

­werden, die eine Flexibilisierung der Stromnachfrage

ermutigen.

pp

Hemmnisse, die einem Ausbau von Speichern entgegenstehen,

sollten abgebaut und Anreize für deren

beschleunigte Entwicklung geschaffen werden.

pp

Der bestehende Energy-only-Market kann allein keine

­ausreichende Versorgungssicherheit garantieren.

­Zusätzlich sind diskriminierungsfreie Kapazitätsmechanismen

nötig.

Der Rahmen für vorzeitige kurz- bis mittelfristige

­Stilllegungen von Kohlekraftwerken ist sehr begrenzt –

­ohne die Versorgungssicherheit zu gefährden.

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

| | Abb. 20.

Versorgungssicherheit in der Stromerzeugung: Regenerative können konventionelle Kapazitäten nicht

ersetzen.

Energy Policy, Economy and Law

The Future Role of Thermal Electricity Generation and Storage of Electricity in the Member States of the European Union –

Security of Supply with Increasing Shares of Volatile Renewable Energies ı Hans-Wilhelm Schiffer


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Modernisierung des Strahlenschutzrechts in Deutschland

Goli-Schabnam Akbarian

Das Recht zum Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung ist mit einem neuen Strahlenschutzgesetz

und einer neuen Strahlenschutzverordnung umfassend aktualisiert und modernisiert worden. Am 31. Dezember 2018

ist der größte Teil der Neuerungen in Kraft getreten. Anlass war die Pflicht zur Umsetzung der Strahlenschutz-­Richtlinie

2013/59/Euratom, die den bereits breiten Anwendungsbereich des Strahlenschutzrechts deutlich erweitert hat. Das

Strahlenschutzgesetz und die Strahlenschutzverordnung greifen bisher geltende strahlenschutzrechtliche Vorgaben

auf, modifiziert um Anforderungen aus der Richtlinie 2013/59/Euratom, und enthalten Vorgaben zu neuen, ebenfalls

umsetzungsbedingten Regelungsbereichen, wie zum Beispiel zu radioaktiven Altlasten und zum Notfallschutz.

Seit dem 31. Dezember 2018 gibt es ein neues Recht zum

Schutz vor der schädlichen Wirkung ionisierender ­Strahlung

in Deutschland. An diesem Datum sind das ­bereits am 3. ­Juli

2017 verkündete neue Strahlenschutzgesetz, soweit nicht

bereits wirksam (v.a. die Regelungen zum Notfallschutz

sind seit dem 1. Oktober 2017 in Kraft), und die neue

­Strahlenschutzverordnung in Kraft getreten. Gleichzeitig

sind die bisher geltende Strahlenschutzverordnung und die

Röntgen­verordnung außer Kraft getreten. Damit ist ein

mehrjähriger Novellierungsprozess zu einem glücklichen

Abschluss gekommen. Durch ein eigenes Gesetz hat das

Strahlenschutzrecht einen eigenständigen Platz neben dem

Atomgesetz gefunden.

Anlass gewesen ist die Pflicht zur Umsetzung der

­Richtlinie 2013/59/Euratom vom 5. Dezember 2013 zur

Festlegung grundlegender Sicherheitsnormen für den

Schutz vor Gefahren einer Exposition gegenüber ionisierender

Strahlung und zur Aufhebung der Richtlinien

89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 96/29/Euratom,

97/43/Euratom und 2003/122/Euratom (im Folgenden:

Richtlinie 2013/59/Euratom). Der Veröffentlichung 103

der Internationalen Strahlenschutzkommission (International

Commission on Radiological Protection – ICRP)

folgend hat der europäische Gesetzgeber den Strahlenschutz

mit der Richtlinie 2013/59/Euratom auf eine neue

Grundlage gestellt, indem nunmehr – mit dem Ziel, einen

umfassenden Strahlenschutz zu gewährleisten – zwischen

geplanten und bestehenden sowie Notfallexpositionssituationen

unterschieden wird. Das in der Richtlinie

­enthaltene rechtliche Instrumentarium differenziert nach

den Eigenschaften der jeweiligen Expositionssituation,

beispielsweise durch die Einführung von Dosisrichtwerten

als Optimierungsinstrument nur bei geplanten Expositionssituationen

oder der Einführung von Referenzwerten

bei bestehenden Expositionssituationen und Notfallexpositionssituationen.

Außerdem erweitert die Richtlinie

2013/59/Euratom den ohnehin schon breiten Anwendungsbereich

noch einmal deutlich, beispielsweise durch

neue Regelungen zu radioaktiven Altlasten oder zu Radon

in Aufenthaltsräumen.

Durch die Pflicht zur Umsetzung der Richtlinie

2013/59/Euratom ergab sich also die willkommene

­Gelegenheit, ein eigenständiges Strahlenschutzgesetz zu

erarbeiten. Das Strahlenschutzgesetz enthält die wesentlichen

Vorgaben für die jeweiligen Expositionssituationen,

etwa im Zusammenhang mit geplanten Expositionssituationen

die Anzeige- und Genehmigungstatbestände,

Vorgaben zur Betriebsorganisation sowie Grenzwerte, im

Zusammenhang mit bestehenden Expositionssituationen

zu radioaktiven Altlasten oder zu Radon an Arbeitsplätzen

und in Aufenthaltsräumen oder im Zusammenhang mit

Notfallexpositionssituationen Vorgaben zur Erarbeitung

von Notfallplänen.

Konkretisierende Bestimmungen in Bezug auf

die ­jeweiligen Expositionssituationen enthält die neue

Strahlen­schutzverordnung, beispielsweise eine Reihe von

Vorgaben zum medizinischen Strahlenschutz sowie zum

Schutz der Bevölkerung im Zusammenhang mit geplanten

Expositionssituationen. Der berufliche Strahlenschutz ist

in allen drei Expositionssituationen zu gewährleisten. Die

Strahlenschutzverordnung enthält auch diesbezüglich

spezifische Vorgaben, wobei nicht alle Bestimmungen zum

Schutz von Arbeitskräften, die in geplanten Expositionssituationen

gelten, in bestehenden Expositionssituationen

oder Notfallexpositionssituationen zum Tragen kommen.

Auch wenn das Strahlenschutzrecht nun auf eine neue

Grundlage gestellt worden ist, ist nicht alles neu. Die in der

früheren Strahlenschutzverordnung und Röntgenverordnung

enthaltenen Regelungen, die vor allem im

­Zusammenhang mit einer geplanten Expositionssituation

(bisher als „Tätigkeit“ bezeichnet) schon ein hohes Maß an

Schutz gewährleistet haben, werden im Wesentlichen

­weitergeführt. Soweit erforderlich, sind die Regelungen an

die Vorgaben der Richtlinie 2013/59/Euratom angepasst

worden, beispielsweise die Forderung nach Bestellung

eines fachkundigen Strahlenschutzbeauftragten im

­Zusammenhang mit der Beförderung sonstiger radioaktiver

Stoffe. Des Weiteren greifen Gesetz und Verordnung

die durch die Richtlinie 2013/59/Euratom neu

geregelten Sachverhalte auf. In der Verordnung werden sie

mit spezifischen Vorgaben unterfüttert, wie zum Beispiel

die Einführung von Prüfwerten bei der Feststellung, ob

eine radioaktive Altlast vorliegt.

Daneben sind sowohl beim Gesetz als auch bei der Verordnung

Neuerungen eingebracht worden, die vollzugsbedingten

Erfahrungen Rechnung tragen, so zum Beispiel

die Pflicht, die zuständige Behörde zu informieren, wenn

im Rahmen einer spezifischen Freigabe eine der Anforderungen,

auf deren Grundlage die Freigabe erteilt wurde,

nicht mehr erfüllt ist.

Übergangsvorschriften sowohl im Strahlenschutzgesetz

als auch in der Strahlenschutzverordnung sollen

einen sanften Übergang vom alten auf das neue Recht

ermöglichen.

Mit dem Inkrafttreten des neuen Regelwerks ist ein

­vorläufiger Schlusspunkt der Reform des Strahlenschutzrechts

erreicht. Angesichts der Neuerungen und des

­erweiterten Anwendungsbereichs ist damit zu rechnen,

dass sich in der Anwendungspraxis zahlreiche Auslegungsfragen

stellen werden. Es bleibt also spannend.

Autorin

Dr. Goli-Schabnam Akbarian

Leiterin des Referats „Strahlenschutzrecht – ionisierende

Strahlung“

Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare

Sicherheit

Bonn, Deutschland

25

SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW

Spotlight on Nuclear Law

Modernisation of German Radiation Protection Legislation ı Goli-Schabnam Akbarian


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

26

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT

Konditionierung und Lagerung

nuklearer Reststoffe:

Einsparpotenziale und neue Verfahren

Bilfinger Noell

Fragestellung Die Einigung zwischen Kraftwerks­betreibern und Bund im Streit um die Kosten des Atomausstiegs,

die mit der Überweisung von 24,17 Milliarden Euro durch die Konzerne am 3. Juli 2017 formal abgeschlossen wurde,

bringt beiden Seiten die lange angestrebte Rechtssicherheit. Kosten für die Lagerung der radioaktiven Ab­fälle, die mit der

Stilllegung der ­letzten Kernkraftwerke anfallen, sowie Kosten für Suche, Errichtung und Betrieb eines Endlagers für

­abgebrannten Brennstoff werden künftig von einer Stiftung des Bundes getragen. Anlass genug, den Folgen der

­Vereinbarung auf den Grund zu gehen: Welche ­Risiken bergen der beschleunigte Atomausstieg und die damit

­einher­gehende Behandlung von größeren Mengen konta­minierter, nicht kon­taminierter und aktivierter Abfälle durch die

Betreiber und den Bund – und welche Gegenmaßnahmen ­können getroffen werden?

Bestandsaufnahme

Der Reaktorunfall von Fukushima im

März 2011 markierte für die deutsche

Energiepolitik eine Zeitenwende: Die

noch ein Jahr zuvor im Bundestag

­beschlossene Laufzeitverlängerung

für Kernkraftwerke war mit einem

Schlag Makulatur. Im Rahmen des

Atom moratoriums gingen die Anlagen

Biblis A, Biblis B, Brunsbüttel,

Isar I, Krümmel, Neckarwestheim I,

­Philipps­burg I und Unterweser zunächst

vorübergehend vom Netz,

­bevor ihnen im Sommer 2011 im

­Rahmen des „13. Gesetzes zur Änderung

des Atomgesetzes“ die Berechtigung

für den Leistungsbetrieb entzogen

wurde. Bis 2022 werden ihnen

die acht ver bliebenen Kernkraftwerke

folgen – als letzte Isar II (Bayern),

Emsland (Niedersachsen) und Neckarwestheim

II (Baden-Württemberg).

Dem Ausstiegsbeschluss folgte ein

zähes juristisches Tauziehen zwischen

dem Bund und den Kraftwerksbetreibern

RWE, Eon, Vattenfall und

EnBW. Das eilig durchgesetzte und

dadurch mit Formfehlern behaftete

Atommoratorium hatte dafür eine

breite Angriffsfläche geliefert; weitere

Klagen der Energieerzeuger gegen

Zwischenlager-Vorgaben und die

­Zahlungen für Endlager waren die

Folge. Parallel zu den juristischen

Auseinandersetzungen gingen die

Verhandlungen zwischen beiden

­Seiten weiter, an deren Ende schließlich

im Dezember 2016 ein Kompromiss

stand: Die Stromkonzerne zogen

ihre Klagen zurück und verpflichteten

sich zur Zahlung von insgesamt rund

24,17 Milliarden Euro.

Die Konzerne gewinnen damit

Rechts- und Planungssicherheit – mit

dem Abschluss der Überweisungen

sind sie zwar noch zum Abriss der

Kraftwerke und der fachgerechten

Verpackung des dabei anfallenden

­radioaktiven Abfalls verpflichtet,

nicht dagegen zum Bau und Betrieb

von Zwischenlagern sowie des Endlagers

Konrad für mittel- und ­niedrig

aktiven Abfall. Die in den kommenden

Jahrzehnten durch die Kraftwerksabrisse

anfallenden Kosten für Transporte

und Lagerung müssen dann

über den bundeseigenen Atomfonds

gedeckt werden, ebenso die Ewigkeits­kosten

der endgültigen Einlagerung.

Mit der Übernahme der Endlagerung

entstehen dem Bund über

die kommenden Jahrzehnte Kosten,

bei denen noch nicht klar ist, ob sie

über das Stiftungsvermögen allein

­getragen werden können: Schließlich

kann das Geld vor dem Hintergrund

des Zinsumfeldes nicht einfach auf

dem Konto geparkt werden, sondern

muss am Kapitalmarkt Erträge erbringen

– mit allen damit verbundenen

Risiken. Auch der ausgedehnte

Anlagehorizont birgt zusätzliche

Unwäg­barkeiten, denn während mit

Schacht Konrad bei Salzgitter ein Endlager

für schwach und mittelstark

strahlenden Abfall im Aufbau ist,

dauert die Suche nach einem Endlager

für Brennstäbe weiter an.

Gerade angesichts möglicher Kostentreiber

ist es dringend geboten,

­finanzielle Risiken durch Behandlung,

Transport und Lagerung der deponierbaren

Abfälle durch Ausnutzung der

technischen Möglichkeiten möglichst

zu reduzieren. Darüber hinaus muss

eine sinnvolle Infrastruktur zum

Rückbau der deutschen Kernkraftwerke

etabliert werden, die die bislang

allgegenwärtigen Probleme beim

Rückbau vermeidet. Dazu zählen insbesondere

logistische Herausforderungen,

die das Risiko von Verzögerungen

und Kostensteigerungen

nach sich ziehen: So muss über die

gesamte Dauer des Rückbaus eine

Vielzahl von Reststoffbehandlungseinrichtungen

in den räumlich sehr

beengten bestehenden Anlagen untergebracht

werden. Zudem sollte man

auch die Wirkung der Transporte von

radioaktivem Material auf die öffentliche

Meinung nicht unterschätzen.

Einsparpotenziale

durch Volumenreduktion

Beim Rückbau eines Kernkraftwerks

fallen metallische und mineralische

Reststoffe sowie brennbare und nicht

brennbare Abfälle an. Von der insgesamt

vorhandenen Masse eines

Kernkraftwerks – also ohne Brennstoffe

– müssen etwa zehn Prozent

­behandelt werden. Der Rest kann der

freien Verwertung zugeführt werden.

Je nach Kraftwerk liegt die Menge der

zu behandelnden Anlagenteile, Abfälle

und Sekundärabfälle zwischen

20.000 und 50.000 Tonnen. Der

­größte Teil dieser Materialien, ca.

70 Prozent, kann entweder über die

direkte Entscheidungsmessung oder

nach einer Dekontamination uneingeschränkt

freigegeben werden. Die

restlichen rund 30 Prozent sind zu

einem Teil deponierfähig (Baumaterialien

und -stoffe), müssen jedoch zu

einem anderen Teil als mittel- bis

schwachradioaktiver Abfall einem

Endlager zugeführt werden.

Bereits jetzt kann durch den Einsatz

bewährter Technologien zur

­Reststoffbehandlung das Volumen des

einzulagernden Materials in wesentlichem

Umfang reduziert werden. Die

Vorteile, die daraus resultieren,

können sich sehen lassen:

pp

Steigerung des Anteils an wiederverwertbaren

Materialien

pp

Einsparungen von Lagerflächen im

Zwischenlager

pp

Einsparungen von Transporten

und somit Reduzierung der Transportkosten

Decommissioning and Waste Management

Conditioning and Storage of Radioactive Waste: Potential Savings and New Processes ı Bilfinger Noell


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

pp

Einsparungen des Dokumentationsaufwandes

pp

Reduzierung der Endlagerkapazitäten

und damit einhergehender

Ewigkeitskosten

Beispielhaft hat Bilfinger Noell mögliche

Volumenreduktionen durch die

Konditionierung von radioaktivem

Abfall durchgerechnet und realistische

Einsparpotenziale ermittelt –

unter anderem für Einrichtungen der

öffentlichen Hand (hochgerechnet bis

zum Jahr 2080, Abbildung 1).

Die umsetzbare Reduktion des

­Gesamtvolumens um rund 20 Prozent

ermöglicht eine Einsparung von

etwa 1.500 Transporten bzw. 3.000

Konrad-­Containern. Mit dieser Verringerung

und den damit verbundenen

Kostensenkungen – neben dem Transport

sind hier auch das Auffahren von

Schächten und die Endlagerdokumentation

zu nennen – lassen sich

insgesamt Einsparungen im niedrigen

zweistelligen Prozentbereich realisieren.

Und nicht nur für die öffentliche

Hand wird der Kraftwerksrückbau

durch die genannten Maßnahmen

günstiger. Auch die Betreiber können

mit einer bedarfsgerechten Reststoffbehandlung

Kosten sparen.

Zusätzlich erscheint es standortpolitisch

und volkswirtschaftlich

­dringend geboten, das noch für Jahrzehnte

aktuelle Thema der Entsorgung

nuklearen Abfalls nicht zu

vernachlässigen: Durch die Behandlung

der radioaktiven Abfälle im

eigenen Land wird verhindert, dass

das über Jahrzehnte erworbene

Know-how im Bereich Nukleartechnik

nach dem Ausstieg aus der Kernenergie

verloren geht. Zu bedenken ist

hierbei insbesondere, dass bis zur

­Inbetriebnahme eines Endlagers für

hochradioaktive Abfälle noch Jahrzehnte

vergehen werden. Bis diese

­Bestände im Endlager gesichert sind,

ergibt sich leicht ein Zeithorizont von

einhundert Jahren (Achim Brunnengräber

[Hrsg.]: Problemfall Endlager.

Gesellschaftliche Herausforderungen

im Umgang mit Atommüll, Baden-­

Baden 2016, S. 16).

Ein neues und flexibles

Konzept zur Abfallbearbeitung

vor Ort

Im Zuge des Atomausstiegs und der

Abschaltung der letzten Kernkraftwerke

2022 erhält das Thema Reststoffbehandlung

eine ganz neue

­Dimension. Bisher wurden parallel

zum laufenden Betrieb der Anlagen

eher geringe Mengen an Reststoffen

verarbeitet. Nun erfolgen diese

­Arbeiten aber während des Kraftwerkrückbaus,

bei dem deutlich mehr

­Abfall anfällt. Die Folge sind Logistikund

Platzprobleme und damit einhergehend

eine hohe Wahrscheinlichkeit

von Verzögerungen und

Kosten­steigerungen. Und auch zusätzliches

speziell ausgebildetes Personal

ist nicht immer gleich verfügbar.

Als Lösung dieses Rückbau­problems

hat Bilfinger Noell mit der

­HERMINE-Konzeption ein Ver­fahren

entwickelt, das die geschil derten

­Probleme beseitigt. HERMINE ist ein

modulares Reststoff- und Abfall­behandlungssystem.

Kern des Konzepts

ist die intelligente Implementierung

der am besten geeigneten Bearbeitungsmodule

– in Abhängigkeit von

den zeitlichen und mengenmäßigen

Erfordernissen des Rückbaus. Die in

mobiler Bauweise angelegten Anlagen

werden temporär und bedarfsgerecht

in die bestehende ­Gebäudestruktur

­integriert und ­gewährleisten somit ein

hohes Maß an Flexibilität: Wenn sie

nicht mehr benötigt werden, werden

Advertisement

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 27

Fachspezialist Entsorgung

radioaktive Abfälle und Brennelemente (m/w)

Arbeitsort: Bern

Pensum: Vollzeit

Ihre Verantwortung:

– Sie begleiten die Genehmigungs- und Zulassungsverfahren zur Entsorgung von Brennstoffen sowie von schwach und mittel aktiven Abfällen

(BE und SMA)

– Sie führen Vertragsverhandlungen mit externen Dienstleistern und achten auf die Wirtschaftlichkeit von Lösungen und Optimierungsansätzen

im Bereich Entsorgung

– Sie bewerten die Entwicklung zur Tiefenlagerung und zur langfristen Zwischenlagerung von nuklearen Abfällen, initiieren Stellungnahmen,

erstellen technische Konzepte und bereiten Themen adressatengerecht auf

– Zu Materialbehandlungs- und Entsorgungsthemen stimmen Sie sich mit Fachabteilungen des Kernkraftwerks sowie des Stilllegungsprojektes ab

– Sie arbeiten in nationalen und internationalen Gremien im Bereich Strahlenschutz mit und sind Teil von interdisziplinären

Arbeitsgruppen

Ihr Hintergrund:

– Hochschulabschluss in einem technischen Bereich (z.B. Maschinenbau, Physik, Kerntechnik, Werkstoffkunde)

– Erfahrung in einem vergleichbaren Aufgabenspektrum bevorzugt mit kerntechnischem Hintergrund

– Kenntnisse im Projektmanagement

– Sichere mündliche und schriftliche Kommunikation in Deutsch sowie Englisch

Darauf können Sie sich freuen

Bei uns erwarten Sie herausfordernde Aufgaben und Projekte in einem sich wandelnden Umfeld. Sie können Ihre Ideen einbringen und Ihr Potential

entfalten – und damit sich selbst und unsere Kunden weiterbringen. Zudem profitieren Sie von fortschrittlichen

Anstellungsbedingungen.

Ihr Kontakt

Eveline Schönholzer, Recruiting Partner, Tel: +41 58 477 58 19

Bewerben Sie sich online unter www.bkw.ch/jobs

Decommissioning and Waste Management

Conditioning and Storage of Radioactive Waste: Potential Savings and New Processes ı Bilfinger Noell


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 28

| | Abb. 1.

Volumenreduktion von Abfällen aus Einrichtungen der öffentlichen Hand.

sie wieder abgebaut. Da sich so zu

­jedem Zeitpunkt nur die tatsächlich

genutzten Maschinen im Gebäude

­befinden, können Arbeitswege optimiert

und eine Behinderung durch im

Weg ­befindliche Anlagenteile minimiert

werden. Zudem kann speziell

ausgebildetes Personal die Bearbeitung

von Reststoffen auf effektive

­Weise unterstützen.

Die Module bestehen aus den Vorrichtungen

für sämtliche notwendigen

Arbeitsschritte – von einem

­Zerlegewerkzeug für Großkomponenten,

der Betonoberflächen­bearbeitung

und Betonzerkleinerung bis

hin zur Kabelbearbeitung, Dekontaminations­anlagen

wie PHADEC,

Hochdruckpressen und Verladeanlagen

sowie Zementierungsanlagen

für Konrad-­Container.

Der bedarfsgerechte Einsatz der

HERMINE-Module birgt mehrere

­Vorteile:

pp

Die Reststoffbearbeitung erfolgt

flexibel und bedarfsgerecht

pp

Die dauerhafte Installation neuer

Anlagen am Standort ist nicht

mehr erforderlich

pp

Hochwertige Aggregate und eingearbeitetes

Personal sorgen dafür,

dass ein Minimum radioaktiver

­Abfälle entsteht. Somit kann

ein hoher Anteil von Reststoffen

einer Wiederverwertung zugeführt

werden.

pp

Der Einsatz von HERMINE-­

Modulen an mehreren Standorten

ist möglich.

pp

Die Breite der verfügbaren Bearbeitungseinrichtungen

kann am

Standort genutzt werden. Transporte

radioaktiven Materials,

­insbesondere über das Kraftwerksgelände

hinaus, sind somit

unnötig. Dies kann sich positiv auf

die öffentliche Akzeptanz des

Rückbauprozesses auswirken.

pp

Bereits zu Beginn des Rückbaus

kann eine schnellere Betriebsbereitschaft

erzielt werden, da

aufwendige Umbauten innerhalb

des Kraftwerks entfallen.

Fazit

Neue Herausforderungen verlangen

nach neuen Lösungen: Dass einst

­nahezu zeitgleich mit dem Rückbau

der verbliebenen deutschen Kernkraftwerke

würde begonnen werden

müssen, war in dieser Form

noch vor wenigen Jahren nicht

absehbar. Allerdings wird bei genauer

Analyse deutlich, dass Transportund

Lagerkosten der dabei vermehrt

anfal­lenden Reststoffe bereits durch

eine Volumenreduktion des Materials

­signifikant gesenkt werden können.

Für den Bund, der die Verantwortung

für die Endlagerung der Abfälle

­übernommen hat, ergibt sich in

der Modellrechnung eine Kostenreduktion

im niedrigen zweistelligen

Prozentbereich.

