atw 2019-02

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atw Vol. 64 (2019) | Issue 2 ı February Das neue Strahlenschutzrecht (I): Genehmigungen 90 SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW Christian Raetzke Wir haben ein neues Strahlenschutzrecht! Das Strahlenschutzgesetz (StrlSchG) ist, nachdem einzelne Elemente – Definitionen, Verordnungsermächtigungen, die Regelungen zum Notfallschutz – schon zum 1. Oktober 2017 wirksam wurden, am 31. Dezember 2018 nunmehr vollständig in Kraft getreten. Zum selben Datum ist auch die “Verordnung zur weiteren Modernisierung des Strahlenschutzrechts” wirksam geworden, die die Änderungen auf der Verordnungsebene – neue Strahlenschutzverordnung (StrlSchV), weitere Verordnungen, Aufhebung der Röntgenverordnung (RöV) etc. – umsetzt. Bereits im Januarheft der atw konnten Sie, liebe Leserinnen und Leser, dazu die Einführung von Dr. Goli-Schabnam Akbarian vom Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMU) lesen. Mit diesem Beitrag soll eine kleine Reihe beginnen, die in lockerer Folge erscheinen und Schlaglichter auf einzelne Aspekte des neuen Rechts werfen wird. Bei jeder grundlegenden Änderung von Gesetzen und Verordnungen richtet sich der Blick des Anwenders notwendig auf Übergangsvorschriften, die die Überleitung auf das neue Recht gewährleisten sollen. Es handelt sich hier um §§ 196 bis 218 StrlSchG und §§ 185 bis 200 StrlSchV n.F. (neuer Fassung). Eine besonders wichtige Frage dabei: was geschieht mit bestehenden Genehmigungen? Die bekannten Genehmigungsvorschriften der alten StrlSchV und der RöV sind in das StrlSchG übernommen und dort teils zusammengeführt worden. Grundlegende inhaltliche Änderungen haben sich dabei aber nicht ergeben. So ist es nur konsequent, dass das Gesetz im Grundsatz die Fortgeltung der bestehenden Genehmigungen anordnet. Man muss als Genehmigungsinhaber also nicht etwa einen neuen Antrag stellen. Um ein Beispiel zu bringen: Genehmigungen für den Umgang mit sonstigen radioaktiven Stoffen (§ 7 StrlSchV a.F.) gelten samt aller Nebenbestimmungen als Genehmigungen nach der hierfür nunmehr einschlägigen neuen Regelung in § 12 Abs. 1 Nr. 3 StrlSchG fort (siehe § 197 Abs. 2 S. 1 StrlSchG); hat sich am 31.12.2018 eine Genehmigung nach §§ 6, 7 oder 9 AtG auf den Umgang mit radioaktiven Stoffen gem. § 7 StrlSchV a.F. erstreckt, so gilt diese Erstreckung als Erstreckung auf einen Umgang nach § 12 Abs. 1 Nr. 3 StrlSchG fort (§ 197 Abs. 3 StrlSchG). Eine Anpassung des Genehmigungsbescheides an die neue Rechtsgrundlage ist rechtlich nicht erforderlich, da das Gesetz dies bereits für uns macht. Dass im schriftlichen Bescheid noch die alten “Hausnummern” stehen, ist unschädlich. Sicherlich macht es aber Sinn, bei der nächsten Gelegenheit (z. B. Änderung/Verlängerung der Genehmigung) die neuen Bezüge aufzunehmen. Zu beachten sind allerdings gewisse Spezialfälle, in denen das StrlSchG dann doch einzelne neue oder anspruchsvollere Genehmigungsvoraussetzungen einführt; hier können sich die Inhaber bestehender Genehmigungen nicht zurücklehnen, sondern sind gefordert, innerhalb bestimmter Fristen die entsprechenden Nachweise zu erbringen. Dies betrifft z. B. den Umgang mit hochradioaktiven Strahlenquellen. Hier muss bis 31.12.2020 nachgewiesen sein, dass die neue Genehmigungsvoraussetzung des § 13 Abs. 4 StrlSchG – Vorhandensein eines Verfahrens für den Notfall und geeigneter Kommunikationsverbindungen – erfüllt ist, siehe § 197 Abs. 2 S. 2 Nr. 1 StrlSchG. Ein anderer solcher Umgangsfall betrifft die Anwendung am Menschen für eine Behandlung mit