Gleichzeitig lenkt der verstärkte

Kraftwerksrückbau den Blick auf

­Prozesse, für die eine deutliche

­Effizienzsteigerung dringend geboten

ist: Das Problem der räumlichen

­Beschränkungen im Kraftwerk, durch

die die Bearbeitung von Reststoffen

oft ins Stocken gerät, wird durch den

bedarfsgerechten Einsatz von Reststoffbehandlungsanlagen

behoben.

Wie gezeigt wurde, tragen auch hier

die erzielbaren Volumenreduktionen

zur Aufwands- und Kostensenkung

aufseiten der Kraftwerksbetreiber

bei. Letztlich profitieren sowohl die

­Betreiber als auch der Bund davon,

Materialien soweit wie möglich

wieder dem konventionellen Wertstoffkreislauf

zuzuführen und die

­einzulagernden Abfallmengen während

des Rückbaus konsequent zu

­reduzieren.

Author

Bilfinger Noell

Würzburg, Deutschland

Decommissioning and Waste Management

Conditioning and Storage of Radioactive Waste: Potential Savings and New Processes ı Bilfinger Noell


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Experimental Study on

Sub-cooled Boiling of Natural Circulation

in Narrow Rectangular Channels

Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping

Sub-cooled boiling of natural circulation has been experimentally investigated based on a natural circulation

device with narrow rectangular channels. When the heating power is increased to a certain level, the phenomenon of

sub-cooled boiling and bubbles movement can be observed through the visual channel. The results show that the heat

transfer coefficient of sub-cooled boiling increases with the increasing of heating power and decreases with the

­increasing of inlet sub-cooling and size of narrow rectangular channels. The heat transfer process of sub-cooled boiling

is mainly affected by the generation and departure of bubbles, accompanied with flow oscillation. It is discovered that

there are 3 stages of sub-cooled boiling in the narrow rectangular channels. Finally, an empirical correlation has been

proposed for the heat transfer coefficient of natural circulation sub-cooled boiling in narrow rectangular channels,

based on dimensionless analysis method and the errors fall in the range of ±15 %.

1 Introduction

The usage of narrow channels is a new

technique for enhancing heat transfer,

having high heat transfer coefficients

at low heat flux [1]. This direction is

being adopted in the heat transfer

systems of new-type reactor design.

Therefore, it is necessary to study

heat transfer characteristics of narrow

channels. By investigating the saturated

boiling phenomenon in vertical

narrow channels, Ishibashi [2] found

that there is an obvious improvement

in the heat transfer coefficient, accompanied

with periodic change of

bubbles. Sun Licheng [3] evaluated

thirteen different prediction methods

of saturated boiling by a database and

proposed a modified correlation by

introducing the Weber number. The

above studies placed much focus on

saturated boiling, whereas the flow

and heat transfer region [4] of pressurized

water reactors (PWR) is at

sub-cooled boiling. As for sub-cooled

boiling in narrow channels, Chen [5]

investigated the effect of channel size

on sub-cooled flow boiling and associated

bubble characteristics. Wang

[6] investigated the onset of nucleate

boiling (ONB) in narrow channels at

1.0-4.5 MPa pressure range and a

new correlation was obtained by considering

the bilateral heating factor.

For narrow rectangular channels,

the heat transfer capacity is 1.3-2.1

times of that in conventional channels

[7]. Due to above characteristic,

the advanced reactors and research

reactors [8] have adopted this kind of

channel. As for sub-cooled boiling in

narrow rectangular channels, Pan

[9][10] investigated the effect of

mass flux, sub-cooled temperature of

heated section, pressure and heating

modes on the heat transfer coefficient

and the behavior of bubbles. Al-­Yahia

O S [11] investigated the effect of

transverse power distribution on ONB

and developed a sub-cooled boiling

model with uniform and non-uniform

heat flux distribution for narrow

vertical rectangular channels. Xu [12]

established a physical model which

can explain the mechanism of bubbles

movement in narrow rectangular

channels. Natural circulation [13][14]

does well in mitigating reactor accidents,

which can improve the inherent

safety of the nuclear reactors. Such a

heat transfer mode can be used as

the main cooling method for small

modular reactors [15]. It [16]-[19]

has been investigated in theory and

experiment.

For sub-cooled boiling of natural

circulation in narrow rectangular

channels, some preliminary research

has already been presented [20]

[21]. However, sub-cooled boiling of

natural circulation in narrow rectangular

channel which can be

­influenced by size of channel and

bubbles is complex. Hence, it is necessary

to further investigate the characteristics

of sub-cooled boiling in

narrow rectangular channels during

natural circulation based on experiments.

2 Experiment system

2.1 Experiment facility

Figure 1 shows the experiment facility,

which is used to investigate the subcooled

boiling of natural circulation. It

consists of a preheater channel, a rectangular

heater channel with a visible

window, a condenser and a descending

channel. The deionized water is used

| | Fig. 1.

Experiment facility of natural circulation system.

1-Tank of deionized water 2-Nitrogen gas bottle 3-Pressure regulator

4-Cooling tank 5-Preheater 6-Rectangular heater with visible window

7-Thermocouples 8-Condenser 9-Pressure sensors

as fluid ­medium, which is driven

through the preheater channel, rectangular

heater channel and condenser

channel by density difference. For

this natural circulation system, the

flow rate is measured by a turbine

flow­meter with a tolerance of

±0.001 L/min and the pressure is

balanced by a pressure regulator.

2.2 Visual experiment channel

with a narrow rectangular

slit

Figure 2 (a) shows the cross-sectional

view of the visual experiment channel.

Figure 2 (b) shows its three-dimensional

view. It has a size of 2 to 5 mm

× 40 mm with a length of 1,000 mm.

One side consists of a heating surface

made of stainless steel, and the other

side is the visual window made of

quartz glass.

The flow pattern is well-observable

through the quartz glass. The effective

heating power can be adjusted continuously,

in the range of 0 to 30 kW.

29

RESEARCH AND INNOVATION

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Parameter Name Model Range Errors

RESEARCH AND INNOVATION 30

| | Fig. 2a.

Cross-section of experiment channel.

1-cover plate 2-2-5mm mica 3-gasket

4-glass 5-thin gasket 6-heating panel

| | Fig. 2b.

Three-dimension

view of the

experiment channel.

2.3 Measurement device

Figure 3 shows the measurement

device, used alongside the experiment

channel. The temperature is measured

by sheathed thermocouples, and the

measurement accuracy is ±0.25 %.

From the inlet to the outlet of the

experiment channel, 20 temperature

thermocouples which are used to

transfer the collected temperature

signals to the data acquisition unit,

are installed on the side of the metal

heat surface. There are 2 additional

temperature test points installed at

the inlet and outlet of the experiment

channel, in order to measure the fluid

temperature.

The flow pattern in experiment

channel is recorded by using high

speed camera (1,000 fps). It allows

the behavior of bubbles to be captured

easily within the experiment channel.

All instruments have been shown in

Table 1, alongside their maximum

errors.

3 Experiment parameters

and procedure

3.1 Experiment parameters

The experiment parameters of the

natural circulation system are shown

in Table 2.

| | Fig. 3.

Measure device of experiment channel.

1-experiment channel 2-thermal insulation

material 3-high speed camera

4-thermocouples 5-photography lamp

Pressure Pressure transmitter HSLT-P 0 to 6.0 MPa 0.25 %

Temperature Thermocouple WRNK101 0 to 600 °C 0.25 %

Volume flow Turbine flowmeter LW-10 0 to 600 L/H 0.2 %

Voltage Voltmeter HC-300/C 0 ~ 380 V 0.2 %

Current Ammeter T23-A 0 ~ 5 A 0.2 %

Data Data acquisition instrument KPCI-1813 0.1 %

| | Tab. 1.

Instruments and errors.

Inlet

sub-cooling

Preheater

power

| | Tab. 2.

Experiment parameters.

Heater

power

3.2 Experiment procedure

The following procedure has been followed

in this experiment.

(1) At the beginning of the experiments,

deionized water is added

into the whole loop, and the pressure

is regulated using a pressure

stabilizer.

(2) A preheater and a rectangular

heater are used to heat the fluid

medium. The power of preheater is

maintained so that the fluid enters

the rectangular heater at a certain

temperature.

(3) Once natural circulation begins,

the power of rectangular heater is

increased by a certain amount of

time step. In fact, the power should

be added gradually, in order to

allow the system to balance itself.

(4) All requisite operational parameters

are recorded. The above procedure

is repeated by changing the

fluid temperature at the inlet of the

rectangular heater, the heat flux

and size of experiment channel.

In practice, the heating power is lost

due to the glass wall of the experiment

channel and a heat transfer efficiency

of 0.75 is used. This is calculated using

a heat balance experiment.

3.3 Experiment calculations

3.3.1 Wall temperature

calculation

The effective heating power of the

­experiment channel is defined as

equation (1).

(1)

In this equation, q is the effective

heating power of experiment channel

measured in kW/m 2 . U is the voltage

of experiment channel measured in V.

Gap size

Device

height

Device

width

60 to 15 °C 0 to 30 kW 0 to 10 kW 2 mm to 5 mm 3.3 m 2 m

I is the electric current of experiment

channel measured in A. η eff is the heat

transfer efficiency. b is the width of

rectangular heating surface measured

in m. L is the length of rectangular

heating surface measured in m.

In addition, there is an offset

between the position of thermocouples

and the inner wall surface of

the experiment channel. Because the

offset is small, it can be assumed that

the temperature varies linearly along

the thickness of inner wall. This temperature

can be calculated by Fourier

heat conduction law, which is showed

as equation (2).

(2)

In the above equation, T wi is the inner

wall temperature of test position i

measured in K. T i is the thermocouple

measuring temperature of i test

position measured in K. λ w is thermal

conductivity of heating plate measured

in kW/(m K). δ w is the gap between

the thermocouple and inner

wall of experimental channel measured

in m.

3.3.2 Heat transfer coefficient

of sub-cooled boiling

calculation

Through observation and experiment

data analysis, it is found that the ONB

occurs at the lower part in the midsection

of experiment channel. Hence,

the average heat transfer coefficient of

9-12 test positions which are in the

mid-section of experiment channel is

regard as the standard heat transfer

coefficient of sub-cooled boiling

shown as equation (3).

(3)

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

| | Fig. 4.

The influence of heat flux on heat transfer coefficient.

In the above equation, h is the heat

transfer coefficient of sub-cooled

boiling measured in kW/(m 2 K). T fi is

the temperature of fluid at i th test

position measured in K. It has been

assumed [22] that the fluid’s temperature

varies linearly along the axial

direction from inlet to the outlet of the

experiment channel.

4 Experiment results

and analysis

4.1 The influence of heat flux

on heat transfer coefficient

Figure 4 shows the influence of heat

flux on heat transfer coefficient in a

3 mm experiment channel. The inlet

sub-cooling is 50 °C.

As it is depicted in Figure 4, the

heat transfer coefficient of sub-cooled

boiling in natural circulation is

1.9 kW/(m 2 K) when the heat flux is

at 80 kW/m 2 , and which increases to

3.9 kW/(m 2 K) when heat flux is

­increased to 138 kW/m 2 . It is observed

that as the heat flux is increased,

the heat transfer coefficient has a

­corresponding increase. For natural

circulation system, more bubbles are

produced in the sub-cooled boiling

zone when the heat flux is increased.

The generation and detachment of

bubbles creates a disturbance in the

liquid membrane, hence enhancing

the heat transfer coefficient. Moreover,

there is a corresponding increase

in the void fraction of experiment

channel. This increases the difference

in the fluid density, thus causing

the volume flow to increase. This

enhances the heat transfer process

even more.

It is difficult for bubbles to be

generated and get detached at low

values of heat flux. In such a case,

there is a high level of undercooling

and the variation of heat transfer

­coefficient is small. When the heat

flux is increased to a certain value, a

strong disturbance is generated by

the bubbles and there is an apparent

­increase in the heat transfer coefficient.

4.2 The influence of

experiment channel size

on heat transfer coefficient

Figure 5 shows the influence of

­experiment channel size on heat

transfer coefficient. The heat flux is

kept at 100 kW/m 2 with the inlet subcooling

maintained at 50 °C.

As it is depicted in Figure 5, the

heat transfer coefficient of natural

circulation sub-cooled boiling attains

a value of 2.55 kW/(m 2 K) with a

2 mm gap size in the rectangular

channel. The heat transfer coefficient

decreases to 1.9 kW/(m 2 K) when the

gap size is increased to 5 mm. For the

sub-cooled boiling in natural circulation,

it is observable that the heat

transfer coefficient tends to decrease

with increasing channel gap sizes. For

smaller sizes, the narrow rectangular

channel forces the bubbles to squeeze

together and coalesce. This creates a

strong disturbance in the liquid

membrane, thus enhancing the heat

transfer process.

4.3 The influence of inlet

sub-cooling on heat

transfer coefficient

Figure 6 shows the influence of inlet

sub-cooling on heat transfer coefficient

in a 3 mm experiment channel.

The heat flux is maintained at

80 kW/m 2 .

As it is depicted in Figure 6, the

heat transfer coefficient of natural

circulation sub-cooled boiling is

3.4 kW/(m 2 K) when the inlet subcooling

is 15 °C. For an inlet sub-­

cooling of 50 °C, the heat transfer

­coefficient decreases to 1.9 kW/

(m 2 K). Obviously, the heat transfer

| | Fig. 5.

The influence of experiment channel on heat transfer coefficient.

coefficient is observed to decrease

when the inlet sub-cooling is increased.

On one hand, a high degree

of inlet sub-cooling leads to an

increase in the single phase part,

resulting in a lower heat transfer

­coefficient in the experiment channel.

On the other hand, the void fraction

of experiment channel also tends to

decrease at the same time. A corresponding

decrease in the density

difference between the ascending and

descending pipe tends to decrease the

flow rate of natural circulation, thus

having an opposing effect on the heat

transfer coefficient.

5 Mechanism analysis and

empirical correlation

5.1 Experiment phenomena

Based on the natural circulation

experiment device shown in Figure 1,

it is possible to change the volume

flow rate as well as the flow pattern in

experiment channel by increasing the

heating power. The inlet sub-cooling

remains constant at an atmospheric

pressure, and a gap size of 3 mm

experiment channel is used. Figure

7a shows the trend of volume flow

| | Fig. 6.

The influence of inlet sub-cooling on heat transfer coefficient.

RESEARCH AND INNOVATION 31

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

RESEARCH AND INNOVATION 32

| | Fig. 7a.

Volume flow with heating power.

rate with the heating power and

Figure 7b shows the flow pattern in

the experiment channel.

As seen from Figure 7a, an increase

in the heating power leads to a

corresponding increase in the average

volume flow rate, accompanied with

oscillation. In the beginning, the

­volume flow rate increases with slight

oscillation. This is a direct result of

small bubbles adhering to the heating

surface. As the power is further

increased, the bubbles combine together

and detach from the heating

surface. The bubbles are quickly

­compensated by the main fluid which

is in a sub-cooled state. At this time,

the volume flow tends to grow with

drastic oscillation. When the heating

power reaches a certain range, the

main fluid becomes saturated. At this

time, it is difficult to make bubbles

condensation. Hence, the volume

flow rate grows slowly with slight

oscillation.

As observed from Figure 7b, the

bubbles are mostly generated on side

of the rectangular channel. It reveals

that the heat transfer coefficient is

| | Fig. 7b.

Fluid phenomenon in channel.

higher near the edges of the channel,

than in the middle of experiment

channel. The bubbles attach themselves

to the heating wall, and then

slip along with the flow direction.

During this process, the bubbles are

gradually compensated. The main

­fluid is highly sub-cooled near the

entrance of the experiment channel,

where the bubbles adhere themselves

to the heating wall and initiate a slight

disturbance in the thermal boundary

layer. Hence, there is a lower heat

transfer coefficient at this location.

The main fluid is sub-cooled to a lower

level in the upper section of the

rectangular channel. At this location,

the bubbles begin to polymerization

and break away from the boundary

layer, creating a drastic disturbance

on thermal boundary layer. This

results in a higher value of heat

­transfer coefficient.

5.2 Mechanism analysis

By analyzing the effects of inlet

sub- cooling and heating power, observing

motion characteristic of

bubbles in experiment channel, this

paper proposes three stages about

sub-cooled boiling of natural circulation

in a narrow rectangular channel.

Figure 8 (a) (b) (c) show the characteristics

of bubbles in different stages

about sub-cooled boiling of natural

circulation in a narrow rectangular

channel.

First stage: As shown in Figure

8(a), the main fluid is in the early

sub-cooled boiling stage, where the

small bubbles are adhered to the

heating surface. These bubbles remain

stationary when the power is kept

constant. On one hand, the bubbles

are condensed by the main fluid which

is in a sub-cooled state, hence decreasing

their size. On the other hand,

the external heat tends to increase the

size of bubbles. The actual size of the

bubbles is determined by the balance

of such opposing effects. There is a

­relatively small heat transfer coefficient

at this stage, and the volume

flow presents an increase with slight

oscillation.

Second stage: As shown in Figure

8(b), the main fluid is sub-cooled to a

lesser degree along the flow direction

as the heating power is increased.

Bubbles begin to grow and break away

from the heating wall. Some bubbles

begin to coalesce, due to the squeezing

effect of rectangular narrow

channel. However, the bubbles gradually

become smaller as they slip along

the flow direction since the main fluid

is in a sub-cooled state. The bubbles

are periodically generated, separated

and then condensed. In this stage,

there is a relatively high heat transfer

coefficient due to a higher disturbance

effect. The volume flow increases with

dramatic oscillation.

Third stage: As shown in Figure

8(c), it presents a reduction in the

single phase and sub-cooled boiling

| | Fig. 8 (a). | | Fig. 8 (b). | | Fig. 8 (c).

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

sections, as the heating power is

increased in the experiment channel.

The upper part of the channel shows

saturated boiling with the occurrence

of mixing flow. In this stage, the main

fluid has a lower degree of sub-­

cooling, and the generation rate of

bubbles is much higher than the rate

of their compensation. The disturbance

caused by the bubbles generation

and detachment enhances

the turbulent kinetic energy of the

boundary layer, which increases the

heat transfer coefficient. At this time,

the sub-cooled boiling begins to

exhibit a transition towards the

saturated boiling phenomenon.

5.3 Empirical correlation

At present, Rohsenow correlation

[23] shown as equation (4) is usually

used to calculate heat transfer coefficient

of sub-cooled boiling at small

flow rate. As for natural circulation,

Cao correlation [24] shown as equation

(5) and Hong correlation [25]

shown as equation (6) are used to

­calculate heat transfer coefficient of

sub-cooled boiling.

(4)

In the above equations, C pl is specific

heat measured in J/(kg K). Δt is the

wall superheat measured in °C. r is

­latent heat of vaporization measured

in J/kg. C wl is Rohsenow’s constant.

q is the heat flux measured in kW/m 2 .

η i is the kinetic viscosity of saturated

­liquid measured in Pa˙s. σ is the

­surface tension measured in N˙m.

g is the gravitational acceleration

measured in m/s 2 . ρ l is the density of

saturated liquid measured in kg/m 3 .

ρ v is the density of saturated steam

measured in kg/m 3 . Pr l is the Prandtl

number of saturated liquid.


(5)

These equations (Eq. 4-6) are used

to obtain the theoretical calculation

results. Figure 9 shows a comparison

between theoretical calculations and

the experiment results of the natural

circulation system.

As depicted in Figure 9, the calculations

of Cao and Hong correlations

fit well with the experiment results.

The relative errors between theoretical

calculations and the experiment

results are less than 30 %. However,

the theoretical calculations of

­Rohsenow correlation exhibit a large

error. This is because the Rohsenow

correlation only considers the effect of

heat flux whereas the experiment

­considers the influence of channel size

as well as inlet sub-cooling on the heat

transfer coefficient, apart from just

the heat flux. In addition, as seen from

Figure 7, the generation and disappearance

of bubbles which has a

great influence on the volume flow

rate leads to a instability in the process

of sub-cooled boiling. This decreases

the heat transfer coefficient. Although

Cao and Hong correlations fit well

with the experiment results, they can’t

reflect the process of sub-cooled

boiling. In this paper, dimensional

analysis method has been performed

in order to realize an empirical correlation

for the heat transfer coefficient

of sub-cooled boiling in natural

circulation.

According to the results of previous

studies [10] [21] [25] and experiment

results based on Figure 1, the governing

factors which influence the heat

transfer coefficient for natural circulation

sub-cooled boiling phenomenon

have been identified. Table 3 gives a

comprehensive list of such factors.

According to the π theorem [26],

are selected as the fundamental variables

to be analyzed and the equation

| | Fig. 9.

Comparison between calculation and experiment results.

(7) describing the heat transfer coefficient

of sub-cooled boiling in natural

circulation can be obtained.

(7)

The equation (7) is fitted based on

the experiment results of the natural

circulation system. The resulting empirical

correlation is shown as Equation

(8)-(9).

(8)

(9)

Figure 10 shows the calculation

results using above correlation, as

compared with the experiment results

for the natural circulation system.

As depicted in Figure 10, the calculation

results show a good fit with the

experiment results within an accuracy

of ±15 %. In contrast to the previous

Nomenclature Meaning of Nomenclature Unit Dimension

h Heat transfer coefficient kW(/m 2 K) MT -3 θ -1

D e Hydraulic diameter of heating channel m L

λ Liquid thermal conductivity kW/(m K) MLT -3 θ -1

a v Thermal expansion coefficient K -1 θ -1

RESEARCH AND INNOVATION 33


(6)

In the above equations, h is the heat

transfer coefficient of sub-cooled

boiling measured in kW/(m K). q is

the effective heating power of the

experiment channel measured in

kW/m 2 . DT sub is the sub-cooled degree

measured in °C. b is the narrow gap of

experiment channel measured in m.

g Gravitational acceleration m/s 2 LT -2

ΔT Sub-cooling degree K θ

q Heat flux kW/m 2 MT -3

C p Constant specific heat capacity kJ/(kg K) L 2 T -2 θ -1

ρ Fluid density Kg/m 3 ML -3

η f Dynamic viscosity of fluid Pa˙s ML -1 T -1

η w Dynamic viscosity of fluid near wall Pa˙s ML -1 T -1

γ Length-width ratio of experiment cross-section Dimensionless N/A

| | Tab. 3.

Dimensional parameters.

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

RESEARCH AND INNOVATION 34

| | Fig. 10.

Comparison between calculation and experiment results.

studies, dimensional analysis method

has been used to formulate the empirical

correlation, which can describe

the physical process about sub-cooled

boiling of natural circulation in narrow

rectangular channels.

6 Conclusions

Based on the experiments of subcooled

boiling in natural circulation,

different factors have been identified

and investigated, which have an effect

on heat transfer coefficient. The

following conclusions have been

drawn from this study:

(1) For sub-cooled boiling, the heat

transfer coefficient increases with

an increase in the heating power

and decreases with an increase in

the inlet sub-cooling temperature,

as well as the size of narrow rectangular

channels.

(2) For natural circulation systems, the

generation and detachment of

bubbles have an influence on heat

transfer coefficient during subcooled

boiling. This process is

­accompanied by flow oscillation. It

is discovered that there are 3 stages

during the sub-cooled boiling

phenomenon.

(3) The empirical correlation has been

proposed for the heat transfer

­coefficient of sub-cooled boiling,

during natural circulation through

narrow rectangular channels. It

has been derived using dimensionless

analysis method. All experiment

results fall within ±15 % of

the proposed correlation.

Acknowledgments

The research was funded by National

Natural Science Foundation of

China (No.50976033), Beijing Natural

­Science Foundation (No.3172032)

and Fundamental Research Funds for

Central Universities (No.2017XS086).

Finally, the authors would also like to

thank the researchers of Institute of

Nuclear Thermal Safety and Standardization

for their contribution.

References

[1] Tong Mingwei, Shi Chengming, Xin Mingdao. Heat transfer

enhancement in a two phase closed thermosyphon [J]. Journal of

Engineering Thermophysics., 1984, 5(4):58-60.

[2] Ishibashi, Nishikawak. Saturated boiling heat transfer in narrow

spaces [J].International Journal of Heat and Mass Transfer.,

1969,12(8):863-866.

[3] Sun L, Mishima K. An evaluation of prediction methods for

saturated flow boiling heat transfer in mini-channels [J]. International

Journal of Heat & Mass Transfer, 2009, 52(23-24):5323-5329.

[4] Schulz T L. Westinghouse AP1000 advanced passive plant [J].

Nuclear Engineering & Design, 2006, 236(14):1547-1557.

[5] Chen C, Chang W, Li K, et al. Subcooled flow boiling heat transfer

of R-407C and associated bubble characteristics in a narrow annular

duct [J]. International Journal of Heat & Mass Transfer, 2009,

52(13-14):3147-3158.

[6] Wang Jiaqiang, Jia Dounan, Guo Yun, et al. Experiment study

of the onset of nucleate boiling in narrow annular channel [J]. Nuclear

Power Engineering, 2004, 25(4):319-323.

[7] Pan Liangming, Xin Mingdao, He Chuan, et al. Subcooled

boiling heat transfer in the vertical narrow recyangular channel [J].

Journal of Engineering Thermophysics., 2002, 25 (2):145-147.

[8] Liu Tiancai, Jin Huajin, Yuan Luzheng. Flow blockage accident

analysis for China advanced research reactor [J]. Nuclear Power

Engineering, 2006,27(S2):32-35.

[9] Pan Liangming, Xin Mingdao, He Chuan, et al. Subcooled

boiling heat transfer performance in narrow vertical rectangular

channel [J]. Journal of Thermal Science and Technology,

2002,1(2):185-188.

[10] Pan L M, Jen T C, He C, et al. Heat Transfer and Bubble

Movement of Two-Side and One-Side Heating Subcooled Flow Boiling

in Vertical Narrow Channels [J]. Journal of Heat Transfer, 2006,

128(8):838-842.

[11] Al-Yahia O S, Yong J L, Jo D. Effect of transverse power

distribution on the ONB location in the subcooled boiling flow [J].

Annals of Nuclear Energy, 2017, 100:98-106.

[12] Xu Jianjun, Chen Bingde, Wang Xiaojun, et al. Phenomenon

and analysis of motive bubbles near the narrow side in a rectangular

narrow channel [J].Chemical engineer, 2007, 35(8):22-24.

[13] Jiang S Y, Yao M S, et al. Experimental simulation study on

start-up of the 5MW nuclear heating reactor [J]. Nuclear Engineering

and Design. 1995, 158(2): 111-123.

[14] Zhou Tao. Passive concept and technology [M]. Tsinghua

University Press, 2016.

[15] Reyes J N, Lorenzini P. NuScale power: A modular, scalable

approach to commercial nuclear power [J]. Nuclear News, 2010,

53(7):97-104.

[16] Motlagh S Y, Soltanipour H. Natural convection of Al2O3-water

nanofluid in an inclined cavity using Buongiorno’s two-phase model

[J]. International Journal of Thermal Sciences, 2017, 111:310-320.

[17] Zhang L, Hua M, Zhang X, et al. Visualized investigation of

gas-liquid stratified flow boiling of water in a natural circulation

thermosyphon loop with horizontal arranged evaporator [J].

International Journal of Heat & Mass Transfer, 2016, 102:980-990.

[18] Zhou Tao, Qi Shi, Song Mingqiang, et al. Experimental study

of natural circulation flow instability in rectangular channels [J].

Kerntechnik, 2017,82:1-6.

[19] Zhou Tao, Qi Shi, Song Mingqiang, et al. Experimental study

on flow excursion of two phase natural circulation under low pressure

in narrow rectangular channel [J]. Nuclear Power Engineering,

2016(4):1-5.

[20] Zhou T, Duan J, Hong D, et al. Characteristics of a single bubble

in subcooled boiling region of a narrow rectangular channel under

natural circulation [J]. Annals of Nuclear Energy, 2013, 57(5):22-31.

[21] Sheng Cheng. Research on developing mechanisms in narrow

rectangular channel under natural circulation flow condition [D].

North China Electric Power University,2013.

[22] Ren Fuhu. Visualized Experimental investigation of subcooled

flow boiling heat transfer in horizontal narrow annular channels [D].

Inner Mongolia of Science and Technology, 2008

[23] Su Guanghui, Qiu Suizheng, Tian Wenxi. Thermal hydraulic

calculation method of nuclear power system [M]. Tsinghua University

Press, 2013

[24] Cao Xiaxin. The study on natural convective subcooled boiling

heat transfer in vertical narrow annulars [D], Harbin Engineering

University, 2003

[25] Hong Dexun. Research on heat transfer characteristics of natural

circulation in different gap rectangular narrow channel [D], North

China Electric Power University, 2013

[26] Yang Shiming, Tao Wenquan. Heat transfer [M]. Higher

Education Press, 2006

Authors

Zhou Tao,

Li Zichao,

Li Bing,

Qi Shi,

School of Nuclear science and

Engineering, North China Electric

Power University, Beijing, 102206,

China;

Institute of nuclear thermalhydraulic

safety and standardization,

North China Electric Power

University, Beijing, 102206, China;

Beijing Key Laboratory of Passive

Safety Technology for Nuclear

Energy, Beijing, 102206, China;

Huang Yanping

CNNC Key Laboratory on Nuclear

Reactor Thermal Hydraulics Technology,

Chengdu, 610041, China

Research and Innovation

Experimental Study on Sub-cooled Boiling of Natural Circulation in Narrow Rectangular Channels ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

35

Reaktortagung 1969 in Frankfurt –

Kurzbericht

atw – atomwirtschaft, Mai 1969

Die vom 15. bis 18. April 69 in Frankfurt durchgeführte Reaktortagung hat ein überaus großes Interesse gefunden und

sich als Treffpunkt praktisch aller mit der friedlichen Nutzung der Kernenergie befaßten Kreise aus Wissenschaft und

Wirtschaft erwiesen. Während sich bisherige Tagungen mit speziellen Fragen wie etwa der Reaktortheorie befaßten,

wurde die diesjährige Veranstaltung in folgerichtiger Weiterentwicklung zu einer größeren wissenschaftlichen

­Fachtagung erheblich erweitert, die auch die technologischen Probleme in gebührender Weise berücksichtigte.

Es hat sich gezeigt, daß die Themenwahl des Programmhauptausschusses

und die Aufgliederung in die 4

­Sektionen „Reaktoranalysis“, „Reaktortechnik“, „Reaktorwerkstoffe“

und „Äußerer Brennstoffkreislauf“ bei der

­Wissenschaft wie auch bei der Wirtschaft Zustimmung

fand. Die Zahl der Teilnehmer aus dem In- und Ausland an

den wissenschaftlichen Veranstaltungen des DAtF ist von

Jahr zu Jahr gestiegen. Zu der Reaktortagung in Frankfurt

waren allein über 1100 Besucher aus 15 verschiedenen

Ländern gekommen.

Sie war nicht nur aus fachlicher Sicht ein Erfolg,

­sondern bot auch eine gute Gelegenheit zu wissenschaftlich-technischem

Informationsaustausch, zu persönlichen

Gesprächen und Kontakten.

Die wissenschaftliche Leitung der Tagung hatte der

Vorsitzende des Arbeitskreises I „Wissenschaft und Technik“

des Deutschen Atomforums, Dr. F. Hämmerling. Bei

seiner Begrüßungs- und Eröffnungsansprache führte er

unter anderem aus, daß bedeutsame Erkenntnisse der

­modernen Physik über den Aufbau des Atoms und die in

ihm wirkenden Kräfte zu einer neuartigen Technologie

der friedlichen Nutzung der Kernenergie geführt haben.

Diesen kann man sich nicht verschließen, wenn man zu

den führenden Industrienationen der Welt rechnen will.

Es ging zunächst darum, den technologischen Vorsprung

gegenüber den großen Industrienationen der Welt

aufzuholen. So war eine enge Zusammenarbeit zwischen

Wissenschaftlern, Technikern und Wirtschaftlern mit

den Vertretern aus Parlament und Verwaltung dringend

erforderlich.

Das Deutsche Atomforum hat sich seit Bestehen stets

um die Förderung der friedlichen Nutzung der Kernenergie

in Deutschland bemüht und sich auch in steigendem

Maße unter anderem den speziellen Problemen des

wissenschaftlichen Informationsaustausches zugewandt.

Durch den Mut und das Können deutscher Wissenschaftler

in den großen kerntechnischen Zentren und Laboratorien,

durch die Weitsicht und die Initiative der sich formierenden

kerntechnischen Industrie fanden immer mehr Fachleute

ein neues großes Betätigungsfeld. Wenn auch der

schnelle Fortschritt der Kerntechnik durch zahlreiche

­Veröffentlichungen wesentlich erleichtert wurde, so

wächst doch daneben die Bedeutung der wissenschaftlichen

Tagungen als Stätte des umfassenden Informationsaustausches

zusehends. Sie haben sich bisher stets als

eine geeignete Form der Unterrichtung und Fortbildung

erwiesen.

Nicht zuletzt dient diesen Zielen und Interessen auch

die Neugründung der Kerntechnischen Gesellschaft im

Rahmen des Deutschen Atomforums, die anläßlich der

­Reaktortagung in der Aula der Frankfurter Universität

­erfolgte. Dabei wurden für die zukünftige Arbeit folgende

Leitsätze vereinbart:

1. Das Deutsche Atomforum und die Kerntechnische

­Gesellschaft stimmen darin überein, daß die KTG voll

in das Deutsche Atomforum eingegliedert werden soll;

2. Dies soll in der Weise geschehen, daß die neugegründete

KTG mit dem Arbeitskreise „Wissenschaft und

Technik“ des Deutschen Atomforums zusammengefaßt

wird;

3. Die Form der Eingliederung muß dem Gewicht der

­neuen Gesellschaft entsprechen und setzt eine

Abänderung der Satzung des Deutschen Atomforums

im Hinblick auf seine innere Organisation voraus. Auch

die Kerntechnische Gesellschaft wird ihre jetzigen

Statuten im Einvernehmen mit den Organen des

Deutschen Atomforums entsprechend ändern.

Die Tagung in Frankfurt war nicht nur durch die Erweiterung

des Themenkreises über Fragen der technologischen

Probleme bestimmt; sie bot auch eine Ergänzung von

Wissenschaft und Technik sowie wirtschaftlicher Aspekte

bei der Beurteilung von Reaktorkonzepten, Komponenten

und des Brennstoffkreislaufes. In den Plenar- und

| | Siedewasserreaktor der Baulinie 69 in Bau.

Am 7. und 8. Mai

2019 begehen wir

das 50. Jubiläum

unserer Jahrestagung

Kerntechnik. Zu

diesem Anlass öffnen

wir unser atw-Archiv

für Sie und präsentieren

Ihnen ab dieser

Ausgabe historische

Artikel. Den Anfang

macht eine Berichterstattung

zur

9. Reaktortagung

1969. Diese Veranstaltung

war

zugleich unsere erste

Jahrestagung, wie wir

sie heute kennen: das

Annual Meeting on

Nuclear Technology.

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT


Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Annual Reactor Meeting 1969 in Frankfurt – Short Report ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

36

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Hauptvorträgen sowie in vier parallel laufenden Sektionen

­wurde das breite Feld der Reaktoranalysis, der Reaktortechnik,

der Reaktorwerkstoffe und des äußeren Brennstoffkreislaufes

behandelt, über 160 Vorträge bzw.

­Referate wurden von Wissenschaftlern und Technikern

­gehalten. Besonders jüngeren Physikern, Chemikern und

Ingenieuren war Gelegenheit gegeben, sich mit ihren

Arbeiten und Untersuchungen persönlich vorzustellen.

Mit dieser Veranstaltung wollte das Deutsche Atomforum

zum Ausdruck bringen, daß die Förderung junger

­Wissenschaftler und Techniker auch zu den wesentlichen

­Aufgaben des Forums gehört.

Das Deutsche Atomforum war schon bisher gern den

Anregungen aus Wissenschaft und Technik gefolgt. Auch

in der Zukunft ist eine Anpassung an die Vorschläge aus

dem Bereich der Wissenschaft und ihre Erfordernisse

­vorgesehen. So wird für die nächste Reaktortagung zu

überlegen sein, ob trotz der Vielzahl der Vorträge und

­Themen nicht der Fachdiskussion ein noch breiterer Raum

gegeben werden soll.

Neben der eigentlichen Fachtagung fanden auch die

verschiedenen Rahmenveranstaltungen rege Beachtung.

So erlebten die Besucher bei dem Filmabend am 15. April

im „Theater am Turm“ die Uraufführung des Filmes „Jülich

entwickelt den Hochtemperaturreaktor“ und konnten

­weitere Filme wie „Am Netz – Atomstrom“, ein Bericht

über die Errichtung des Kernkraftwerkes Lingen sowie

„N. S. Otto Hahn“ sehen.

Besondere Beachtung fand der Empfang, den

der ­Präsident des Deutschen Atomforums, Prof. Dr.

K. ­Winnacker, am 16. April 1969 in der Jahrhunderthalle

der Farbwerke Hoechst AG. gab. Vor über 1100 Besuchern

konnte Prof. Winnacker unter den zahlreichen Ehrengästen

auch Bundesminister Dr. G. Stoltenberg begrüßen.

In seiner Ansprache hob der Präsident des Deutschen

Atomforums unter anderem hervor, daß die Sicherung

einer ausreichenden und kostengünstigen Energieversorgung

auf der Grundlage der Kernenergie eine unabdingbare

Voraussetzung für die Entwicklung des deutschen

Wirtschafts- und Industriepotentials ist. In der

­anschließenden Pressekonferenz unterstrich Prof.

­Winnacker zur Frage des Atomwaffensperrvertrages, daß

nach Auffassung des Deutschen Atomforums hier noch

mehrere Punkte zu klären seien. Ob eine Klärung noch vor

der Unterschrift oder erst vor der Ratifizierung erfolgen

soll, sei eine politische Frage, zu der das Forum nicht

Stellung nehmen könne.

Die Überlegungen des Deutschen Atomforums zum

Atomwaffensperrvertrag beziehen sich auf die vorrangige

Anwendung der im Sperrvertrag vorgesehenen Spaltstoffflußkontrolle

durch Instrumente an strategisch wichtigen

Punkten. Weiterhin erachten es die deutschen Wissenschaftler

und Wirtschaftler für notwendig, daß die Euratom-­

Kontrolle auch zukünftig bestehen bleibt. Die Überwachung

dieser Kontrolle durch die IAEO in Wien dürfe die politischen,

wissenschaftlichen und technischen Aufgaben von

Euratom nicht beeinträchtigen. Auch die noch immer ­offene

Frage der Kontrollkosten bedürfe einer gerechten Regelung.

Auf keinen Fall dürften diese Kosten allein den kontrollierten

Ländern aufgebürdet werden. In der Erklärung des

Deutschen Atomforums hieß es weiter, daß auch die

­Nuklearmächte alle ihre zivilen nuklearen ­Anlagen im

Interesse der wissenschaftlichen und wirtschaftlichen

Chancengleichheit ebenfalls der Kontrolle nach dem Atomwaffensperrvertrag

unterstellen sollen. Schließlich hält

es das Deutsche Atomforum für erforderlich, daß die

Liefer­abkommen nach Inkrafttreten des ­Vertrages von

allen ­zusätzlichen politischen und adminis­trativen

­Beschränkungen befreit werden. Den Nichtnuklearstaaten

würde ­dadurch zugleich größere Sicherheit hinsichtlich

ihrer Kernbrennstoffversorgung gegeben werden.

Nach der Ansprache von Prof. Winnacker nahm

­Bundesminister Dr. Stoltenberg zu aktuellen Problemen

der Kernenergie und der Kerntechnik Stellung. Hierbei

ging er insbesondere auf die Aufgaben und Ziele des

­dritten Deutschen Atomprogrammes ein.

Im Rahmen der Reaktortagung sprach am dritten

Abend Prof. Dr. W. Hallstein über das Thema „Technologiepolitik“.

Die Reaktortagung

des Deutschen Atomforums

Eine Fachtagung wird Treffpunkt

der Reaktorexperten

Die 9. Reaktortagung des Deutschen Atomforums e. V., die vom 15. bis 18. April 1969 im Palmengarten in ­

Frankfurt/Main stattfand, war eine bedeutende Fachveranstaltung, die gleichzeitig den aktuellen Wünschen nach

­interdisziplinären Kontakten entgegenkam und so zu einem Familientreffen der deutschen Reaktorfachleute und

-Interessenten mit Gästen aus 15 Ländern wurde. Mit der Erweiterung der Themenkreise auf das gesamte Kernreaktorgebiet

– von der Physik, der Technologie, den Werkstoffen und dem Brennstoffzyklus bis zur Typenstrategie und

der Wirtschaftlichkeit von Kernkraftwerken – hat diese seit acht Jahren traditionelle Veranstaltung des DAtF, die früher

ganz der Reaktortheorie gewidmet war, die folgerichtige Anpassung an den Stand des fachlichen Geschehens vollzogen

und vermehrte in- und ausländische Geltung gewonnen.

Die Zustimmung zur neuen Form zeigte sich bereits in

der Teilnehmerzahl: An Stelle von erwarteten 400 bis 600

fanden sich 1100 Physiker, Chemiker, Ingenieure, Juristen

und Kaufleute aus den Hochschulen, Kernforschungszentren,

der Industrie, den zuständigen Behörden,

aus Energieversorgungsunternehmen, Technischen Überwachungs-­Vereinen,

Versicherungsgesellschaften und

­weiteren einschlägigen Institutionen und Unternehmen ein.

Die wissenschaftliche Tagung, über deren wichtigste

­Tendenzen und Ergebnisse nachfolgend sektionsweise

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

­berichtet wird, stand unter der Leitung von Dr. F.

­Hämmerling, Vorsitzender des Arbeitskreises I „Wissenschaft

und Technik“ des DAtF. über 160 Vorträge, die aus

235 eingereichten ausgewählt bzw. durch Zusammenlegung

mehrerer Arbeiten entstanden waren, wurden

­gehalten. Bei künftigen Reaktortagungen sollte das Niveau

und die Art der Referate stärker vereinheitlicht und mehr

Zeit zur Diskussion eingeräumt werden. Der Grundsatz,

möglichst vielen jüngeren Wissenschaftlern Gelegenheit

zu geben, auf einer solchen Veranstaltung über ihre Arbeit

zu berichten, sollte jedoch auch auf den künftigen

­Reaktortagungen als wesentlicher Aspekt Geltung ­behalten.

Das wachsende Interesse an Kontakten über den eigenen

engeren Fachbereich hinaus zeigte auch die Gründung

der Kerntechnischen Gesellschaft (KTG) im Rahmen des

Deutschen Atomforums, die am Vorabend der Reaktortagung

in der Aula der Frankfurter Universität erfolgte.

Diese neue wissenschaftlich-technische Vereinigung will

in Ergänzung zu den bestehenden, nach Disziplinen ausgerichteten

wissenschaftlichen Gesellschaften besonders

die Diskussion unter den verschiedenen Fachgebieten im

Bereich der Kernforschung und Kerntechnik fördern. Zu

ihrem Vorsitzenden wurde Prof. W. Häfele (Kernforschungszentrum

Karlsruhe) gewählt.

Die Fachtagung war von einigen Veranstaltungen umrahmt,

die gleichfalls stark beachtet wurden. Bei einem

Filmabend wurden der Kurzfilm „Jülich entwickelt den

Hochtemperaturreaktor“ uraufgeführt und weitere Filme

über das Kernkraftwerk Lingen und das Atomschiff „Otto

Hahn“ gezeigt. Auf einem Empfang in der Jahrhunderthalle

der Farbwerke Hoechst AG nahmen der Präsident des

Deutschen Atomforums, Prof. K. Winnacker, und der

­Bundesminister für wissenschaftliche Forschung, Dr. G.

Stoltenberg, Stellung zu aktuellen Fragen aus dem Gebiet

der Kernenergie: zum Atomwaffensperrvertrag, zur Uranversorgung

im allgemeinen und zur staatlichen Vorratsbildung

im Rahmen des Devisenausgleichs, zur Frage der

Errichtung einer D2O-Produktionsanlage, zur Urananreicherung

mit der Gaszentrifuge, zur Sicherung der

­benötigten Wiederaufarbeitungskapazität und zur Reaktorentwicklung

im Rahmen des 3. deutschen Atomprogramms.

Auf einer weiteren Abendveranstaltung sprach

Prof. W. Hallstein über das Thema „Technologiepolitik“.

Eine lückenlose Berichterstattung über die gesamte

Breite der behandelten Gebiete ist wegen der gebotenen

Raumbeschränkung unmöglich. Die Redaktion hat die Berichterstatter

daher gebeten, in persönlicher Bewertung

Höhepunkte und interessante Aussagen aus Vorträgen,

Diskussionen und Gesprächen in kürzester Form zusammenzufassen.

Sektion 1: Reaktoranalysis

Die Sektion Reaktoranalysis war mit 54 Kurzvorträgen

und drei Übersichtsreferaten unter den insgesamt vier

Hauptthemen am stärksten vertreten.

In diesem kurzen Bericht werden folgende Punkte

­angesprochen (im einzelnen werden die vielen Vorträge

nicht behandelt, dazu sehe man die vom Atomforum

­zusammengestellten Kurzfassungen ein):

1. Schwerpunkte der Tagung Anschrift der Verfasser;

2. Heutige Bedeutung der Reaktoranalysis im Vergleich

zu den weiteren Hauptthemen

3. Vergleich mit anderen großen Reaktortagungen im

Ausland

Im Bereich der Reaktorphysik kommt heute den Fragen

der Dynamik, der mehrdimensionalen Großprogramme

und der experimentellen und theoretischen Analyse

| | Hauptschaltwarte des Heißdampfreaktors Großwelzheim.

von schnellen kritischen Anordnungen ein besonderes

­Gewicht zu. Es ist allerdings festzustellen, daß zumindest

in den Vorträgen nicht deutlich zum Ausdruck kam, ob der

Behandlung von Störfällen mit Hilfe ortsabhängiger

­Dynamik eine entscheidende Bedeutung beigemessen

werden muß im Vergleich zu punktkinetischen Betrachtungen.

Bisher wurden nämlich nur Beispiele vorgeführt,

die einer denkbaren Störmöglichkeit nicht adäquat sind.

Jede weitergehende Untersuchung, besonders im Hinblick

auf den Störfallablauf bis zur eventuellen Reaktorkerndeformation

samt allen Rückwirkungen, hat sich stark

an den jeweiligen Reaktorkonzepten zu orientieren. Pauschale

Aussagen sind beim heutigen Stand der Reaktorentwicklung

kaum mehr interessant, über dieses mehr

Grundsätzliche hinaus ist ein direkter Vergleich der

Leistungs­fähigkeit der nach verschiedenen Verfahren

­entwickelten Programme wünschenswert. Dies scheint

­besonders wichtig im Hinblick auf eine Beurteilung von

Syntheseverfahren im Vergleich zu totalnumerischen

Methoden.

Durch das rasche Fortschreiten der Entwicklung von

Großrechnern gewinnen die mehrdimensionalen Großprogramme

und Programmsysteme immer mehr an

­Bedeutung. Programmsysteme wurden zwar auf der

­diesjährigen Reaktortagung nicht diskutiert, jedoch ist das

Verfolgen dieses Weges eine unbedingte Notwendigkeit.

Zweidimensionale Abbrandprogramme und dreidimensionale

Diffusionsprogramme werden mit Erfolg bereits

eingesetzt. Die Verwendung moderner Verfahren der

Blockinversion mit Rebalancing sowie Vielgruppen­synthese­methoden

sind in Zukunft weiter zu verfolgen und zu

vertiefen. Diese Programme, besonders wenn mehrere

Energiegruppen zur Behandlung des Problems erforderlich

sind, können zwar nicht routinemäßig verwendet

­werden wegen der dabei auftretenden großen Rechenzeiten,

jedoch sind sie von großem Wert bei endgültigen

nuklearen Auslegungsrechnungen und bei der genauen

Analyse von Experimenten.

Die beiden Übersichtsvorträge aus dem Bereich der

schnellen Reaktoren ließen erkennen, daß die augenblickliche

Unsicherheit der Kerndaten eine sichere Vorbestimmung

von wichtigen integralen Reaktorparametern

noch nicht im gewünschten Maße gestattet. Deshalb sind

integrale Experimente weiterhin notwendig, um zu extrapolierbaren

Ergebnissen für große Leistungsreaktoren zu

gelangen und um Aufschlüsse über die vorhandenen

Datenunsicherheiten und verwendeten Rechenmethoden

zu gewinnen. Da letzteres nur kurz gestreift wurde, wäre

ein zusammenfassender Bericht auf der nächsten Tagung

sicher wünschenswert. Das Plutonium-α-Problem ist

noch immer nicht vollständig geklärt. Die grundsätzliche

­Erklärung für die Struktur der α-Kurve scheint zwar

­gelungen, jedoch oberhalb 4 keV liegen noch diskrepante

37

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

38

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Meßergebnisse vor. Diese Unsicherheiten sind allerdings

wesentlich kleiner als vor etwa einem Jahr. Integrale

Messungen in der schnellen Nullenergieanordnung

­SNEAK (Karlsruhe) stützen die neuen, höheren a-Werte.

Von den anderen, z. T. wesentlichen Beiträgen zur Verfeinerung

von Berechnungs- und Meßmethoden sei auf

den Einsatz der Methoden der Rauschanalyse hingewiesen.

Bei Leistungsreaktoren ist noch ein großes Stück

Arbeit im Hinblick auf Identifizierung und Lokalisierung

von Störungen zu leisten, jedoch ist hier ein weiteres

brauchbares Verfahren zur Reaktorüberwachung in Sicht.

Von den diskutierten Problemen der Thermohydraulik

sind vor allem die recht überzeugenden theoretischen

­Beiträge zur Belastbarkeit von Brennelementen hervorzuheben.

Hier erreicht man bereits eine hohe Aussagequalität

für die Bestimmung von Heißkanalfaktoren, für

Schwingungs-, Ausdehnungs-, Verbiegungseffekte. Die

mehr hydrodynamischen Probleme im Zusammenhang

mit der Wärmeübertragung bedürfen allerdings noch

einer tiefergehenden mathematischen Behandlung.

Zur Frage, welches Gewicht der Reaktoranalysis neben

den weiteren Hauptthemen zukommt, sei folgendes bemerkt.

Zunächst war es von großer Bedeutung, daß jeder

Konferenzteilnehmer in den Übersichtsvorträgen die Gelegenheit

hatte, sich über sein eigenes Fachgebiet hinaus

über die Gesamtproblematik der Reaktorentwicklung informieren

zu können. Die grundlegenden Methoden der

Reaktoranalysis sind bereitgestellt, die ­weiteren Untersuchungen

gehen in die Richtung der Erstellung verfei­nerter,

stark am jeweiligen Konzept oder Experiment orientierter

Methoden und deren Automatisierung im ­Rechen- und

Meßablauf. Hierin liegt die Bedeutung der Sektion Reaktoranalysis

z. B. im Vergleich zu dem noch weitgehend ungeklärten

­Problem des Verhaltens von Brennstoff- und

Strukturmaterialien unter Neutronenbestrahlung.

Zum Abschluß sei ein Vergleich der deutschen Reaktortagung

mit den Veranstaltungen der American Nuclear Society

angestellt. Obwohl das Spektrum der amerikanischen

Tagungen ­breiter ist als das der Konferenz in Frankfurt, so

ist doch festzustellen, daß eine Vielzahl der Beiträge einen

internationalen Vergleich nicht zu scheuen braucht. Der

Gesamteindruck bleibt allerdings doch etwas hinter den

amerikanischen Tagungen zurück, und das liegt z. T. wohl

daran, daß die Zusammenstellung der Vorträge zu Untergruppen

doch oft, zumindest im ­Bereich der Reaktoranalysis,

einen vermeidbaren heterogenen Programmablauf

innerhalb solcher Gruppen zur Folge hatte. Dadurch wurde

eine zusammenfassende ­Diskussion wesentlich erschwert.

Für die nächste Tagung ist unbedingt zu empfehlen,

die schriftlichen Kurzfassungen ausführlicher und vor

allem die Aufnahme von Ergebnissen zur Bedingung für

die Annahme des Beitrages zu machen. Denn nur so

­können Kurzvorträge auch zu einem unmittelbaren

­Gewinn für alle Zuhörer werden.

Sektion 2: Reaktortechnik

In der reaktortechnischen Sitzungsreihe wurden neben

dem Plenar- und den beiden Hauptvorträgen 30 Referate

gehalten. Die Schwerpunkte lagen überwiegend bei

Problemen und Komponenten der Natriumtechnologie,

der gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren und in

­geringerem Umfang bei Betriebserfahrungen und Fortschritten

mit Leichtwasserreaktoren.

Den Entwicklungsstand und Probleme der Natriumtechnologie

in der deutschen Reaktorentwicklung

­behandelte H. Mausbeck im Plenarvortrag. Für alle

typischen Natriumkomponenten liegen gesicherte

Kenntnisse für die Baugröße der KNK-Anlage (20 MW,.|)

vor. Das Problem der Entwicklung der nächsten Jahre ist

die Übertragung dieser Erfahrungen auf die Baugröße des

SNR, dessen Prototyp eine Leistung von 300 MWel haben

soll. Im Vordergrund steht die Erprobung von Großkomponenten,

für die Teststände zum Teil in Betrieb, zum Teil

noch im Bau sind. Von den Hauptkomponenten sind zwei

SNR-Pumpen für eine Fördermenge von 5000 m 3 /h

­nahezu fertiggestellt und sollen ab Ende 1969 der Langzeiterprobung

unterworfen werden. Für die Hauptwärmeübertragungskomponenten,

die auf der Grundlage der

KNK-Erfahrung entwickelt wurden, beginnt die Erprobung

ab Mitte 1970. Die Sicherheitsfragen bezüglich der

zu untersuchenden Natrium/Wasser-Reaktionen gelten

durch die Ergebnisse des mehrjährigen Versuchsprogramms

von INTERATOM als gelöst. Auf dem Werkstoffsektor

muß noch Detailarbeit geleistet werden, doch sind

die Probleme im wesentlichen erfaßt.

Über Wirtschaftlichkeit, Betriebs- und Störverhalten

als Gesichtspunkte für die Auslegung und Bauweise von

Kernkraftwerken mit Gasturbine referierte G. Dibelius

in seinem anschließenden Hauptvortrag. Hier wurde

­deutlich, daß für den Aufbau eines Kernkraftwerks mit

Gasturbine eine Reihe von technischen Kombinationen

­sowohl auf der Primär- als auch auf der Sekundärseite

möglich sind, für deren optimales Zusammenspiel vorab

einige Bedingungen zu untersuchen sind, wie z. B. der

­Zusammenhang zwischen Gastemperatur, Kontamination

und Korrosion. Von der Beantwortung dieser Fragen

­hängen die Auslegungsprinzipien der einzelnen Kreislaufkomponenten

ab, deren Konstruktion insbesondere von

ihrer Temperaturbeaufschlagung bestimmt wird. In

­diesem Zusammenhang wurde auch das Entwicklungsprogramm

für Hochtemperaturreaktoren mit Heliumturbine

erläutert.

Im zweiten Hauptvortrag behandelte E. Schrüfer die

Kernflußinstrumentierung großer Leistungsreaktoren.

Hervorstechende Merkmale neuerer Großkernkraftwerke

sind die wesentlich erhöhte Leistungsdichte und der hohe

Abbrand. Diese Erfolge beruhen überwiegend auf der

meßtechnischen Erfassung der Leistungsverteilung, durch

welche die thermischen Auslegungsgrenzen wesentlich

besser ausgenützt werden können. Durch die Incore-­

Messung, deren Ergebnisse mit Prozeßrechnern die

örtliche Leistungsdichte ermitteln lassen, kann ein Kern

mit hoher Leistungsdichte sicherer betrieben werden als

ein sehr konservativ ausgelegter Kern ohne Messung des

örtlichen Neutronenflusses. Die relativ hohen Kosten

dieser Messung werden durch Wirtschaftlichkeits- und

Sicherheitsgewinn mehr als ausgeglichen.

Die Kurzreferate der Sektion 2 waren in den Gruppen

Sicherheit und Betriebsverhalten, Reaktorwerkstoffe,

Strömungs- und Wärmeübergangsprobleme, Dampferzeuger

und Reaktorkessel und sonstige Primärkreiskomponenten

zusammengefaßt.

Das Betriebsverhalten wurde durch Erfahrungsberichte

über das erste Betriebsjahr des AVR-Reaktors und Kontaminationsuntersuchungen

an der direkt mit Primärdampf

beaufschlagten Turbine des Kernkraftwerks Gundremmingen

behandelt. Beim AVR traten 19 Störungen auf, die

ein sofortiges Abfahren oder Abschalten des Reaktors zur

Folge hatten, von denen jedoch 12 nach den jetzt vorliegenden

Erfahrungen vermeidbar gewesen wären. Bei

der Untersuchung der Ablagerungen an der KRB- Turbine

wurde festgestellt, daß nur ein Anteil von 10 -9 bis 10 -10

der vom Sattdampf angebotenen Aktivität sich nach

einer ­Betriebszeit von ca. 10.000 h ablagern. Fragen der

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

­Reaktorsicherheit wurden in Vorträgen über neuere

Gesichtspunkte bei der Auslegung der Sicherheitsumschließung

für Siedewasserreaktoren, die Berechnung

des dynamischen Druckaufbaus in Sicherheitsbehältern

­großer wassergekühlter Leistungsreaktoren und die festigkeitsmäßige

Auslegung der Brennstabhüllrohre beim

­natriumgekühlten schnellen Brüter behandelt. Die Fortschritte

hinsichtlich Leistungsfähigkeit und Zuverlässigkeit

der Systeme zur Beherrschung von Leistungsbrüchen

im Primärkreis ergaben in den praktisch behandelten

­Fällen eine zufriedenstellende Sicherheitsreserve. Ein Vortrag

über Erfahrungen und Entwicklungsmöglichkeiten

bei zerstörungsfreien Prüfungen an Reaktordruckbehältern

zeigte den großen Prüfaufwand und die

­Schwierigkeiten, die sich auf Grund uneinheitlicher Beurteilungsschemata

für die Fehlereinstufung ergeben.

Eine Reihe von Vorträgen der ersten Gruppe war den

­Anfahr- und Notkühlungseinrichtungen gewidmet.

­Betrachtet wurden u. a. die Ausfallwahrscheinlichkeit von

Kernnotkühlanlagen für Leichtwasserreaktoren, für einen

dampfgekühlten schnellen Reaktor und für ein Kernkraftwerk

mit Gasturbine. Dabei ging es überwiegend um

­konstruktive Maßnahmen wie z. B. die Anordnung der

dampfführenden Rohrleitungen, die Trennung der HD-­

Aggregate von den ND-Aggregaten, die Einrichtung von

Notkühlreserven usw. Eine weitere Arbeit diente der rechnerischen

Sicherheitsanalyse wassergekühlter Leistungsreaktoren

bei einem Störfall mit Kühlmittelverlust. Hierfür

wurde das Rechenmodell BRUCH entwickelt, mit dem die

thermo- und hydrodynamischen Auswirkungen eines

­Umwälzleitungsbruchs auf das gesamte Primärsystem erfaßt

werden können.

In der Gruppe Reaktorwerkstoffe, deren Vorträge überwiegend

in der Sektion 3 gleichen Namens gehalten

­wurden, waren die Themen Graphit als tragendes Bauelement

und Vergütungsstähle für Druckbehälter größerer

Wanddicke. Obwohl Graphit ein bewährter Reaktorwerkstoff

ist, fehlen noch ausreichende Bestrahlungsergebnisse.

Ein weiteres Problem ist die Korrosion. Die Ausführungen

über den Einsatz von Vergütungsstählen ­ließen

erkennen, daß die aufgetretenen Schadensfälle an Druckbehältern,

die einen der schwierigsten Problem­kreise der

Schwerkomponentenfertigung für Kernreak­toren darstellen,

nur unter Beachtung mechanisch-technologischer,

konstruktiver und werkstoffkundlicher Voraussetzungen,

die in langwierigen Untersuchungen aufeinander abgestimmt

werden müssen, vermieden werden können.

Die in der nächsten Gruppe behandelten Strömungsund

Wärmeübergangsfragen bezogen sich auf Natriumund

Gaskühlung. In Ispra wurden Strömungsformen beim

Sieden von Alkalimetallen in Rohren untersucht, die etwa

den hydraulischen Durchmessern der Kühlkanäle in

schnellen Brütern entsprechen, in Karlsruhe wird ein

­umfangreiches experimentelles Versuchsprogramm abgewickelt,

das Natrium-Siedestoßexperimente in einem

­größeren Kreislauf zum Inhalt hat. In Jülich werden die

wärme- und strömungstechnischen Verhältnisse in Dampferzeugern

von gasgekühlten Kernkraftwerken, die sich

von denen in fossil beheizten Dampfkesseln völlig unterscheiden,

in einer großen Versuchsanlage untersucht.

Fragen dieser Art für Siedewasserreaktoren und

­Experimente mit einem vertikalen U-Rohr-Dampferzeuger

wurden auch als erste Vorträge der Gruppe Dampferzeuger

und Reaktorkessel behandelt. Weitere thermodynamische

Themen galten Überlegungen zur Dimensionierung

und Konstruktion des Rekuperators für

einen gasgekühlten schnellen Reaktor mit direktem

Gastur­binenkreislauf, wärmeübertragenden Apparaten

für Hochtemperaturreaktoranlagen mit Heliumturbine

und dem Einfluß des Betriebsdruckes auf die Wärmeübertragung

in Siedewasserreaktoren. Dem Begriff „Reaktorkessel“

waren zwei Vorträge über Reaktordruckgefäße aus

Spannbeton zugeordnet. Im ersten wurde die Sicherheitstechnik

bei Leichtwasserreaktoren mit Spannbetondruckgefäß

beleuchtet, wobei ein Vergleich zwischen dickwandigen

Stahldruckbehältern und Spannbetonbehältern

zeigte, daß die Sicherheitsmerkmale der letzteren zu einer

einfacheren und kostengünstigeren Gesamtanlage führen

könnten. Inwieweit solche Spannbetondruckbehälter für

große Kernkraftwerke jetzt schon realisierbar sind, ließ

sich aus den Prinzipkonstruktionen nicht entnehmen. Der

zweite Vortrag galt dem Spannbetondruckbehälter für den

THTR-Prototyp, dessen Konzeption weitgehend festliegt,

wobei die konstruktiven Lösungen noch in der Ausführung

begriffen sind.

Bis auf die Vorträge über die Entwicklung der Steuerstabantriebe

für den FDR und über Kerngerüste für große

Druckwasserreaktoren behandelten die Referate über

­Primärkreiskomponenten zu gleichen Teilen Komponenten

für Natrium- und Hochtemperaturreaktoren. Auch

hier zeigte sich für die Natriumseite wieder die Problemstellung,

konstruktive Entwicklungen für geringe Leistungen

in Großkomponenten für zum Teil höhere Temperaturen,

als sie bisher durch Betriebserfahrungen belegt

sind, weiterzuentwickeln. Bei den Hochtemperaturreaktoren

beeindruckten besonders die Entwicklungen

spezieller Komponenten, die den erschwerenden Bedingungen

unter Heliumatmosphäre standhalten müssen.

In den Beispielen wurden insbesondere Maßnahmen für

die Dichtigkeit erläutert.

Sektion 3: Reaktorwerkstoffe

Im Themenkreis der Sektion 3: Reaktorwerkstoffe (Brennund

Baustoffe) wurden neben einem Plenar- und zwei

Hauptvorträgen die 49 vorgetragenen Arbeiten in sechs

Gruppen zusammengefaßt:

1. Schweißen und Prüfen

2. Natriumtechnologie

3. Brennelemente mit Metallhülle

4. Kernbrennstoffe

5. Brennelemente für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren

6. Materialien für Reaktorkomponenten

Der Plenarvortrag von B. Liebmann gab einen Überblick

über den technologischen Stand und die Entwicklungstendenzen

für Kernbrennstoffe und Brennelemente in

der BRD. Neben der teilweise schon zur Geschichte gehörenden

Situation wurden die Möglichkeiten der Brennstoffaufbereitung,

der metallischen und keramischen

Formgebung und der wirtschaftlichen Aspekte der Brennelemente

für die kommende Zeit kritisch betrachtet.

H. Böhm stellte in seinem Hauptvortrag über Hüllwerkstoffe

für Brennelemente schneller Reaktoren die zur

Zeit wissenschaftlich und technisch vorliegende Situation

dar. Sehr anschaulich wurden die verschiedenen Mechanismen

der Strahlenschädigung des Hüllwerkstoffes geschildert.

Fortschritte bei der Entwicklung verbesserter

Hüllwerkstoffe können nur sehr langsam und in zäher

Kleinarbeit erzielt werden.

Der dritte Hauptvortrag (W. Stoll) widmete sich der

Rückführung von Plutonium in thermische Reaktoren.

Hier wurde dargelegt, daß das in den nächsten Jahren sich

ansammelnde Plutonium aus den thermischen Reaktoren

in diesen wieder verbraucht werden kann, solange die

39

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

40

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

| | Luftbild des Kernforschungszentrum Karlsruhe.

schnellen Brüter noch nicht großtechnisch auf dem Markt

sind.

Allerdings müssen die Elemente für etwa 700 DM/kg

Brennstoff fertig angeboten werden können, um Interesse

zu wecken; noch kosten sie etwa dreimal so viel. Erste

­Anstrengungen zur Verringerung der Herstellungskosten

sind durch versuchte Automatisierung des Fertigungsprozesses

begonnen worden.

Im folgenden sollen stichpunktartig wichtige Informationen

wiedergegeben werden.

Die vom DVS mitbestimmten Themen der Gruppe

Schweißen und Prüfen behandelten Besonderheiten aus

der Reaktordruck- und Sicherheitsbehälterfertigung und

-prüfung sowie der Brennstabherstellung. Die Problematik

der zerstörungsfreien Bestimmung von Ferritanteilen im

austenitischen Auftragsschweißgut wurde dargestellt.

Beim Schweißen dickwandiger Druckbehälter auf der

Baustelle scheint das Kanalschweißen Vorteile zu bieten,

jedoch müssen insbesondere von der Gefahr des Verzugs

her noch wesentliche Versuchsarbeiten vorgenommen

werden. Es wurden die besonderen Beanspruchungen

und Anforderungen an Schweißplattierungen der Druckbehälter

für Wasserreaktoren kritisch mit den technischen

Gegebenheiten verglichen und Prüf- bzw. Gütevor­schriften

diskutiert. Neben dem Schweißplattieren scheint das

Sprengplattieren in Sonderfällen immer mehr Eingang in

die Plattierungstechnik zu finden, insbesondere wenn

intermetallische spröde Phasen beim Schmelzschweißen

auftreten können. An Hand der Arbeiten für den Sicherheitsbehälter

des Kernkraftwerks Würgassen wurde auf

die Bedeutung der gleichmäßig niedrigen Vorwärmtemperatur

hingewiesen und die Ultraschallprüfung abermals

gegenüber dem Röntgen als besseres Verfahren dar­gestellt.

Die besonderen Vorkehrungen bei der Verschweißung von

Brennstäben mit plutoniumhaltigem Brennstoff wurden

am Beispiel der Herstellung von Versuchselementen in den

Kernenergielabors von AEG-Telefunken für den Dounreay

Fast Reactor geschildert.

In der Themengruppe Natriumtechnologie wurden die

Thermodynamik des Kühlnatriums und theoretische Überlegungen

zur Verbesserung des Korrosionsverhaltens eingesetzter

Komponenten und Massentransporte in Abhängigkeit

vom Reinheitsgrad des Kühlmittels dargelegt. Neue

Probleme des Verschleißverhaltens der Werkstoffe unter

Natrium wurden geschildert und Anregungen für verbesserte

Materialpaarungen gegeben. Ein Referat war der

Löslichkeit von Edelgasen in Flüssigmetall gewidmet, was

im Zusammenhang mit evtl. Burnout-Überlegungen von

Bedeutung sein kann.

Die Themengruppe Brennelemente mit Metallhülle

enthielt einige neue und interessante Referate. So wurden

Überlegungen und erste Versuche angestellt, um mit

­Yttrium als Wasserstoffsenke in Zircaloy-Brennstäben die

Versprödung des Hüllrohres zu verringern und die

Standzeit der Elemente zu erhöhen. Die Methode scheint

entwicklungsfähig, wenn auch noch keine technologischen

Untersuchungen im Bestrahlungstest vorgenommen

­worden sind. Bisher noch nicht befriedigend erklärbare

­Erhöhungen der Hochtemperatur-Zeitstandfestigkeit von

rostfreiem Stahl nach Niedrigtemperaturbestrahlungen im

schnellen Fluß wurden vorgetragen. Die Brennelemente

für den KKN- Reaktor wurden in mehreren Referaten

vorgestellt, so die technologischen Stabherstellungsfragen,

Hüllwerkstoffuntersuchungen, Bestrahlungsverhalten

und Komponentenherstellung mit Hilfe des

­Funkenerosionsverfahrens. Das gute Verhalten von Testbrennelementen

für einen dampfgekühlten schnellen

­Reaktor wurde an Hand von Bestrahlungsversuchen im

Versuchskreislauf Kahl gezeigt. Ein Brennelement hat

einen Abbrand von mehr als 75.000 MWd/t gut überstanden.

In zwei Referaten wurden theoretische Aspekte

der Brennstabauslegung mit Hilfe von Rechenpro­grammen

behandelt. Ergebnisse von Untersuchungen mit modernsten

Methoden in Heißen Zellen zur Bestimmung des

Ausmaßes von Schmelzkavernen in bestrahltem Brennstoff

wurden vorgelegt.

Aus dem Kernforschungszentrum Karlsruhe wurde

eine gedrängte Übersicht über Art und Möglichkeiten für

Bestrahlungsexperimente zur Brennelemententwicklung

für schnelle Brutreaktoren gegeben.

Zum Thema Kernbrennstoffe waren insbesondere die

Berichte über neue Ergebnisse auf dem Gebiet der Dispersions-

und Cermet-Brennstoffe sowie die Resultate von

Herstellungs- und Bestrahlungsversuchen an Urannitrit

herausragend. Die diskutierten Cermets zeigen günstige

Möglichkeiten zur Verwendung als Treiberelemente in

Hochflußtestreaktoren.

Sehr gut aufeinander abgestimmt waren die Referate

zum Thema Brennelemente für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren.

Die kugelförmigen Brennelemente

des AVR-­Reaktors wurden von der großtechnischen

Fertigungs­seite her und aus der Sicht des Bestrahlungsverhaltens

diskutiert. Zur Abrundung wurde über spezielle

Fragen des Kohlenstoffverhaltens unter Bestrahlung,

­seiner Fähigkeit zur Spaltproduktrückhaltung und über

die festigkeitstheoretische Auslegung dieser Elemente

vorgetragen.

Die Themengruppe Materialien für Reaktorkomponenten

enthielt Referate über das Verhalten verschiedener

Kesselstähle unter Bestrahlung, insbesondere zur Frage

der Sprödbruchneigung, sowie die Betrachtung von

­Moderatoren für Hochtemperaturreaktoren aus Graphit

und Berylliumoxid.

Sektion 4: Äußerer Brennstoffkreislauf

und Wirtschaftlichkeitsfragen

Zum Themenkreis ,,Äußerer Brennstoffkreislauf und

­Wirtschaftlichkeitsfragen“ wurden insgesamt 23 Referate

gehalten, die sich auf sechs Sitzungen verteilten.

Der Plenarvortrag war der Wiederaufarbeitung gewidmet.

Im ersten Teil ging F. Baumgärtner auf das Purex-­

Verfahren ein, dessen Bevorzugung gegenüber dem

Aquafluor-­Verfahren für die Wahl der deutschen Wiederaufarbeitungsanlage

WAK seinerzeit als konservativ

­kritisiert wurde. Die Richtigkeit dieser Entscheidung steht

heute jedoch außer Frage; sie wird auch dadurch unterstrichen,

daß die in den USA geplante 1500-jato-Anlage

nach dem Purex-Verfahren arbeiten soll. Die derzeitigen

Entwicklungen in der BRD laufen darauf hinaus, nach

­diesem Verfahren auch Brennstäbe höherer Leistung

­aufzubereiten und die Abklingzeiten zu verkürzen.

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Im zweiten Teil berichtete E, Merz über die Wiederaufarbeitung

thoriumhaltiger Brennstoffe, für die z. Z. der

Tributylphosphat- Solvent-Extraktionsprozeß am aussichtsreichsten

erscheint. Parallel dazu wird an Chlorierungs-

und Fluorierungsverfahren gearbeitet. Im Rahmen

eines gemeinsamen Projektes zwischen der KFA Jülich und

deutschen Industriefirmen soll 1969 in den Heißen Zellen

der KFA eine kleine Anlage mit einer Kapazität von 1 bis

2 kg pro Tag in Betrieb gehen. Die Festlegung für das

­Verfahren einer größeren Aufarbeitungsanlage soll Ende

1970 erfolgen.

H. Schenk ging in einem Hauptvortrag auf die Wechselwirkungen

zwischen Kernkraftwerksbetrieb und Brennstoffkreislauf

ein. Besonders notwendig erscheint hier eine

genaue Planung des Umsetzzeitpunktes, der möglichst

zwei Jahre im voraus bekannt sein sollte. Bei auftretenden

Verschiebungen ist zwar eine Einflußnahme über den

­Lastfaktor möglich, aber sehr unwirtschaftlich. Bessere

Steuerungsmaßnahmen sind die Anreicherungsänderung

bei Nachbeladung (besonders im Störfall) und Teilwechsel

der Brennelemente, durch den bei Vorverlegung des

­Umsetzzeitpunktes der Abbrandverlust bis zu einem

­Vollastmonat kompensiert werden kann.

In einem weiteren Hauptvortrag behandelte H. Bianchi

Wirtschaftlichkeitsfragen bei nuklear angetriebenen

­Handelsschiffen. Die technische Grundkonzeption und die

Kostenstruktur sind bei Schiffsreaktoren ähnlich wie bei

Landreaktoren. Die Anlagekosten sind mit zunehmender

Blockgröße stark depressiv. Dem Vorteil der Unabhängigkeit

von Standortfragen üblicher Art stehen besondere

Probleme beim Anlaufen von Häfen gegenüber.

Zwei Kurzvorträge zum Thema Reprocessing befaßten

sich mit der Aufarbeitung von HTGR-Brennstoffen. In

einem Referat wurde eine Verbrennungs-Head-End-Stufe

mit anschließender naßchemischer Aufarbeitung des

Brennstoffs in Kaliumpyrosulfatschmelzen und adsorptiver

Abbrennung des Pa-233 an Vycorglassäulen diskutiert.

In einem anderen Referat wurde über die Aufarbeitung

von HTGR-Brennelementen durch Hochtemperaturaufschluß

und anschließende Chlorierung berichtet.

­Probleme der Lagerung hochaktiver Abfälle und der Kritikalitätskontrolle

von Spaltstofflösungen wurden in zwei

weiteren Referaten behandelt.

In einem Beitrag zum Thema Wirtschaftlichkeit wurde

über ein Rechenprogramm zur Ermittlung der Anlagekosten

von Kernkraftwerken berichtet. Die Autoren wiesen

darauf hin, daß der Aufbau einer zuverlässigen und umfassenden

Datenbank für alle Kraftwerkskomponenten ein

zentrales Problem darstellt, da die Beschaffung geeigneter

Daten mit großen Schwierigkeiten verbunden ist.

Das Gebiet Uranvorräte und Anreicherung wurde in

fünf Kurzreferaten behandelt. Der Einsatz von Computern

bedeutet eine wesentliche Entscheidungshilfe bei der

­Beurteilung der Wirtschaftlichkeit von Uranbergwerksprojekten,

da er eine genaue und ständige Kontrolle der

Kosten-/Erlössituation ermöglicht. Weiterhin wurde über

neuere Methoden zur Auffindung von Uranlagerstätten

berichtet. Durch Speicherung der bei der Aero-­Prospektion

gewonnenen Daten auf Tonbändern und anschließende

Auswertung in Computern können in kurzer Zeit große

Gebiete auf ihre Uranvorkommen untersucht werden.

In einem Beitrag von W. Etzel wurde die Kostenstruktur

von Anreicherungsanlagen analysiert und ein Vergleich

der verschiedenen Verfahren durchgeführt. Eine Untersuchung

der Abhängigkeit der Brennstoffzykluskosten für

Leichtwasserreaktoren von den Trennarbeitskosten ergab

einen Unterschied von 0,055 Pf/kWh bei einer Änder­ung

der Trennarbeitskosten um 10 $/TAE. P. Jansen legte

Untersuchungen über den zukünftigen Trennarbeits­bedarf

der BRD vor, die auf „Normstrategien“ basieren.

In der Sitzung Strategien und Prognosen standen, wie

der Diskussionsleiter H. Grümm bemerkte, nicht die

­Prognosen selbst, sondern mehr eine Beurteilung derselben,

also ,,Prognostik über Prognosen“ im Vordergrund.

J. Seetzen nahm in seinem Referat eine Klassifizierung der

bisher durchgeführten Untersuchungen in Prognoserechnungen,

Strategieberechnungen und Optimierungsrechnungen

vor. Er gab einen Rückblick über die bisher

durchgeführten Untersuchungen und betonte, daß die

­Kriterien der Betreiberfirmen noch nicht in ausreichendem

Maße berücksichtigt worden seien. H. Märkl zeigte

den Einfluß verschiedener Systemparameter auf langfristige

Optimalisierungsrechnungen, während H. Wellmann

in seinem Referat die Ergebnisse kurzfristiger und

langfristiger Optimalisierungsmodelle gegenüberstellte.

Zum Thema Innerer Brennstoffkreislauf wurden drei

Referate über einen schwerwassermoderierten Thoriumkonverter

gehalten. J. Darvas untersuchte den Einbrennvorgang

unter Berücksichtigung eines 3-Zonen-Umladeschemas

und seine Auswirkungen auf das Verhalten

im Gleichgewicht. C. Steinert legte eine Konzeptstudie

für einen 600-MW-D2O-Thoriumreaktor mit quasihomogenem

Gitter vor. U. Hansen untersuchte in einer

­Parameterstudie den Einsatz von Plutonium für diesen

­Reaktor und berechnete einen Äquivalenzpreis von

9,5 $/g. H. Huber diskutierte optimale Beladungsstrategien

für die Einlaufperiode eines 300-MWel-­

Thorium-Hochtemperaturreaktors.

Berichterstatter

Sektion 1: H. Küsters, Karlsruhe

Sektion 2: R. Hossner, Düsseldorf

Sektion 3: J. Höchel, Großwelzheim

Sektion 4: K. Wagemann, Jülich

41

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

German Atomic Forum’s Annual Reactor Meeting ı Zhou Tao, Li Zichao, Li Bing, Qi Shi and Huang Yanping


AMNT 2019

www.amnt2019.com

#50AMNT

Preliminary

Programme

7 – 8 May 2019

Estrel Convention Center Berlin, Germany

Media Partner

December 17, 2018

Subject to change.


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

»»

Plenary Session

Tuesday, May 7 th 2019

Welcome

››

President of DAtF, Germany

The First 50 Years

››

Film

Opening Address

››

President of DAtF, Germany

Policy

Keynote

››

Thomas Bareiß, Parliamentary State Secretary

at the Federal Ministry for Economic Affairs and

Energy, Germany

Research Location Germany –

How Can Nuclear Technology Knowledge

Be Developed in the Future

››

Prof. Martin Neumann MdB, Speaker on Energy

Policy of the FDP Parliamentary Group, German

Bundestag, Germany

Economy

Outlook on Global Future Prospect

of the Nuclear Energy

››

William D. Magwood IV, Director-General, Nuclear

Energy Agency (NEA), France

Nuclear New Build – German Safety

& Supplier Landscape After 2022

››

Thorsten Kammerzell, Vice President Large

Projects Germany, Framatome GmbH, Germany

Competence

Securing of Competence in Germany

and International Cooperation on

Plant Safety

››

Uwe Stoll, Scientific and Technical Director,

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit

(GRS) gGmbH, Germany

Self-Conception and Perspectives

of the Young Generation

››

Florian Gremme, Chairperson of the KTG Young

Generation, Germany

Communications

Speech

››

Prof. Dr. Renate Köcher, CEO, Institut für

Demoskopie Allensbach, Germany

Waste Management

Intermediate Storage in Germany

Panel

››

Henry Cordes, CEO, EWN Entsorgungswerk

für Nuklearanlagen GmbH, Germany

››

Bernd Kaiser, Technical Manager, NPP

Grafenrheinfeld, PreussenElektra GmbH, Germany

››

Felix Kusicka, Mayor of Biblis (CDU) and Deputy

Chairperson of ASKETA, Germany

››

Tba, BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung

mbH, Germany

Award Ceremony

Award of the Honorary Membership

of KTG

››

Presented by Frank Apel, Chairperson of KTG,

Germany

Outside the Box

Technolution – The Co-Evolution

Between Techology and Humankind

››

Matthias Horx, Trend Researcher and

Futurologist, Austria

Social Evening

DAtF-Reception and Social Evening

in the Exhibition Area

Outstanding Know-How &

Sustainable Innovations

»»

Focus Session

Tuesday, May 7 th 2019

Small Modular Reactors (SMRs):

a Major Element of the Future

of Nuclear?

››

Coordinator:

Dr. Christian Raetzke, CONLAR Consulting on

Nuclear Law, Licensing and Regulation, Germany

SMRs – Overview on International

Developments and Safety Features

››

Dr. Andreas Schaffrath, Head of Reactor Safety

Research Division, Gesellschaft für Anlagen- und

Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH

SMRs – It's all about

the economics…!

››

Dr. Helmut Engelbrecht, former CEO of Urenco,

former Chairman of World Nuclear Association

Flexible, Innovative Regulation of

SMRs and Other New Technologies

››

Susan H. Vrahoretis, Assistant General Counsel,

United States Nuclear Regulatory Commission,

USA

Tba

››

Tba,

World Nuclear Association, UK

Discussion with the Panel

and the Audience.

»»

Technical Sessions

Wednesday, May 8 th 2019

Outstanding Know-How,

New Build and Innovations

››

Chair & Keynote Coordinator:

Dr. Matthias Lamm, Framatome GmbH, Germany

Keynote

First AP1000 Connected to the Grid

››

Tba, Westinghouse Electric Germany GmbH,

Germany

Keynote

Nuclear Technology and the Radiation

Processing Industry – The Impact on

Life Sciences

››

Paul Wynne, Director and General Manager, International

Irradiation Association, United Kingdom

Herausforderungen bei der Einführung

der Digitalisierung im Umfeld

eines kerntechnischen Unternehmens

››

Matthias Habelt, Framatome GmbH, Germany

Commissioning the Barakah Nuclear

Power Plant

››

Dr. Rolf Janke, Nawah Energy Company, UAE

Detection of Unexploded Ordnances

by Neutron Activation Analysis

››

Dr. John Kettler, AiNT GmbH, Germany

R&D Activities in Support of the UK

Advanced Reactor Programme

››

Dr. John Lillington, Wood, United Kingdom

Safety-related Studies on Heavyliquid

Metal Technology for Advanced

Reactors in Europe

››

Dr. Julio Pacio, Karlsruhe Institute of Technology,

Germany

The Central radiological Computer

System (CRCS)

››

Dr. Markus Schindewolf, Framatome GmbH,

Germany

Reactor Physics, Thermo and

Fluid Dynamics

››

Chair:

Dr. Andreas Wielenberg Gesellschaft für Anlagenund

Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH, Germany

››

Keynote Coordinator:

Dr. Tatiana Salnikova, Framatome GmbH,

Germany

Keynote

Actual Challenges for Core-Design

››

Uwe Stoll, Scientific and Technical Director,

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit

(GRS) gGmbH, Germany

Keynote

Anomaly Detection in Operation

Nuclear Reactors: Overview of the

Recent Advances in the CORETEX

Project

› › Prof. Christoph Demaziere, Subatomic and

Plasma Physics, Department of Physics, Chalmers

University of Technology, Sweden

43

AMNT 2019

AMNT 2019

Preliminary Programme


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

44

AMNT 2019

Validation for CFD Thermalhydraulic

Simulation for Liquid Metal Cooled

Blocked 19-Pin Hexagonal Wire

Wrapped Rod Bundle Experiment

Carried out at KIT-KALLA Validation

for CFD Thermalhydraulic Simulation

for Liquid Metal Cooled Blocked

19-Pin Hexagonal Wire Wrapped rod

Bundle Experiment Carried out at

KIT-KALLA

››

Dr. Abdalla Batta, Karlsruhe Institute for

Technology (KIT), Germany

Analysis of Moderately and Strongly

Swirling Flows at Pump Intakes in

Order to Develop Efficient Computational

Methods for the Determination

of the Required Submergence

››

Dr. Frank Blömeling, TÜV NORD EnSys GmbH &

Co. KG, Germany

A brief Comparison of the ATHLET-CD

Lower Plenum Modules AIDA and

LHEAD Regarding the Late Phase

Simulation of 1F3

››

Christoph Bratfisch, Ruhr-Universität Bochum,

Germany

LOCA Scenario-related Zinc Borate

Precipitation Studies at Lab Scale

››

Dr. Ulrich Harm, TU Dresden, Germany

Simulation of Light Gas and

Condensing Steam Interaction Test

TH-29.1 with COCOSYS

››

Johannes Hoffrichter, Ruhr-Universität Bochum,

Germany

Simulation of Multi-compartment

Hydrogen Deflagration Test HD-36

with COCOSYS

››

Tobias Jankowski, Ruhr-Universität Bochum,

Germany

LOCA Scenario-Related Zinc Borate

Precipitation Studies at Semi-

Technical Scale

››

Dr. André Seeliger, Hochschule Zittau/Görlitz,

Germany

Analysis of the Accuracy

of the Modeling of a Heated Pool

››

Jorge Yanez, Karlsruher Institut für Technologie,

Germany

Implementation of the System

Thermal-hydraulic Code TRACE into

SALOME Platform for Multi-Scale

Coupling

››

Kanglong Zhang, Karlsruher Institut

für Technologie, Germany

Jury:

››

Prof. Dr. Marco K. Koch,

Ruhr-Universität Bochum, German

››

Prof. Dr.-Ing. Jörg Starflinger,

University of Stuttgart, Germany

››

Dr. Wolfgang Steinwarz, Germany

››

Dr. Katharina Stummeyer, Gesellschaft für

Anlagen-und Reaktorsicherheit gGmbH, Germany

Prize awarded by:

››

GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH and

Forschungsinstitut für Kerntechnik und Energieumwandlung

e. V.

Detailed session programme

to be announced.

»»

Campus

Nuclear Energy Campus

Wednesday, 8 th May 2019

››

Coordinators:

Florian Gremme, KTG Young Generation Network,

Germany

Sebastian Hahn, KTG Young Generation Network,

Germany

The Nuclear Energy CAMPUS leads through

the world of radioactivity, nuclear technology

and radiation protection with different

presentations and individual stations. There

will be contact persons available at all of

the themed booths to offer information in

form of short talks, movies, demonstrations

or experiments. Besides, information

on study options and career perspectives

within nuclear industry are provided. The

CAMPUS language will be German.

Welcome and Introducing

of the Young Generation Network

››

Florian Gremme, KTG Young Generation Network,

Germany

Nuclear Technology in and

Beyond our Daily Lifes

››

N.N.

The Nuclear Fission Table

in the Deutsches Museum

››

Dr. Susanne Rehn-Taube, Deutsches Museum

Munich, Germany

Working in NPPs

››

Sebastian Hahn, KTG Young Generation Network,

Germany

Experiment: Radioactivity and

Radiation Protection

››

N.N.

Enhanced Safety &

Operation Excellence

»»

Focus Sessions

Tuesday, May 7 th 2019

50 Years of Protection Against

Ionizing Radiation – What Has Been

Achieved?

››

Coordinators:

Erik Baumann, Framatome GmbH, Germany

Dr. Angelika Bohnstedt, Karlsruhe Institute of

Technology (KIT), Germany

Freimessungen im Kräftefeld

zwischen Entsorgung, Behörden

und Umweltschutz

››

Dr. Jürgen Müller, Referat Grundsatzfragen und

Koordination atomrechtlicher Genehmigungsund

Aufsichtsverfahren, Anlagensicherung,

Strahlenschutz und Umgebungsüberwachung

kerntechnischer Anlagen, Zwischenlagerung,

Ministerium für Energiewende, Landwirtschaft,

Umwelt, Natur und Digitalisierung des Landes

Schleswig-Holstein, Germany

Freimessung von radioaktiven

Abfällen aus methodischer und technischer

Sicht: Trends und Grenzen

››

Dr. Marina Sokcic-Kostic, Principal Engineer,

Safety Engineering & Assessment, Radiation

Monitoring Systems, NUKEM Technologies

Engineering Services GmbH, Germany

Freigabe in Baden-Württemberg –

Erfahrungen beim Rückbau aus der

Sicht des Gutachters

››

Dr. Thomas Wilhelm, Radiation Protection and

Filter Technology, TÜV SÜD Energietechnik GmbH

Baden-Württemberg, Germany

Strahlenschutztechnik:

Entwicklungen in der Dosimetrie und

Fortschritte in der Messtechnik

››

Dr. Rüdiger Collatz, Business Unit Manager

Radiation Protection, Berthold Technologies

GmbH & Co.KG, Germany

Strahlenschutz bei der ABC-Abwehr

››

Dr. Friedrich Groß-Alltag, Regierungsdirektor,

Leiter Dezernat Physik, Schule ABC-Abwehr und

Gesetzliche Schutzaufgaben, Bereich Wissenschaften

Operation and Safety:

Learning from the Past for the Future

››

Coordinators:

Dr. Tatiana Salnikova, Framatome GmbH,

Germany

Dr. Ludger Mohrbach,

VGB PowerTech e. V., Germany

»»

Workshop

Young Scientists‘ Workshop

Tuesday, 7 th May 2019

Wednesday, 8 th May 2019

››

Coordinator:

Prof. Dr.-Ing. Jörg Starflinger,

University of Stuttgart, Germany

Stations of Nuclear Energy Campus

1. Nuclear Power Plants & Decommissioning

2. Electricity Market – Composition

of the Electricity Price

3. Packaging, Casks & Conditioning of Waste

4. Beyond Generation of Electricity –

Nuclear Medicine Applications

5. Final Disposal of Radioactive Waste

6. Nuclear Fusion

Detailed session programme

to be announced.

AMNT 2019

Preliminary Programme


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

»»

Technical Session

Wednesday, May 8 th 2019

Operation and Safety

of Nuclear Installations

››

Chair:

Dr. Thorsten Hollands, Geselllschaft

für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH

››

Keynote Coordinator:

Dr. Erwin Fischer, PreussenElektra, Germany

Keynote

Operational Experience Exchange

– Relevant Source for Safety

Improvements

››

Ulrich Sander, Head of Event Analysis and Nuclear

Safety Commissioner, EnBW Kernkraft GmbH,

Germany

Keynote

From Operations to Decommis sioning

– Well Prepared Saves Time and

Money

››

Thomas Hanisch, Head of Nuclear Safety and

Security

››

Andreas Dinter, Head of CoC Decommissioning

and Disposal, PreussenElektra GmbH, Germany

Keynote

Operational Excellence –

from Mission to Reality

››

Norbert Goschler, Head of Operational Excellence,

Nuclear Power Plant Isar, Germany

Warum die Energiewende-Ziele

revidiert werden sollten?

››

Prof. Dr. Helmut Alt, FH Aachen, Germany

Vapor Compression within Coolant

Treatment System

››

Christine Bürger, Framatome GmbH, Germany

Analysis of the Impact of Severe

Accident Management Measures on

the Core Coolability during a Station

Black Out Transient in a Generic

KONVOI Type Reactor

››

Florian Gremme, Ruhr University Bochum,

Germany

Analysis of the Melt Behaviour in the

Lower Plenum with Simulations of

LIVE-L10 and -L11 Experiments Using

the Severe Accident Analysis Code

AC² – ATHLET-CD

››

Florian Krist, Ruhr University Bochum, Germany

Evolution of Reactor Core Design

››

Dr. Elina Oberlander, TÜV NORD EnSys GmbH &

Co. KG, Germany

PROtect: The Leading EATF Program

of Framatome

››

Dr. E. W. Schweitzer, Framatome GmbH, Germany

PAS and PLEPS Studies Applied for

Evaluation of Neutron and Hydrogen

Ions Treated German Reactor

Pressure Vessel Steels.

››

Prof. Vladimir Slugen, Slovak University

of Technology, Slovakia

International Standards as Precondition

for Prevention of Cyber

Attacks on Nuclear Power Plants

››

Asmaa Tellabi, Framatome GmbH, Germany

Evolution Angra 3 – a State-of-the Art

Transformation from Analog to Digital

I&C with Hybrid Operating Control

Methodologies

››

Dr. Andreas Teufel, Framatome GmbH, Germany

Fortschrittliche Brennstoffkonzepte

››

Dr. Nico Vollmer, Framatome GmbH, Germany

Decommissioning Experience &

Waste Management Solutions

»»

Focus Sessions

Tuesday, May 7 th 2019

Wednesday, May 8 th 2019

Post-operation and Decommissioning

››

Coordinators:

Dr. Erich Gerhards, PreussenElektra GmbH,

Germany

Dr. Ralf Versemann, RWE Nuclear GmbH,

Germany

Rückbau der EnBW-Kernkraftwerke:

Mit klarer Strategie, konsequenter

Umsetzung und dialogorientierter

Kommunikation zum Erfolg

››

Jörg Michels, Geschäftsführer, EnBW Kernkraft

GmbH, Germany

Stand und Perspektiven des

Rückbaus im EWN‐Konzern

››

Henry Cordes, Vorsitzender der Geschäftsführung,

EWN Entsorgungswerk für Nuklearanlagen

GmbH, Germany

Flottenansatz der PEL im Rückbau

››

Stephan Krüger, Bereichsleiter Rückbau,

PreussenElektra GmbH, Germany

Erreichen der Brennstofffreiheit und

Abschluss der Primärkreisdekontaminationen

– zwei wichtige Meilensteine

im Bibliser Abbauprojekt

››

Horst Kemmeter, Leiter KKW Biblis, RWE Power

AG, Germany

Erste Ergebnisse von Nachbestrahlungsuntersuchungen

an

Sonderbrennstäben

››

Ingo Neuhaus, Technischer Geschäftsführer,

Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH, Germany

Stilllegung Kernkraftwerk Mühleberg

– Pionierrolle der BKW in der Schweiz

››

Stefan Klute, Gesamtprojektleiter Stilllegung

KKM. BKW, Switzerland

››

Dr. Philipp Hänggi,

››

Dr. Patrick Miazza,

››

Joachim Dux

Challenges of Safe Interim Storage

Pending Readiness of the HLW

Repository

››

Coordinator:

Dr. Wilhelm Hund, Head of R&D/ Knowledge

Management, Bundesgesellschaft für

Endlagerung mbH (BGE), Germany

Welcome and Keynote

››

Dr. Wilhelm Hund, Head of R&D/ Knowledge

Management, Bundesgesellschaft für

Endlagerung mbH (BGE), Germany

Interim Storage of Radioactive Waste

in Germany

››

Dr. Michael Hoffmann, Head of Department

Interim Storage, BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung

mbH, Germany

Ageing Management for HLW

››

Dr. Heinz-Walter Drotleff, Nuclear Waste

Management Commission (ESK), Germany

Updating Safety Requirements

››

Dr. Lukas Schulte, Federal Ministry for the

Environment, Nature Conservation and Nuclear

Safety (BMU), Germany

Status of the Site Selection Process

for the HLW Repository: Geological

Data and Methodology to Implement

Criteria and Requirements

››

Steffen Kanitz, Managing Director, Bundesgesellschaft

für Endlagerung mbH (BGE), Germany

Vehicles of Public Participation.

Finding Solutions in the Realm

Between Acceptance and Consensus

››

Prof. Dr. Miranda Schreurs, Chair of the National

Citizens’ Oversight Committee, Germany

Discussion

»»

Technical Sessions

Wednesday, May 8 th 2019

Decommissioning of Nuclear

Installations

››

Chair:

Dr. Martin Brandauer, Karlsruhe Institute

of Technology (KIT), Germany

››

Keynote Coordinator:

Thomas Seipolt, NUKEM Technologies

Engineering Services GmbH, Germany

Keynote

Japanese Status on Decommissioning

››

Prof. Satoshi Yanagihara, Professor for Nuclear

Decommissioning, University of Fukui, Japan

Keynote

Overview on Decommissioning and

Related R&D

››

Christine Georges, Head of Prospective and

International Development, French Alternative

Energies and Atomic Energy Commission (CEA),

France

Herausforderungen beim Transport

von Großkomponenten

› › Helmut Alborn, August Alborn GmbH & Co. KG,

Germany

45

AMNT 2019

AMNT 2019

Preliminary Programme


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

46

AMNT 2019

Contracting Innovation in Nuclear

Decommissioning

››

Graham Alty, Pinsent Masons LLP, United

Kingdom

Removal of Non-Radioactive Residues

from Supervision

››

Dr. Bernhard Bugenhagen, TÜV NORD

EnSys GmbH & Co. KG, Germany

Investigation of Process Emissions

during Thermal Cutting of Clad Metals

from the Nuclear Sector

››

Klaus Büttner, NUKEM Technologies Engineering

Services GmbH, Germany

Einsatz der eignungsgeprüften

Rohrkupplung STRAUB MGK3

mit Endkappe beim Rückbau von

Rohrleitungssystemen in deutschen

Kernkraftwerken

››

Arno Hentschel, PreussenElektra GmbH, Germany

Vorstellung eines Separations systems

zur Behandlung von Sekundär abfällen

der Wasser-Abrasiv-Suspensions-

Schneidtechnik

››

Carla-Olivia Krauß, Karlsruhe Institute of

Technology (KIT), Germany

QUIVERS FOR NON STANDARD FUEL

RODS – First Dispatch Campaign

Completed

››

Bernhard Kühne, GNS Gesellschaft für

Nuklear-Service mbH, Germany

Arc Saw Segmentation of Nuclear

Components

››

Thomas S. LaGuardia, LaGuardia & Associates,

LLC, USA

Untersuchungen zum Abtrag

asbesthaltiger Spachtelmasse

mittels Feucht-Sandstrahlen

››

Simone Müller, Karlsruhe Institute of Technology

(KIT), Germany, Germany

The Decommissioning and Waste

Management Programme of the

European Commission Joint Research

Centre

››

Dr. Vincenzo Rondinella, European Commission –

Joint Research Center, Germany

Radiological Characterization

of a Large Component as Basis

for its Decommissioning

››

Dr. L. Schlömer, WTI Wissenschaftlich

Technische-Ingenieurberatung GmbH, Germany

Dose Assesment for the Workers

Performing the Dismantling of a

VVR-S Nuclear Research Reactor Block

››

Dr. C. Tuca, Horia Hulubei National Institute

for Physics and Nuclear Engineering, IFIN-HH,

Romania

Radioactive Waste Management,

Storage and Disposal

››

Chair: Dr. Alexander Zulauf, NUKEM Technologies

Engineering Services GmbH, Germany

››

Keynote Coordinator: Dr. Anke Traichel, EWN

Entsorgungswerk für Nuklearanlagen GmbH,

Germany

Keynote

Waste Treatment/Immobilization and

Management at a Glance

››

Prof Michael I. Ojovan, Imperial College London,

Visiting Professor, United Kingdom (Tbc)

Keynote

Optimierte Behälter- und

Verpackungs planung für schwachund

mittelradioaktive Abfälle

››

Dr. Anton Philipp Anthofer, Group Manager

Nuclear Services, VPC GmbH, Germany (Tbc)

Keynote

Experiences from a Decommission

Project Regarding Packaging and

Optimization

››

Karsten Beier, Head of Department Project

Management/Disposal, EWN Entsorgungswerk

für Nuklearanlagen GmbH, Germany (Tbc)

››

Ralf Borchardt, Director Projects, EWN

Entsorgungswerk für Nuklear anlagen GmbH,

Germany (Tbc)

Handling, Transport and First Results

from Post-Irradiation Examination of

Special Fuel Rods

››

Dr. Arno Benen, Vattenfall Europe Nuclear Energy

GmbH, Germany

CASTOR ® geo and the GNS CLU

System – Customized High Capacity

Dry Storage Solutions

››

Dr. Linus Bettermann, GNS Gesellschaft für

Nuklear-Service mbH, Germany

KTA 3604 – A New Guideline for

Inspections on Radioactive Waste

Packages in Storage Facilities

››

Dr. Wolfgang Botsch, TÜV NORD EnSys GmbH &

Co. KG., Germany

Heterogeneous Activity Distributions

– The Crisis in Radiological

Characterization and its Solution

››

Dr. Martin Dürr, AiNT GmbH, Germany

QUANTOM – Non-destructive

Scanning of Waste Packages

for Material Description and

Plausibility Check

››

Dr. Andreas Havenith, AiNT GmbH, Germany

Westinghouse Mobile Cementation

Unit CURE for Liquid Low-level and

Intermediate-level Active Waste

››

Andreas Kalk, Westinghouse Electric Germany

GmbH, Germany

Research at BAM for Evaluating Long

Term Safety of Container Systems

and Components

››

Dr. Anja Kömmling, Bundesanstalt für Materialforschung

und -prüfung (BAM), Germany

Transmutation of Nuclear Waste

Isotopes

››

Dr. Gerhard Langmüller, Germany

Leading German Technologies

for Fuel Service

››

Dr. Céline Lascar, Framatome GmbH, Germany

Application of 3D Thermal Analyses

for Loading and Unloading Procedures

of Spent Fuel Casks to Ensure

Admissible Temperatures in Fuel Rods

››

Dr. Thorsten Neuhaus, TÜV NORD EnSys GmbH &

Co. KG, Germany

Intermediate Storage Evaluation

for Graphite and Aluminum Wastes

Resulted from a VVR-S Type Research

Reactor Decommissioning

››

Dr. Alexandru Octavian Pavelescu, “Horia

Hulubei” National Institute for R&D in Physics and

Nuclear Engineering (IFIN-HH), Romania

Reduction of Radioactive Waste

Volumes by Recovery of Usable

Materials and Refeeding of Nuclear

Materials into the Fuel Cycle

››

Dr. Wolfgang Schmid, Framatome GmbH,

Germany

Material Flow Management during the

Dismantling of Nuclear Power Plants

››

Johannes Schubert, VPC GmbH, Germany

Radiological Characterization

of Waste: From Free Release

Measurements up to the

Measurement of High Active Waste

››

Dr. M. Sokcic-Kostic, NUKEM Technologies

Engineering Services GmbH, Germany

CASTOR ® MTR3: Development of

a Dual Purpose Cask for Research

Reactors

› › Leonard Synder, GNS Gesellschaft für

Nuklear-Service mbH, Germany

40 Years of CASTOR ® – A Success

Story from the First Commissioning

to Final Defueling

››

Michael Köbl, GNS Gesellschaft für Nuklear-

Service mbH, Germany

AMNT 2019

Preliminary Programme


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Inside

47

Nuclear4Climate auf der

UN-Klimakonferenz COP24

Vom 2. bis 14. Dezember 2018 fand im polnischen

­Kattowitz die 24. UN-Klimakonferenz (Conference of the

Parties, COP24) statt. Die diesjährige Konferenz ist die

wichtigste seit der COP21 im Jahr 2015, bei der das

Übereinkommen von Paris verabschiedet wurde.

Die Grassroots-Initiative Nuclear4Climate (N4C) war

während der gesamten Dauer mit zahlreichen jungen

­Mitgliedern aus unterschiedlichen Ländern und einem

eigenen Stand vertreten.

Nuclear4Climate wurde anlässlich der COP21 in Paris

­gegründet und ist ein Zusammenschluss von über 160

internationalen kerntechnischen Organisationen mit dem

Ziel, die Kernenergie ins Gespräch zum Klimaschutz

­einzubringen. Neben der Europäischen Kerntechnischen

Gesellschaft ENS ist unter anderem auch die KTG Mitglied.

Zum Erreichen des Ziels, die Kernenergie als Teil der

Lösung im Kampf gegen den Klimawandel anzuerkennen,

haben N4C-Mitglieder neben der Ausrichtung einer

­eigenen Diskussionsrunde auch an anderen Diskussionen

als Gastredner teilgenommen und weitere zahlreiche

­öffentlichkeitswirksame und sympathische Aktivitäten

unternommen.

An der von Nuclear4Climate organisierten Podiumsdiskussion

unter dem Titel „Ganzheitlicher Energiemix –

der einzige Weg um wirksam Kohlendioxid-Emissionen zu

reduzieren“ nahmen unter anderem Vertreter internationaler

Organisationen wie der International Atomic

Energy Agency (IAEA), Generation Atomic und Energy for

Humanity teil.

Während N4C in seiner Argumentation eher auf

den Aspekt der CO 2 -Freiheit der Stromerzeugung aus

Kernenergie hinweist, geht Kirsty Gogan (Energy for

Humanity) auch auf den Aspekt der Wohlstandssicherung

und Verbesserung der Lebensumstände in Schwellen- und

„Dritte Welt“-Ländern ein, der die gesamte Menschheit zur

Nutzung der Kernkraft geradezu verpflichte.

Ihrer Ansicht nach sei es unverantwortlich Schwellenländern

den Zugang zu sauberer, bezahlbarer und

CO 2 -freier Energie vorzuenthalten, was bei den Kernkraftgegnern,

insbesondere den „klassischen“ Umweltschutzverbänden,

jedoch ein enormes Umdenken erfordere.

Dass solches Umdenken nicht unmöglich sei, zeigte der

Moderator des Podiums, Tuomo Huttunen, aus Finnland

auf: Die finnische Partei Grüner Bund befürworte dort die

Nutzung der sauberen Kernenergie und könne ein Vorbild

für eine hoffentlich weltweite Entwicklung sein.

Als Gastredner fungierten Helge Gottschling (KTG) bei

einer Podiumsdiskussion der UN zum Thema „Saubere

und bezahlbare Energie für eine nachhaltige Urbanisierung

und Entwicklung“ und Emilia Janisz (ENS) bei

einem Side Event des DOE (U.S. Department of Energy)

zum Thema „Innovation in der Kerntechnik: Zukunft

umweltfreundlicher Energien“.

Dies ist ein enormer Fortschritt und eine positive

­Entwicklung seit der ersten Teilnahme von Befürwortern

der Kernkraft bei COP21 in Paris 2015. Damals bot sich

keine Möglichkeit, eine eigene Veranstaltung durchzuführen

und zudem wurde der Infostand von N4C von

Kernkraftgegnern beschädigt.

Demgegenüber konnte dieses Jahr in Kattowitz die

Wahrnehmung der Rolle der Kernkraft auch auf

emotionaler Ebene erheblich verbessert werden. So haben

die jungen Teilnehmer von N4C mehrmals zehnminütige

bis halbstündige spontane Vorstellungen mit Kurzvorträgen

und Singen eigens gedichteter fröhlicher Pro-­

Kernkraft-Lieder dargeboten – dies wurde von den

­allermeisten Delegierten mit Applaus bedacht. Lieder wie

„We can’t help falling in love with U“ (das U steht für das

chemische Symbol Uran und bedeutet auch „u“ = „you“)

oder „Power for the People“ basieren auf bekannten

Melodien.

Mit ihren über zwei Meter großen Eisbärkostümen

­nahmen die Kernkraft-Befürworter auch am „March for

Climate“ durch Kattowitz teil. Die weithin sichtbaren

­Bären ­brachten auch zahlreiche Erwähnungen der

N4C-­Botschaft in der internationalen Presse ein. Leider

wurden die N4C-Mitglieder mit ihren Bären während des

Marschs vom Veranstalter aus den Reihen der Klimaschützer

verwiesen.

Dieser offene Ausschluss eines Protagonisten des

Klima­schutzes wurde von den Passanten und der Presse

sehr wohl wahrgenommen und zahlreich aufgegriffen –

nicht nur in den polnischen Medien, sondern auch international.

Aus Protest gegen die Voreingenommenheit des

Veranstalters verließen neben den N4C-Aktivisten auch

einige Passanten den Marsch. Während des weiteren

KTG INSIDE

KTG Inside


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

48

KTG INSIDE

­Verlaufs baten dann polnische Medien die jungen Kerntechnikbegeisterten

von N4C zu einem Interview.

An einem eigenen Stand haben die N4C-Teilnehmer mit

vorbeikommenden Delegierten über den Nutzen der Kernenergie

diskutiert. Teils waren auch Kernkraftgegner zum

Gedanken- und Meinungsaustausch erschienen. Etliche

der Vorbeikommenden haben sich für ein Photo mit einer

der vielen Botschaften entschieden, die N4C seit einigen

Jahren nutzt und die auf zahlreichen Photos zu sehen sind.

Dabei ließ sich feststellen, dass Delegierte aus sogenannten

„westlichen“ Ländern stark an Themen wie

„ radioaktiver Abfall“ und „kerntechnische Sicherheit“

­interessiert sind. Die übrigen Vertreter interessierten sich

eher für Fragestellungen der Zugänglichkeit zur Nutzung

von Kernenergie auch in Schwellenländern – insbesondere

mit Blick auf den hohen Kapitalbedarf und die finanziellen

Risiken, die mit dem Neubau großer Kraftwerke verbunden

sind. Ferner interessierte die Vertreter der

Schwellen­länder auch der Zugang zur Technologie, um in

ihren Ländern eigenes Wissen und Grundlagen für die

Nutzung der Kerntechnik aufzubauen.

Aus Sicht der Kernenergiebefürworter sind SMR (Small

Medium Reactor – auch: Small Modular Reactor), also

­Anlagen mit Leistungen zwischen 50 und 300 MW (small)

und bis zu 700 MW (medium) eine sehr gute Lösung für

viele Fragestellungen in Schwellenländern. Sowohl was

die Stromerzeugung, als auch die Nutzung zur Wärmeauskopplung

und Verknüpfung mit anderen industriellen

Prozessen betrifft, wie auch bezüglich des Aspekts der

­Integrierbarkeit in urbane Umgebungen. Die weltweiten

Anstrengungen zur Entwicklung von SMR werden nicht

nur staatlicherseits vorangetrieben, sondern auch von

zahlreichen privaten Initiativen und Investoren, unter

denen der bekannteste wohl Bill Gates ist.

Während der gesamten COP24 wurden zudem zahlreiche

Unterschriften für eine Petition gesammelt, um den

Ausrichter der UN-Klimakonferenz aufzufordern, Vertretern

der Kernenergiebranche zukünftig einen „Platz am

Tisch“ einzuräumen. Denn im Gremium der COP-­

Veranstalter ist Kernenergie als Baustein zur Bekämpfung

des Klimawandels – trotz ihres unleugbaren Nutzens – bis

­heute noch nicht repräsentiert.

Helge Gottschling

Kerntechnische Gesellschaft e. V. (KTG)

Herzlichen Glückwunsch!

Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag

und wünscht ihnen weiterhin alles Gute!

Wenn Sie künftig eine

Erwähnung Ihres

Geburtstages in der

atw wünschen, teilen

Sie dies bitte der KTG­

Geschäftsstelle mit.

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

Februar 2019

90 Jahre | 1929

20. Dr. Helmut Hübel, Bensberg

85 Jahre | 1934

9. Dr. Horst Keese, Rodenbach

12. Dipl.-Ing. Horst Krause, Radebeul

83 Jahre | 1936

6. Dr. Ashu-Tosh Bhattacharyya,

Erkelenz

17. Dr. Helfrid Lahr, Wedemark

82 Jahre | 1937

6. Dipl.-Ing. Heinrich Moers,

Florida/USA

11. Dr. Günter Keil, Sankt Augustin

18. Dipl.-Ing. Hans Wölfel, Heidelberg

80 Jahre | 1939

3. Dr. Roland Bieselt, Kürten

22. Dr. Manfred Schwarz, Dresden

79 Jahre | 1940

9. Dr. Gerhard Preusche,

Herzogenaurach

13. Dr. Hans-Ulrich Fabian, Gehrden

76 Jahre | 1943

5. Dr. Joachim Banck, Heusenstamm

20. Ing. Leonhard Irion, Rückersdorf

28. Dr. Klaus Tägder, Sankt Augustin

70 Jahre | 1949

10. Ulrich Braun, Essen

29. Dr. Anton von Gunten,

Oberdiessbach/CH

65 Jahre | 1953

3. Dr. Reinhard Knappik, Dresden

60 Jahre | 1958

3. Dipl.-Ing. Siegfried Wegerer,

Tiefenbach

55 Jahre |1964

5. Dipl.-Ing. Lutz Föllner, Altdorf

40 Jahre |1979

12. Stephanie Gottstein, München

KTG Inside


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

World Report

Nuclear Power 2017

Editorial office

At the end of the year 2017, there were 449 nuclear power plant units in 31 countries in operation* worldwide. This

means that the number of units dropped by 1 unit to the key date of the previous year (31 December 2016: 450, -1 unit,

-0.25 %) (compare Figure 1) due to the commissioning of 4 new plants, and the final decommissioning of 5 plants. One

power plant unit which have been in long-term shutdown was declared permanently shutdown in 2013. In the ­following

are the values given on 31 December 2017 and change compared to the previous year as a percentage in brackets. There

were 55 (58, -5.0 %) nuclear power plant units under construction in 16 (15) countries, in other words, 1 less than on

the previous year‘s key date. The available total gross capacity 1)

of the nuclear plants operating amounted to

420,383 MWe (419,793 MWe, +0.15 %) and the total net capacity to 397,009 MWe (396,423 MWe, +0.15 %). This

equates to an increase of 510 MWe gross and 586 MWe net. The additional capacity results mainly from newly defined

nominal capacities of operating plants (compare Table 1 and Figures 1 to 3). As of the year 2016 the base for all

­capacities, in particular for the U.S. nuclear power plant units, are the nameplate data. Due to cooling water conditions

(higher or lower cooling water temperatures with respect to design capacity) actual gross and net capacities may vary

by plus or minus 3 % of the nameplate (design) capacity. In some countries the lower capacity value is used for capacity

data due to its relevance for system services.

In the year 2017, the nuclear power plant units Fuqing 4

(PWR, type: Chinese Power Reactor CPR-1000, 1,089 MWe

gross and 1,000 MWe net capacity), Tianwan 3 (PWR,

type: Russian VVER V-428M, 1,126 MWe gross and

1,060 MWe net capacity) in China, and Chasnupp 4 (PWR,

type: PWR, 340 MWe gross and 313 MWe net capacity) in

Pakistan reached first criticality, were connected to the

grid for the first time and put into commercial operation.

In Russia the power plant unit Rostov 4 (VVER-PWR, 1,070

MWe gross, 1,011 MWe net) also reached first criticality

and was connected to the grid for the first time. The

commissioning program followed. Commercial takeover

by the operator is planned for all units in the first half of

2018. Likewise in China the power plant units Yangjiang 4

(PWR, type: Chinese Power Reactor CPR-1000, 1,089 MWe

gross and 1,000 MWe net capacity) was connected to the

grid for the first time and put into commercial operation;

date of first criticality was 30 December 2016.

In 2017 two additional nuclear power plant unit

resumed operations after long-term shutdown. In Japan

the units Takahama 3 and Takahama 4 (both units

870 MWe gross and 830 MWe net capacity respectively)

were restarted after about 5 years of lay-up operations

respectively after the Tohoku earthquake and tsunami in

2011. In 2017 in total five NPPs have been restarted since

2011, when all 51 nuclear power plants in operation in

Japan have been shupt down for lay-up-operation and

safety checks. E.g. in Canada in total 6 units were restarted

after more than 10 years of lay-up operations respectively.

In the course of the liberalisation of the Canadian

­electricity market in the mid-1990s, the operator at the

time Ontario Hydro ascertained insufficient competitive

capacity in the market environment for 4 units at the site

Bruce with around 3,100 MW as well as for 4 others at the

site Pickering with approximately 1,850 MW. That is the

reason why the 8 CANDU units Bruce A1 to Bruce A4 and

Pickering 1 to Pickering 4 were disconnected from the

grid and removed from commercial operations between

1995 and 1997. Pickering 1 and Pickering 4 were re-­

commissioned in 2003 and 2005 by the new operator

Ontario Power Generation due to changes in the market

| | Fig. 1.

World map nuclear power plants in operation and under construction at the end of 2017.

* The atw lists nuclear

power plants as

“ operating” as the

time when first

criticality was

attained as a

“nuclear” criterion.

Other sources refer

to the 1 st power

generation or the

start of commercial

operation. Nuclear

power plants are no

longer listed as

“ operating” when a

long-term

cessation, i.e. over

several years, has

been decided.

Should the operator

possess a valid

framework

operating approval

or no application for

the definitive

cessation of the

operating plant has

been submitted,

then the operating

status is listed as

“ lay-up”. (cf. Spain

and Japan).

49

WORLD REPORT

| | Fig. 2.

Development of the number of nuclear power plants in operations

from 1956 to 2017.

| | Fig. 3.

Development of the gross nuclear power plant capacity in operation

from 1956 to 2017.

1) The data for gross

and net capacities

have been revised

with reference to

“nameplate” data

as from 2017

(in particular data

for U.S: nuclear

power plant units,

source: U.S. EIA)

World Report

Nuclear Power 2017


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

50

WORLD REPORT

Country In operation

Capacity

Under construction

Capacity

Net nuclear

electricity

Number gross net Number gross net

production

Nuclear

share

total

[MWe] [MWe] [MWe] [MWe] [TWh] [%]

Argentina 3 1,750 1,627 1 29 25 6.20 4.50

Armenia 1 408 376 0 0 0 2.40 32.50

Bangladesh 1) - 0 0 1 1,200 1,080 - -

Belarus - 0 0 2 2,388 2,218 - -

Belgium 7 6,220 5,937 0 0 0 40.00 49.90

Brazil 2 1,990 1,884 1 1,300 1,245 15.70 2.70

Bulgaria 2 2,000 1,906 0 0 0 15.50 34.30

Canada 19 14,385 13,517 0 0 0 96.00 14.60

China 2) 39 36,586 34,124 18 20,251 18,890 247.50 3.90

Czech Republic 6 4,133 3,925 0 0 0 26.80 33.10

Finland 4 2,860 2,752 1 1,600 1,600 21.60 33.20

France 58 65,880 63,130 1 1,600 1,600 379.10 71.60

Germany 3) 7 10,013 9,515 0 0 0 72.20 11.60

Hungary 4 2,000 1,889 0 0 0 15.20 50.00

India 22 6,780 6,219 6 4,300 3,927 34.90 3.20

Iran, Islamic Republic of 1 1,000 915 0 0 0 6.40 2.20

Japan 4) 42 41,682 40,004 2 2,760 2,760 29.10 3.60

Korea, Republic of 5) 24 23,495 22,474 4 5,655 5,350 141.10 27.10

Mexico 2 1,640 1,560 0 0 0 10.60 6.00

Netherlands, The 1 515 482 0 0 0 3.30 2.90

Pakistan 6) 5 1,467 1,355 2 2,200 2,028 7.90 6.20

Romania 2 1,412 1,305 0 0 0 10.60 17.70

Russia 36 29,089 27,217 6 4,790 4,435 187.50 17.80

Slovak Republic 4 1,950 1,816 2 942 942 14.00 54.00

Slovenia 1 727 696 0 0 0 6.00 39.10

South Africa 2 1,940 1,860 0 0 0 15.10 6.70

Spain 7) 7 7,398 7,121 0 0 0 55.60 21.20

Sweden 8) 8 8,706 8,350 0 0 0 63.10 39.60

Switzerland 5 3,485 3,333 0 0 0 19.50 33.40

Taiwan, China 6 5,213 5,028 2 2,712 2,712 21.60 9.30

Ukraine 15 13,818 13,090 0 0 0 81.00 55.00

United Arab Emirates - 0 0 4 5,600 5,600 - -

United Kingdom 15 10,366 9,361 0 0 0 63.90 19.30

United States of America 9) 99 111,475 104,241 2 2,500 2,230 805.00 20.00

Total 449 420,383 397,009 55 59,827 56,642 2,519.00 11.60

1) Bangladesh: 1 unit,

construction start

2) China: 3 units, start

of operation

3) Germany: 1 unit

permanently

shut-down

4) Japan: 2 units

restart; 1 unit

permanently

shut-down

5) Korea, Republic of:

1 unit, start of

operation; 1 unit

permanently

shut-down

6) Pakistan: 1 unit,

start of operation

7) Spain: 1 unit

permanently

shut-down

8) Sweden: 1 unit

permanently

shut-down

9) United States of

America: 2 units,

project finally

suspended

| | Tab. 1.

Nuclear power plant units worldwide in operation and under construction (set date: 31 December 2017), nuclear electricity production and

share of nuclear power of total electricity production in 2017 [Source: plant operators, IAEO, atw].

and after a retrofitting program. Bruce 3 and Bruce 4 were

re-commissioned at the end of 2003/beginning of 2004.

With the re-commissioning of both units Bruce A-1 and

Bruce A-2 in 2012, the operator of the site BrucePower has

completed his investment program successfully. The site is

intended to secure the power supply in the region in the

long-term during the coming decades. With a gross

­capacity of approximately von 6,740 MWe Bruce is also the

nuclear power site with highest output worldwide.

Worldwide 5 nuclear power units were definitively

taken out of commission in 2017. In Germany, the BWR

unit Gundremmingen B (1,344 MWe gross, 1,244 MWe net

capacity, first criticality 1984) definitively terminated

­operation. The unit Kori 1 (PWR, 542 MWe gross and

515 MWe net) in the Republic of Korea has been

permanently shutdown by the operator Korea Hydro and

Nuclear Corp. The prototype natrium cooled breeder

­ractor Monju (FBR, 280 MWe gross and 246 MWe net) ­has

been shut down in Japan by the operator Japan Atomic

Energy Agency. The further development of the fast

breeder technology was postponed. In Spain the nuclear

power plant operator Nuclenor decided to permanently

shut-down the unit Santa Maria de Garoña (SWR,

466 MWe gross and 446 MWe net capacity). The plant

was in long-term shutdown operation since July 2013.

Uncertainties regarding the further operational approval,

granted in Spain for limited periods and a potential

­unprofitable operation of the plant due to new electricity

taxes introduced by the Spanish government at the

­beginning of 2013 were the reasons for this step. The

nuclear power plant started nuclear operations in

­November 1970 and was the oldest operating reactor in

Spain. In contrast to the usual legal practice, the former

socialist government had only extended the operational

permit for 4 years in July 2009. The responsible Spanish

supervisory and approving authority Consejo de Seguridad

Nuclear (CSN) had recommended a 10-year extension of

the operating approval with requirements for retrofitting.

After the new elections in Spain in 2012, the conservative

government announced an extension of the operating

World Report

Nuclear Power 2017


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

approval of 5 years. Nuclenor decided to – temporary –

­terminate operations already in 2012 also in the light of

the unfavourable tax climate, in order to avoid the tax

­burdens and so possibly unprofitable operations, due to

the tax that would take effect as of the beginning of 2013.

The Swedish operator OKG Aktiebolag decided to finally

shut-down the power plant unit Oskarshamn 1 (PWR,

492 MWe gross and 440 MWe net).

There were 55 (58, -5 %) plants with 59,827 MWe gross

and 56,642 MWe net capacity under construction worldwide

at the end of the last year 2017. That means that in

comparison to the figure of the previous year, there were

3 nuclear power units less under construction worldwide,

since 3 projects have been newly started and 4 plants have

attained first criticality. Two projects were suspended in

2017. Due to the delay in construction. South Carolina

Public Service Authority (minority partner of the project,

40 %) decided to stop the new build project Virgil C.

­Summer 2 and 3. Construction of two advanced ­pressurized

water reactors (APR 1000, 1080 MW) by Westinghouse

started in 2013. In March 2017, Westinghouse Electric

Company filed for Chapter 11 bankruptcy because of

$9 billion of losses from its two U.S. nuclear construction

projects. SCANA (share in project: 60 %) considered its

options for the project, and ultimately decided to abandon

the project in July 2017 after the decision of its minority

partner.

Work started for the first unit Rooppur 1 (PWR VVER

V-491, 1,194 MWe gross and 1,109 MWe net capacity) in

Bangladesh by the supplier Atomstroyexport last year.

In India construction started of the Kudankulam 3 unit

(PWR VVER V-428M, 1,000 MWe gross and 917 MWe

net capacity) by the supplier Atomstroyexport. In the

­Republic of Korea construction of the Shin-Kori 5 unit

(PWR ACPR-1000, 1,087 MWe gross and 1,000 MWe net

capacity) started.

Active construction projects (numbers in brackets)

­listed are: Argentina (1), Bangladesh (1), Belarus (2),

­Brazil (1), China (18), Finland (1), France (1), India (7),

Japan (2), Republic of Korea (4), Pakistan (2), Russia (6),

Slovak Republic (2), Taiwan (2), the USA (2) and the

United Arab Emirates (4).

Worldwide there were about 200 projects (175, +25 %)

in the concrete planning or application phase at the turn

of the year 2017/2018. In addition, there are a further

­approx. 100 (100, 0 %) declarations of intent by companies

or government offices in other countries. Looking at the

structural impact of the incidents in Japan and Fukushima

on 11 March 2011, it can be ascertained that, in the

meantime, they do not have an effect on the number of

new construction project and plans worldwide, with the

exception of political reactions in Germany, Italy and

­Switzerland.

The development of the number of the commercially

operated nuclear power plants worldwide, in addition to

the available gross nuclear power plant capacity is depicted

in Figure 2 and Figure 3 for the years 1956 to 2017 (1956:

year of commissioning the first commercial nuclear power

plant, Calder Hall 1, in Great Britain. The first nuclear-­

generated electricity occurred on 20 December 1951 in the

US-American Experimental Breeder Reactor EBR-1.) Also

worth noting is the continued capacity increase (Figure 3)

in the 1980s, as the nuclear power plants, ordered due the

impact of the first oil crisis at the beginning and end of the

1970s, started operations with high capacities per plant

averaging 1,000 MWe. Worldwide and in Germany, the

commissioning of the nuclear power unit Biblis A in 1974

| | Fig. 4.

Development of the nuclear electricity production and plant availability

from 1956 to 2017.

with 1,225 MWe gross represented an important milestone

in the development of high-capacity plants, which were

from the beginning designed also technically for a longer

operating period of several decades – previously, the pilot

plants were also built with the focus on technical feasibility

and practicability. Since about 1993, a developmental

stagnation can be observed with the number of nuclear

power plants and capacity and this is due, on the one hand

to the decommissioning of older, prototypical and no

longer profitable plants in the USA, Europe and the GUS

states and, on the other, the compensatory expansion of

capacities in the Asian region and capacity increases of operating

plants. Since the mid 1990s, remarkable increases

in capacity have been achieved. With further optimised

turbines alone, an increase in capacity of around 5 % can

be gained without increasing the reactor capacity. If a

construction measure also makes increasing the thermal

reactor capacity possible, then the generating capacity in

countries such as Mexico, Sweden, the Slovak Republic,

the USA and Hungary that are already approved

and realised would increase by around 20 %. Until the

end of this decade, a cumulated capacity increase

totalling 7,500 MW is estimated. This equates to the new

construction of about 4 large nuclear power units. In

the USA alone, capacity increases totalling approx.

10,000 MWe net have been realised or approved, a further

500 MWe currently to be realised until 2020 have been

applied for. In Sweden, the operators estimate a capacity

increase program totalling 1,050 MWe net. In Mexico the

nuclear power plant units Laguna Verde 1 and Laguna

Verde 2 have been upgraded from 700 MWe gross to

840 MWe gross each; this is an capacity increase of about

20 %.

With the 449 operating plants at the end of 2017, there

was only one unit in operation than in the hitherto record

year 2016 with 450 nuclear power plants.

The nuclear power plants worldwide have achieved a

approx. 2 % higher result in 2013 compared to the ­previous

year in the net electricity generation with approx.

2,519 billion (109) kWh (2,477.2 billion kWh, provision

details and calculations, cf. Table 1 and Figure 4). In

­Japan, with the exception of five reactor units, all other

37 plants were not connected to the grid for the whole

year. The previous best result of nuclear electricity

production accounted for 2,658 billion kWh in 2006. Good

operating results were reported from the power plants in

Belgium, China, Finland, Germany, Russia, Switzerland

and the USA.

The overall operational reliability of the plants is

underlined by the average mean availability for work of all

51

WORLD REPORT

World Report

Nuclear Power 2017


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

52

WORLD REPORT

Station name Country Reactor type Capacity

gross

[MWe]

Capacity

net

[MWe]

Operator/

Owner

Supplier

Construction start/

First criticality/

Long-term shutdown

1 st Criticality, 1st Grid connection and Start of commercial operation in 2017 Construction date

Fuqing 4 China PWR/CNP-1000 1,089 1,000 CNNCF CNNC 2012

Tianwan 3 China PWR/VVER V-428M 1,126 1,060 JNPC CNNC 2012

Chasnupp 4 Pakistan CNP-300 340 313 PAEC PAEC 2011

1 st Grid connection and Start of commercial operation in 2017

Yangjiang 4 China CPR-1000 1,086 1,000 YNPC CNNC 2012

1 st Criticality and 1st Grid connection in 2017 Construction date

Rostov 4 Russia VVER V-320 1,070 1,011 JSC CR JCS CR 2010

1 st Criticality in 2017, only Construction date

- - - - - - - -

Restart after long-term shutdown in 2017

Long-term shutdown

Takahama 3 Japan PWR 870 830 KEP West 2011

Takahama 4 Japan PWR 870 830 KEP West 2011

Construction starts (first concrete in 2017)

Construction start

Rooppur 1 Bangladesh PWR/VVER V-491 1,194 1,109 NPPCB JCS CR 2017

Kudankulam 3 India PWR/VVER V-428M 1,000 917 NPCIL JCS CR 2017

Shin-Kori 5 Korea, Rep. PWR/ACPR-1000 1,087 1,000 KHNP KHNP 2017

Permanent shutdowns in 2017

First criticality

Gundremmingen B Germany BWR 1,344 1,244 KRB KWU 1984

Kori 1 Korea, Rep. PWR 542 515 KHNP West 1977

Monju Japan FBR 280 246 JAEA JAEA 1994

Oskarshamn 1 Sweden BWR 492 440 OKG ASEA 1970

St. Maria de Garoña Spain BWR 466 440 Nuclenor GE 1970

Long-term shutdowns in 2017

First criticality

St. Maria de Garoña Spain BWR 466 446 Nuclenor GE 1970

Project finally suspended in 2017

Construction start

Virgil C. Summer 2 USA PWR 1,080 1,000 SCE West 2013

Virgil C. Summer 3 USA PWR 1,080 1,000 SCE West 2013

| | Tab. 2.

Nuclear power plant units commissioned in 2017 (first criticality, first grid connection, and start of commercial operation), restart after long-term shutdown, start of construction,

permanent shutdowns, long-term shutdowns and cancellation of projects (in brackets: original start of construction if project was suspended for a longer period).

ASEA: Asea Atom CNNC: China National Nuclear Corporation CNNCF: China National Nuclear Corporation - Fuqing Nuclear Power Co., LTD JAEA: Japan Atomic Energy Agency

JNPC: Jiangsu Nuclear Power Corporation JCS CR: Joint Stock Company, Concern Rosenergoatom KEP: Kansai Electric Power Co. KHNP: Korea Hydro and Nuclear Power Co.

KRB: Kernkraftwerk Gundremmingen GmbH KWU: Siemens KWU NPCIL: Nuclear Power Corporation Of India, LTD. NPPCB: Nuclear Power Plant Company Bangladesh Limited

Nucleanor: Nuclenor, S.A. OKG: OKG Aktiebolag PAEC: Pakistan Atomic Energy Commission YNPC: Yangjiang Nuclear Power Company SCE: South Carolina Electric & Gas Co.

West: Westinghouse Nuclear

2) The CO 2 reduction

factor is based on

the average worldwide

CO 2 emissions

of fossile-fired

power plants in

countries with NPPS

in operation.

nuclear power plants worldwide (cf. Figure 4). Their

­average had increased since the mid 1990s. The strong

­decrease in availability at the beginning of the 1990s is due

to the large drop in the availability of plants in the East

European states and the GUS states, whose operating data

were included consistently in the statistics for the first

time. The long-term cessation of individual profitable

nuclear power plant, and the quasi whole nuclear power

park of Japan as of 2011, also influence the lower average

availability in the years 2006 to 2009. Since 2011 the

availability is slightly increasing with the commissioning

of nuclear power plants in lay-up operation.

The Top Ten nuclear power plants in power generation

(gross) 2017 are: (1) Shin-Kori-3, Korea, 12.921 TWh;

(2) South Texas-2, USA, 11.994 TWh; (3) Palo Verde-3

11.912 TWh; (4) Civaux-2, 11.893 TWh; (5) Peach

­Bottom-2, 11.877 TWh; (6) Nine Mile Point-2, USA,

11.723 TWh; (7) Susquehanna-1, USA, 11.631 TWh;

(8) Angra-2, Brazil, 11.535 TWh; (8) Isar-2, Germany,

11.523 TWh; (10) Emsland, Germany, 11.323 TWh.

Worldwide around 78,810 billion (10 9 ) kWh net

electricity have cumulatively been produced in nuclear

power plants since electricity was first generated from nuclear

power. The experience in the nuclear power plant

operations amount to approx. 16,900 reactor years.

Regarding climate protection, nuclear power plants

have avoided about 2.40 billion (10 9 ) t carbon dioxide

emisisons 2)

in 2013. The emissions avoided through

nuclear energy correspond to some 6 % of the current

annual emissions worldwide of CO 2 , in the meanwhile

over, approx. 33 billion tons. The emissions avoided each

year through nuclear power are distinctly higher than the

worldwide reduction targets contained in the existing

international protocols and agreements on climate

­protection (Kyoto protocol) for the period 2008 to 2012!

World Report

Nuclear Power 2017


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Top

Ministers adopt declaration at

IAEA conference underscoring

growing importance of nuclear

science and technology

(iaea) Nuclear science and technology

have the potential to help countries

meet a wide variety of socio-economic

and human development needs, states

a declaration adopted today by over

60 Ministers and other high-level

Government representatives during a

major International Atomic Energy

Agency (IAEA) conference.

The document highlights the contribution

peaceful uses of these techniques

can make in energy generation,

industry, food and agriculture, human

health and natural resources management.

Recognizing the important role

of science, technology and innovation

in achieving sustainable development

and protecting the environment, the

declaration underscores “the growing

need and demand for further utilization

of nuclear applications worldwide.”

From sterilizing insects that threaten

humans and crops to destroying

tumours and measuring pollutants in

water, the use of nuclear science and

technology is widespread. This role,

however, is not always recognized:

“There is often a lack of awareness of

the major contribution nuclear science

and technology make to development.

As a result, the full potential of peaceful

nuclear science and technology is

not being realised,” IAEA Director

General Yukiya Amano said during

the opening of the conference. “I

therefore believe it is time to mainstream

the use of peaceful nuclear

technology at the highest level. That

means raising public awareness about

nuclear technology, incorporating it

explicitly into national development

plans, and stressing its importance to

aid agencies and donors.”

The 28-30 November IAEA Ministerial

Conference on Nuclear Science and

Technology: Addressing Current and

Emerging Development Challenges,

brings together over 1 000 participants

from more than 135 IAEA Member

States. High-level delegates, scientists

and other experts are discussing innovations

that could help countries face a

changing climate, growing food insecurity,

rapid industrialization and a

rise in chronic and infectious diseases.

“The discussions in the next days

are about topics that may not first

come to mind when speaking about

the IAEA, but which are undoubtedly

the ones with the most direct impact

in the lives of people,” said Epsy

Campbell Barr, Vice-President and

Minister of Foreign Affairs of Costa

­Rica in her opening statement as cochair

of the conference. “I am pleased

to see in this room people coming

from all corners of the world, committed

to science and knowledge for the

development of their people.”

Techniques discussed at the threeday

conference include, among others,

advances in nuclear and radiation

medicine, industrial applications, ways

to better monitor ocean acidification

and techniques to adapt to and mitigate

the impact of climate change. The

conference is also reviewing means to

boost education and training in nuclear

sciences, with a particular focus on

women.

“Nuclear science and technology are

not only about energy use,” said Kiyoto

Tsuji, Parliamentary Vice-­Minister for

Foreign Affairs of Japan and co-chair of

the conference. “They are also about

the improvement of quality of life in a

wide range of fields,” he said.

| | www.iaea.org

World

Nuclear industry welcomes

European Commission’s

recognition of nuclear in 2050

Energy Plan

(NucNet) The nuclear energy industry

in Europe has welcomed the European

Commission’s 2050 energy plan saying

it is “delighted” that the EU recognises

nuclear as a low-carbon source of

electricity capable of reducing Europe’s

dependence on fossil fuel imports and

ensuring security of supply.

Foratom, the Brussels-based group

which represents nearly 3,000 European

companies working in the industry,

said nuclear can contribute to an

ambitious decarbonisation of the

­European economy. “By taking a step

in the right direction, the commission

| | Nuclear Power in the EU

has demonstrated a real commitment

to reducing CO 2 emissions across

Europe,” the group’s director-general

Yves Desbazeille said.

Foratom said the energy plan,

­published on Wednesday, confirmed

that nuclear will form “the backbone”

of a carbon-free European power

system, together with renewables. With

each member state free to choose its

own energy mix, the commission underlined

that those investing in nuclear

agree that it can contribute to security

of energy supply, competitiveness and

cleaner electricity production.

Foratom noted that the commission’s

energy plan was published a day

after International Energy Agency

­executive director Fatih Birol warned

the EU that current policies are discouraging

investments in new nuclear

power plants and the long-term operation

of existing reactors.

He called on the EU to bear in mind

that nuclear is a low-carbon source of

baseload electricity capable of ensuring

security of supply – important

attributes when dealing with the variability

of renewable energy sources.

Mr Desbazeille said Europe is seeing

a shift in opinion. “Poland has

informally taken the decision to invest

in nuclear to reduce its CO 2 emissions

whilst ensuring it has access to the

electricity it needs,” he said. “France

has decided to delay any decisions on

cutting nuclear capacity due to the

challenges which this would pose.”

“We hope to see, in the near future,

more such decisions and declarations

that will contribute to the overall EU

efforts of decarbonising its 2050

economy with the help of nuclear.”

| | www.foratom.org

Experts tell COP24 nuclear

energy has an important role

to play in tackling climate

change

(wna) A panel of energy experts have

highlighted the important role nuclear

energy has to play in combating

53

NEWS

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Operating Results September 2018

54

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 910 880 720 655 892 5 001 089 259 655 276 100.00 84.64 100.00 83.56 100.11 83.89

OL2 Olkiluoto BWR FI 910 880 720 653 916 5 578 788 249 877 969 100.00 93.89 99.82 93.03 98.72 92.56

KCB Borssele PWR NL 512 484 367 178 950 2 393 164 160 600 083 50.54 72.50 50.39 72.08 48.50 71.46

KKB 1 Beznau 7) PWR CH 380 365 720 270 625 1 741 017 126 487 104 100.00 71.56 100.00 70.92 98.88 69.83

KKB 2 Beznau 7) PWR CH 380 365 720 269 372 2 342 824 133 507 697 100.00 95.19 100.00 95.02 98.39 94.01

KKG Gösgen 7) PWR CH 1060 1010 720 755 426 6 330 589 311 525 176 100.00 92.12 100.00 95.72 10.33 46.91

KKM Mühleberg 1,2) BWR CH 390 373 424 150 120 2 219 860 126 558 005 58.89 90.43 54.54 89.53 53.46 86.89

CNT-I Trillo PWR ES 1066 1003 720 762 208 5 922 773 244 947 197 100.00 85.97 100.00 85.64 98.52 84.27

Dukovany B1 PWR CZ 500 473 720 353 015 2 579 238 111 209 721 100.00 80.13 100.00 79.58 98.06 78.74

Dukovany B2 PWR CZ 500 473 720 350 356 2 516 988 107 139 525 100.00 78.61 100.00 78.02 97.32 76.84

Dukovany B3 PWR CZ 500 473 720 355 721 3 089 745 105 712 172 100.00 96.49 99.87 96.19 98.81 94.33

Dukovany B4 2) PWR CZ 500 473 0 0 2 649 692 105 921 433 0 82.23 0 81.85 0 80.89

Temelin B1 PWR CZ 1080 1030 720 775 410 5 489 125 111 970 419 100.00 78.05 99.74 77.74 99.53 77.49

Temelin B2 PWR CZ 1080 1030 674 714 754 5 413 107 106 903 053 93.61 76.89 92.25 76.71 91.75 76.49

Doel 1 2) PWR BE 454 433 0 0 1 229 715 135 444 462 0 41.22 0 41.20 0 41.33

Doel 2 2) PWR BE 454 433 0 0 1 549 672 133 801 939 0 51.91 0 51.75 0 52.01

Doel 3 PWR BE 1056 1006 720 767 038 1 581 324 252 750 546 100.00 23.54 100.00 22.70 100.48 22.73

Doel 4 2) PWR BE 1084 1033 0 0 5 638 809 260 184 650 0 79.17 0 79.02 0 78.57

Tihange 1 PWR BE 1009 962 720 703 362 6 533 269 297 372 145 100.00 99.74 99.98 99.50 96.84 99.04

Tihange 2 2) PWR BE 1055 1008 0 0 5 702 393 254 651 930 0 83.35 0 82.46 0 82.96

Tihange 3 2) PWR BE 1089 1038 0 0 2 332 443 271 227 273 0 32.63 0 32.59 0 32.67

Operating Results September 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

GKN-II Neckar 1,2) DWR 1400 1310 0 0 7 914 800 328 037 934 0 88.94 0 88.63 0 86.45

KBR Brokdorf DWR 1480 1410 720 921 214 7 538 928 347 730 986 100.00 87.43 91.86 82.32 85.87 77.39

KKE Emsland DWR 1406 1335 720 1 006 915 8 424 516 343 747 799 100.00 93.02 99.96 92.88 99.45 91.45

KKI-2 Isar DWR 1485 1410 720 1 036 311 8 886 093 350 484 416 100.00 93.93 100.00 93.64 96.58 91.02

KKP-2 Philippsburg DWR 1468 1402 720 1 019 883 7 912 669 363 080 185 100.00 87.47 100.00 87.28 94.98 80.89

KRB C Gundremmingen SWR 1344 1288 720 955 516 7 405 911 327 985 804 100.00 87.17 100.00 86.65 98.30 83.64

KWG Grohnde DWR 1430 1360 720 979 975 7 956 929 374 584 508 100.00 90.39 100.00 88.79 94.45 84.35

GKN-II Neckarwestheim DWR 1400 1310 743 1 025 800 3 029 450 301 220 014 100.00 100.00 98.48 99.27 98.93 99.46

*)

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

climate change and have called

on negotiators to enable all low

carbon technologies to fulfil their full

potential.

Agneta Rising, Director General,

World Nuclear Association said

“The future decarbonization of the

electricity sector is central to tackling

climate change. We have the solutions,

but we are lacking the decisions.

Those decision makers here at

COP24 have the most immediate

goal to achieve, to ensure the Paris

Agreement rulebook encourage and

enables all low carbon technologies,

including nuclear energy.”Dr Fatih

Birol, Executive ­Director, International

Energy Agency (IEA) told

the COP 24 delegates via video

link that “We need a secure and

sustainable energy supply and I

believe nuclear has an important role

to play.”Cosmin Ghita, CEO, Nuclear

Electrica spoke about ­Romania’s

­success in decarbonizing its generation

mix using nuclear energy –

“­Romania’s energy mix should include

clean sources, which nuclear delivers

on. We don’t see our targets

being achieved without the use

of nuclear power”.Delegates were also

told of Poland’s plans to make greater

use of nuclear energy. “­Poland’s first

power plant will be built by 2033

with five more by 2043. ­Nuclear

power will be the main tool for energy

supply.” said Dr Józef Sobolewski,

on behalf of Polish Minister of Energy

Krzysztof ­Tchórzewski. These comments

were made at an event on the

new Clean Energy Ministerial (CEM)

NICE ­Future initiative, which looks

at how nuclear and renewables

can be combined to enable both forms

of technologies.Dr. Jill Engel-­Cox,

NICE Future ­Operating Agent,

­Program ­Director, U.S. National

­Renewable ­Energy ­Laboratory said

that “ Together, nuclear and renewable

energy could reduce emissions

of carbon and help meet this

century’s global low- emission energy

goals” Sarah Lennon, Associate

­Deputy Assistant Secretary, Office

of Nuclear Energy, U.S. Department

of Energy said that “The NICE Future

initiative puts nuclear at the heart

of the discussions about a clean

energy future.”.

| | www.world-nuclear.org

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

World Energy Outlook sees

‘Geographical Shift’ in nuclear

growth

(NucNet) Strong government policies

to electrify the energy sector could see

nuclear capacity increase moderately

until 2040, but with a significant geographical

shift towards China, India

and Russia, the International Energy

­Agency’s World Energy Outlook 2018

said.

The report said China could add

111 GW of capacity by 2040, with

­India adding 32 GW and Russia

­adding 11 GW. China’s current

­capacity is 37 GW, India’s is 7 GW and

Russia’s is 28 GW.

However, there could be a wave of

retirements to 2040 as the industry

faces challenges in the leading

markets of the US, Europe and Japan.

­Retirements of 61 GW could take

installed nuclear capacity in the US to

44 GW. In the EU, retirements of

102 GW could see capacity fall to

22 GW, and in Japan retirements of

33 GW could result in a drop in

capacity to 8 GW.

| | www.iea.org

Reactors

Taiwan votes to reject

government phaseout

of nuclear power

(NucNet) Taiwanese voters on Saturday

decisively rejected the government’s

phaseout of nuclear power,

59% to 41%.

The result was confirmed by the

election commission, which said

5,895,560 people ballots had been

cast in favour of a pro-nuclear

­resolution, meeting the required five

million votes to pass a referendum

ending the phaseout.

According to the commission,

4,014,215 votes were cast against the

resolution.

In the same referendum Taiwanese

voted in favour of maintaining a

ban on food from Fukushima Prefecture,

the scene of the Fukushima

Daiichi nuclear disaster in 2011.

According to the question on the

­ballot, the ban covers “Fukushima

proper and the four surrounding

districts and cities of Ibaraki, Tochigi,

Gunma, and Chiba”.

Voters also approved plans to

­reduce energy from coal by 1% a year

and to stop the construction and

expansion of coal plants, including

one that is already under construction

at Shen Ao in northern Taiwan.

The pro-nuclear resolution was put

forward by pro-nuclear activists and

asked voters if they agreed to repeal

Article 95 paragraph 1 of The

Electricity Act: ‘The nuclear-energybased

power-generating facilities

shall wholly stop running by 2025’?

“We will immediately ask the

government to start-up non-operating

reactors and extend the lives of the

others,” said Shih-Hsiu Huang, a ‘Go

Green With Nuclear’ referendum

organiser.

The referendum was initially

turned down by the government-run

election commission, which said

­organisers lacked the 281,745 valid

signatures needed.

The pro-nuclear campaigners went

to court, which ruled in October that

the commission must count a second

batch of 23,251 signatures. After the

commission did so, it qualified the

initiative for the ballot.

Proposers of the referendum

argued that nuclear energy is a safe,

clean source of electricity that can

allow time for the development of

other sources of green energy without

damaging the environment or

contributing to global warming.

Taiwan has four commercially

operational nuclear power reactors at

two sites – Kuosheng and Maanshan.

According to data by the International

Atomic Energy Agency, nuclear power

provided about 9 % of Taiwan’s

­electricity output in 2017.

Chinshan, Taiwan’s third nuclear

power station, has two units which

were permanently shut down earlier

this month, according to the IAEA.

Construction of a fourth nuclear

power station at Lungmen was

­suspended following the March 2011

Fukushima-Daiichi accident in Japan.

Two of four planned units were almost

completed at the time the project was

discontinued.

Performance of Belgian

reactors better than

international average

(NucNet) Belgian nuclear power

plants perform better than the international

average in terms of availability

with ­figures showing they were

online for a combined 78.2% of the

time in 2017, the Brussels-based

­Nuclear Forum said.

For most units, this figure was

above 90%, the forum said. Over the

past 10 years, Belgian nuclear power

plants have been operational 77% of

the time.

The global average in 2017 was

75.2%, the forum said, quoting figures

from the International Atomic Energy

Agency.

With unplanned outages at 6.1%,

Belgium is at the same level as the international

average of 5.9% and better

than some neighbouring countries

like France (8.2%), the UK (11.5%)

and Sweden (8.6%).

Seven Belgian nuclear reactors

produce around half of the country’s

electricity – three at Tihange in Liege

and four at Doel near Antwerp – but

erlier this month six of the seven were

offline for maintenance. This led to

concerns in Belgium about the possibility

of blackouts this winter should

temperatures drop and demand

outstrip the now limited electricity

supply.

Tihange-1 has since been restarted

after work related to a long-term operation

programme, bringing the number

of units remaining offline to five.

The status of Belgium’s seven

reactors is: Tihange-2, Tihange-3 and

Doel-4 offline due to concrete degradation

issues; Doel-1 and Doel-2

­offline due to discovery of leak at

Doel-1; Doel-3 and Tihange-1 online.

| | www.nucleairforum.be

Research

Successful second round of

experiments with Wendelstein

7-X

(ipp) The experiments conducted

from July until November at the Wendelstein

7-X fusion device at the Max

Planck Institute for Plasma Physics

(IPP) in Greifswald have achieved

higher values for the density and the

energy content of the plasma and long

discharge times of up to 100 seconds

– record results for devices of the stellarator

type. Meanwhile, the next

round of the step-by-step upgrading

of Wendelstein 7-X has begun. It

is to equip the device for greater

| | View inside the plasma vessel of the Wendelstein 7-X fusion device

Photo: IPP, Jan Michael Hosan

55

NEWS

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

56

NEWS

Uranium

Prize range: Spot market [USD*/lb(US) U 3O 8]

140.00

120.00

100.00

80.00

60.00

40.00

20.00

0.00

Yearly average prices in real USD, base: US prices (1982 to1984) *

heating power and longer discharges.

Wendelstein 7-X, the world’s

largest fusion device of the stellarator

type, is to investigate the suitability of

this configuration for use in a power

plant.

During the course of the step-bystep

upgrading of Wendelstein 7-X,

the plasma vessel was fitted with inner

cladding since September of last

year. Graphite tiles are now protecting

the vessel walls. In addition, the socalled

“divertor” is used to regulate

the purity and density of the plasma.

In ten broad strips on the wall of the

plasma vessel, the divertor tiles follow

the contour of the plasma edge.

­Specifically, they cover the wall areas

on which the particles from the edge

of the plasma are diverted in a

targeted way. After three months of

experiments with the new equipment,

the next round of upgrades began at

the end of 2017; among other things,

new measuring devices and heating

systems were installed. The experiments

were resumed from July 2018

onwards.

While the divertor had already

demonstrated its good impact in the

past (see PI 4/2018), the plasma

values with help of the extended

plasma heating in combination with

purified vessel walls could now be

­significantly increased. The newly

installed neutral particle heating

injects fast hydrogen atoms into the

plasma, which transfer their energy to

Year

* Actual nominal USD prices, not real prices referring to a base year. Sources: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2018

Separative work: Spot market price range [USD*/kg UTA]

180.00

160.00

140.00

120.00

100.00

80.00

60.00

40.00

20.00

0.00

Jan. 2012

* Actual nominal USD prices, not real prices referring to a base year.

Jan. 2013

Year

Jan. 2014

Jan. 2015

Jan. 2016

) 1

Jan. 2017

Jan. 2018

2015

Jan. 2019

Source: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2018

2018

the plasma particles via collisions. The

result was high plasma densities of up

to 2 x 1020 particles per cubic meter –

values that are sufficient for a future

power station. At the same time,

the ions and electrons of the hydro -

gen plasma reached an impressive

temperature of 20 million degrees

Celsius.

Record stellarator values achieved

Wendelstein 7-X for the energy stored

in the plasma. By strong microwave

heating, the energy content of the

plasma exceeded one megajoule for

the first time, without the vessel wall

becoming too hot. With good plasma

values, long lasting plasmas over

­durations of 100 seconds have been

obtained – also one of the best

stellarator values to date.

These highly satisfying results

attracted a great deal of attention at

this year’s international conferences.

Federal Research minister Anja

­Karliczek also commented on the

results: “Congratulations to the

Wendelstein 7-X team on the new

world record. The approach is the

right one – in this way, important

new findings have been made for the

future use of fusion power stations.

Alongside renewables, fusion energy

could be THE energy source of the

future. The researchers in Greifswald

have taken an important step in this

direction with their work. I wish the

team every success with their future

work.”

Uranium prize range: Spot market [USD*/lb(US) U 3O 8]

140.00

) 1

| | 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.

120.00

100.00

80.00

60.00

40.00

20.00

0.00

Jan. 2012

* Actual nominal USD prices, not real prices referring to a base year. Year

Sources: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2018

Conversion: Spot conversion price range [USD*/kgU]

14.00

12.00

10.00

8.00

6.00

4.00

2.00

0.00

Jan. 2013

* Actual nominal USD prices, not real prices referring to a base year. Year

Source: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2018

| | 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.

) 1

Jan. 2012

Jan. 2013

Jan. 2014

Jan. 2014

Jan. 2015

Jan. 2015

Jan. 2016

Jan. 2016

Jan. 2017

Jan. 2017

Jan. 2018

Jan. 2018

Jan. 2019

Jan. 2019

The final experiments were conducted

in mid-October; in the meantime,

the next round of upgrades on

Wendelstein 7-X has begun. In order

to be able to further increase the

heating energy without overloading

the vessel wall, the current graphite

tiles of the divertor will be replaced

over the next two years by watercooled

elements made of carbon fibre-­

reinforced carbon. With this equipment,

work will be conducted on a

step by step basis with the aim of

achieving plasmas that last for 30

minutes. Then, it will remain to be

seen whether Wendelstein 7-X can

­also fulfil its optimisation goals during

continuous operation – the essential

advantage of stellarators.

| | www.ipp.mpg.de

Company News

Bernard Fontana's statement

– EPR: the first Generation

III+ nuclear reactor enters

commercial operation

(framatome) The Taishan 1 EPR

reactor in China has now entered the

commercial operation phase. Following

the first chain reaction which took

place on June 6, 2018, then successful

connection to the power grid on June

29 and the achievement of 100%

power on October 30, this new milestone

marks the final step of this major

project.

As designer of the EPR, ­Framatome,

now part of the EDF group, is delighted

to witness the commercial

start-up of the Taishan 1 project, a

milestone that rewards the teams'

sustained efforts over recent years.

I especially thank our employees

around the world for their unwavering

commitment through this great

adventure. I also want to state how

proud I am that we can count among

the people of Framatome, professionals

with such proven expertise in

the design and manufacture of reactor

components, I&C and nuclear fuel

systems, as well as in reactor construction,

commissioning, test and

maintenance. For six decades now,

we have been capitalizing on this

experience for the safe and reliable

operation of our customers' nuclear

reactors around the world.

Today, Framatome is involved in

the construction and commissioning

of six EPR reactors worldwide: 2 units

in China at Taishan, 1 unit in Finland

at Olkiluoto, 1 unit in France at

­Flamanville, and 2 units in the United

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

Kingdom at Hinkley Point. The

company will be contributing all its

expertise as NSSS specialist to serve

future new build EPR reactor projects

alongside EDF.

| | www.framatome.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

pp

Uranium: 28.10–42.00

pp

Conversion: 7.25–11.00

pp

Separative work: 86.00–98.00

2015

pp

Uranium: 35.00–39.75

pp

Conversion: 6.25–9.50

pp

Separative work: 58.00–92.00

2016

pp

Uranium: 18.75–35.25

pp

Conversion: 5.50–6.75

pp

Separative work: 47.00–62.00

2017

pp

Uranium: 19.25–26.50

pp

Conversion: 4.50–6.75

pp

Separative work: 39.00–50.00

2018

January 2018

pp

Uranium: 21.75–24.00

pp

Conversion: 6.00–7.00

pp

Separative work: 38.00–42.00

February 2018

pp

Uranium: 21.25–22.50

pp

Conversion: 6.25–7.25

pp

Separative work: 37.00–40.00

March 2018

pp

Uranium: 20.50–22.25

pp

Conversion: 6.50–7.50

pp

Separative work: 36.00–39.00

April 2018

pp

Uranium: 20.00–21.75

pp

Conversion: 7.50–8.50

pp

Separative work: 36.00–39.00

May 2018

pp

Uranium: 21.75–22.80

pp

Conversion: 8.00–8.75

pp

Separative work: 36.00–39.00

June 2018

pp

Uranium: 22.50–23.75

pp

Conversion: 8.50–9.50

pp

Separative work: 35.00–38.00

July 2018

pp

Uranium: 23.00–25.90

pp

Conversion: 9.00–10.50

pp

Separative work: 34.00–38.00

August 2018

pp

Uranium: 25.50–26.50

pp

Conversion: 11.00–14.00

pp

Separative work: 34.00–38.00

September 2018

pp

Uranium: 26.00–26.70

pp

Conversion: 12.50–14.00

pp

Separative work: 34.00–38.00

| | Source: Energy Intelligence

www.energyintel.com

Editorial Programme 2019

Issue

Focal Topics

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):

pp

2012: 93.02; 27,453,635

pp

2013: 79.12, 31,637,166

pp

2014: 72.94, 30,591,663

pp

2015: 67.90; 28,919,230

pp

2016: 67.07; 29,787,178

pp

2017: 91.28, 25,739,010

2018

pp

I. quarter: 89.88; 5,838,003

pp

II. quarter: 88.8258; 4,341,359

| | Source: BAFA,

some data provisional

www.bafa.de

1 pp

Current technical developments in nuclear power plant

operation

pp

New construction worldwide

pp

Future of nuclear fusion

33

Serial (continued) | Major Trends in Energy Policy and Nuclear Power

33

Special Topic (Issues 1– 5) | A Journey Through 50 Years AMNT

2 pp

Vocational and ongoing training, know-how development

pp

Control, guidance and safety technology, digitalisation

pp

Focus on Asia

3 pp

Decommissioning and dismantling

pp

Treatment of residual material and interim storage

pp

Focus on America

4 pp

Service and maintenance

pp

Optimisation of nuclear power plant operation:

organisation and technology

33

World Report 2018 – Preview

5 pp

Research reactors

pp

Other nuclear technology applications

33

Operating results in Germany 2018

6/7 pp

International reactor development and safety research

pp

Nuclear law and regulatory codes

pp

Nuclear power plants – Top Ten World 2018

pp

Highlights of the 50 th Annual Meeting on Nuclear Technology

(AMNT 2019)

33

Conference report: European Research Reactor Conference

(RRFM 2019)

8/9 pp

Developments in final storage

pp

Safeguards

pp

Focus on Europe

33

Operating results in Europe 2018

10 pp

Environment and climate protection

pp

Radiation protection and radioactivity

pp

Robotics and automation

33

World Report 2018

AMNT 2019

Programme

AMNT 2019

Edition

[Schedule of Topics 2020]

11/12 pp

Nuclear fuel supply: uranium mining, enrichment, fuel elements

pp

Quality assurance management

pp

Nuclear technology research: programmes, cooperative ventures, trends

[Annual Directory 2019]

57

NEWS

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 1 ı January

58

NUCLEAR TODAY

John Shepherd is a

journalist who has

covered the nuclear

industry for the past

20 years and is

currently editor-in­chief

of UK-based Energy

Storage Publishing.

Links to

reference sources:

IAEA spent fuel

conference

https://bit.ly/2ruMCYN

NEI blog

https://bit.ly/2RO09Gv

Sun Sets on UK’s Thorp, but Recycling

and Sustainability Still a Burning Issue

John Shepherd

In the final weeks of 2018, work began on the last batch of fuel to be reprocessed at the UK’s Thermal Oxide ­Reprocessing

Plant, better known as Thorp, on the Sellafield nuclear complex.

Since being opened in 1994, the plant processed more

than 9,000 tonnes of fuel from 30 customers across

nine countries. According to Sellafield and the Nuclear

­Decommissioning Authority (NDA), the plant generated

an estimated £ 9 billion (€ 10 bn) in revenue. Now Thorp

will become a storage facility for UK spent fuel until the

2070s, while the Sellafield site is “reinvented as a centre of

expertise for nuclear clean-up”.

The decision to cease reprocessing was taken in 2012 in

response to what Sellafield bosses said was “a significant

downturn in demand”. The international market for

­reprocessing had “shifted significantly” since Thorp’s

construction, with the majority of customers opting to

store rather than reprocess their fuel.

The NDA said it would have taken billions of pounds to

upgrade Thorp and its support plants to allow it to continue

running beyond 2018, which was “not a viable option”.

Instead, funding is being directed towards work to

decommission and remediate the site. In fact, Thorp had

completed nearly 95 % of its overseas order book by 2015

and was then reported to have only about 300 tonnes of

overseas origin fuel remaining to be managed.

Another UK reprocessing facility, the Magnox

­Reprocessing Plant, is scheduled to close in 2020 after

completing its operations. This plant was established in

1964 to reprocess fuel from Britain’s early nuclear reactors.

Thorp did not operate without controversy. The plant

was shut down in 2005 for a few years after the discovery

of an incident that led to 83 cubic metres of dissolver liquor

(fuel dissolved in nitric acid) leaking from a fractured

primary containment pipe into the secondary containment

of the feed clarification cell.

It transpired that the leak had gone undetected for

several months, which sparked concern not only in the UK,

but also in countries where Thorp had its customers. The

impact on the ever-fragile public perceptions of standards

within the nuclear industry as a whole was significant,

even though the leak was contained by design and did not

put workers or the public at risk. Nevertheless, health and

safety chiefs in the UK concluded the failure to promptly

detect the leak was down to “inadequate monitoring

arrangements and management oversight”.

However, as these facilities are consigned to the history

books, we should not lose sight of the fact that ‘recycling’

must still be part of nuclear’s future. Recycling can still

enhance the sustainability of nuclear energy, preserving

natural resources and minimising the generation of wastes.

Meanwhile, industry can look ahead to future advanced

fuel cycles based on next generation reactors, which

will seek to make nuclear energy almost independent of

uranium natural resources and dramatically reduce

generated wastes.

In looking to the future, I was pleased to see the International

Atomic Energy Agency (IAEA) is to feature a

‘Spent Fuel Management Challenge’ – which will be open

for students, graduates and young professionals to submit

a paper at this year’s International Conference on the

­Management of Spent Fuel from Nuclear Power Reactors,

to be held in Vienna in June.

It’s vital to encourage and nurture the talent and foresight

of those who will lead the nuclear industry through

the technological advances and challenges in the decades

that lie ahead.

All opportunities that have the potential to expand the

benefits of nuclear in future should be embraced. As many

of you will be aware, my journalistic work has recently seen

me expand my own horizons in coverage of the ­nuclear

energy sector, to now also include energy storage. And my

attention was drawn to comments made by Mark Peters,

the director of the US Idaho National Laboratory (INL).

“I like to say that the future energy system is going to be

a lot of nuclear and a lot of renewables,” Mr. Peters said.

“When I talk about a lot of nuclear and a lot of renewables,

that would [mean] a lot of batteries – a lot of storage on the

grid.”

Peter’s remarks were highlighted in a blog post by Mr.

Robbie Hayunga for the US Nuclear Energy Institute (NEI).

As Mr. Hayunga rightly points out: “Energy storage benefits

renewable energy sources, since it will be able to take the

excess electricity from wind and solar during times of peak

production and low demand – during the day for solar and

in the evening for wind – and push it back onto the grid

when the sun isn’t shining and wind isn’t blowing.”

Once storage technologies are large enough scale,

cost-effective and efficient, they will benefit variable

renewables in addition to baseload nuclear. On top of that,

as Hayunga notes, keeping supply and demand in balance

is good for the grid.

According to the NEI, US utility Duke Energy Corp is

currently looking into whether it might be feasible to use

battery technology in nuclear plants to replace diesel

generators used for maintenance and potentially reduce

the duration of maintenance outages.

Battery technology, like nuclear, is not immune from

critics who cite concerns over the environment, safety and

sustainability. For example, a recent study compiled for the

European Commission criticised European Union regulations

on batteries for lacking “a target or provisions for a

monitoring system” to keep track of uncollected batteries,

which were said to be fuelling health and safety fears by

being dumped with household waste.

In the US, transportation secretary Ms. Elaine Chao

government is forming groups of experts to study lithiumion

battery safety issues in manufacturing and transportation.

Work will include assessing ways to decrease the risk

of fires and explosions from lithium batteries and cells –

and consider additional ways “to ensure uniform transportation

requirements for both bulk and individual batteries

and new or existing technologies that may reduce the fire

and explosion risk of lithium batteries and cells”.

Safety and other concerns must always be addressed.

But we must not let technology naysayers attack any

technology advances without challenge. A ‘marriage’ of

nuclear and battery technologies for specific services or

tasks is worth considering. Not least because lead-acid

batteries have an enviable recycling record of close to

100 % – an eminently sensible partner in the sustainability

stakes, perhaps.

Nuclear Today

Sun Sets on UK’s Thorp, but Recycling and Sustainability Still a Burning Issue ı John Shepherd


Kommunikation und

Training für Kerntechnik

International sicher agieren

Seminar:

Advancing Your Nuclear English (Aufbaukurs)

Im internationalen Dialog ist Englisch die universelle Sprache. Dies gilt für Geschäfts beziehungen

im Allgemeinen ebenso wie für die Branche der Kerntechnik im Speziellen. In Deutschland gewinnen

der internationale Austausch und damit das Englische zudem durch die auf das Jahr 2022 politisch

begrenzte Stromerzeugung aus Kernenergie eine noch größere Bedeutung.

Seminarinhalte

ı

ı

Participating in an international conference for nuclear experts on “New products and processes”

ı Before and during the conference

Holding a town hall meeting in an international setting on “Safety issues at nuclear power facilities”

ı Planning and conducting a town hall meeting

ı After a town hall meeting

Den Teilnehmerinnen und Teilnehmern wird über eine praxisorientierte Didaktik und unter der

Verwendung „kerntechnischen Vokabulars“ das notwendige Know-how für den beruflichen Alltag

vermittelt. Dabei gilt es sprachlich bedingte Kommunikationsbarrieren mit internationalem Kollegium

und Kunden zu überwinden.

Zielgruppe

Diese 2-tägige Schulung richtet sich an Führungskräfte, Projektverantwortliche sowie Mitarbeiterinnen

und Mitarbeiter aus allen Fachbereichen, bei denen Englisch für die organisationsinterne und/oder

externe Kommunikation von Bedeutung ist.

Maximale Teilnehmerzahl: 12 Personen

Voraussetzungen

Teilnehmerinnen und Teilnehmer sollten grundsätzliche Englischkenntnisse, in Form der Fähigkeit

der allgemeinen Konversation in Wort und Schrift, mitbringen. Hierbei kann es sich um Kenntnisse

handeln, die entweder während der Schulzeit bzw. während der Ausbildung/des Studiums oder

aber berufs begleitend erworben wurden. (CEFR: etwa Niveau B1/B2).

Referentin

Devika Kataja

Konferenzdolmetscherin, Fachübersetzerin und Sprachtrainerin (English Native Speaker)

Wir freuen uns auf Ihre Teilnahme!

Termin

2 Tage

10. bis 11. April 2019

18. bis 19. September 2019

Tag 1: 10:30 bis 17:30 Uhr

Tag 2: 09:00 bis 16:30 Uhr

Veranstaltungsort

Geschäftsstelle der INFORUM

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

Teilnahmegebühr

898,– € ı zzgl. 19 % USt.

Im Preis inbegriffen sind:

ı Seminarunterlagen

ı Teilnahmebescheinigung

ı Pausenverpflegung

inkl. Mittagessen

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

Bei Fragen zur Anmeldung

rufen Sie uns bitte an oder

senden uns eine E-Mail.


Early Bird Discount!

Register by 31 January and

save up to 170.– €

7 – 8 May 2019

Estrel Convention Center Berlin, Germany

www.amnt2019.com

#50AMNT

Decommissioning Experience &

Waste Management Solutions

The 50th AMNT 2019 offers a great variety of high level sessions in the fields

of decommissioning and waste management. International speakers will discuss

current issues and relevant developments.

Expand your professional network in meetings with experts and decision-makers

working in industry, utilities, research and development as well as politics and

administration.

Celebrate with us our 50 th anniversary

Key Topics

Outstanding Know-How & Sustainable Innovations

Enhanced Safety & Operation Excellence

Decommissioning Experience & Waste Management Solutions

Media Partner

The International Expert Conference on Nuclear Technology

More magazines by this user