radioaktiven Stoffen und ionisierender Strahlung. Hier gibt es in § 14 StrlSchG teils zusätzliche Erfordernisse; § 197 Abs. 2 S. 2 Nr. 2 und 3 StrlSchG setzt den Inhabern bestehender Genehmigungen eine Frist (Ende 2020 bzw. Ende 2022), entsprechende Nachweise zu führen. Eine relevante Änderung betrifft auch Genehmigungen nach § 16 StrlSchV a.F. für die Beförderung sonstiger radioaktiver Stoffe. Sie gelten als Genehmigungen nach § 27 StrlSchG mit allen Nebenbestimmungen fort, wie § 204 StrlSchG anordnet; das kann allerdings für maximal drei Jahre relevant werden, da dies die höchstmögliche Genehmigungsdauer ist (vgl. § 16 Abs. 1 S. 3 StrlSchG a.F.). Die Genehmigung nach § 27 StrlSchG hat die wichtige Eigenschaft, dass sie – im Gegensatz zur alten Rechtslage – nunmehr ihren Inhaber zum Strahlenschutzverantwortlichen macht (§ 69 Abs. 1 Nr. 1 StrlSchG) und in der Regel die Bestellung von Strahlenschutzbeauftragten erfordert. Deshalb enthält § 204 Abs. 1 S. 2 StrlSchG eine Übergangsvorschrift, wonach die entsprechende Fachkunde der Strahlenschutzbeauftragten bis zum 31.12.2021 nachgewiesen werden muss. Von Bedeutung ist auch das Schicksal der bestehenden Freigaberegelungen, die teils in eigenen Freigabebescheiden, teils in Genehmigungsbescheiden nach § 7 Abs. 3 AtG (Stilllegungs- und Abbaugenehmigungen) niedergelegt sind. Die Werte für die uneingeschränkte Freigabe in Anlage III Tabelle 1 StrlSchV a.F. sind in der Neuregelung in Anlage 4 Tabelle 1 StrlSchV n.F. zum Teil verändert wurden (sie sind nunmehr identisch mit den ebenfalls angepassten spezifischen Freigrenzen). Was geschieht also mit bestehenden Freigaberegelungen? Die einschlägige Übergangsvorschrift – § 187 StrlSchV n.F. – enthält dazu zwei Grundaussagen. Die erste: bestehende Freigabebescheide und Freigaberegelungen in Genehmigungsbescheiden gelten fort. Die zweite: sie gelten fort mit der “Maßgabe”, dass die neuen Werte ab dem 1. Januar 2021 einzuhalten sind. Damit sind die Beteiligten aufgefordert, bestehende Bescheide in den nächsten zwei Jahren entsprechend anzupassen. Unterbleibt dies aus irgend einem Grund, sind ab 2021 trotzdem die neuen Werte zugrunde zu legen. Fazit: Der Gesetzgeber hat es so eingerichtet, dass bestehende Bescheide ins neue Recht übernommen werden. Nur in bestimmten Fällen muss man innerhalb einer Frist tätig werden, um Nachweise zu geänderten Genehmigungsvoraussetzungen zu erbringen. Man wird sehen, ob das in Einzelfällen in der Praxis zu Härten führt und ob die Übergangsvorschriften wirklich alle denkbaren Fälle erfassen. Im Allgemeinen aber müssten die Inhaber von Genehmigungen (und Freigabebescheiden) mit den neuen Regelungen leben können. Autor Rechtsanwalt Dr. Christian Raetzke CONLAR Consulting on Nuclear Law and Regulation Beethovenstr. 19 04107 Leipzig, Deutschland Spotlight on Nuclear Law The New Radiation Protection Law (I): Official Approvals ı Christian Raetzke
atw Vol. 64 (2019) | Issue 2 ı February Piping Stress Analysis of Safety Injection System of Typical PWR Power Reactor Mazhar Iqbal, Agha Nadeem, Tariq Najam, Kamran Rasheed Qureshi, Waseem Siddique and Rustam Khan This paper covers the piping stress analysis of safety injection system (SIS) of Chashma Nuclear Power Generating Station, Unit-1of electric power 325 MWe. The analysis of the safety injection system on Peps, an integrated package which contains PIPESTRESS (the program for analysis of piping) and EDITPIPE (for preprocessing and post processing), has been performed by dividing it into three lines. These lines have been modeled on Peps computer code using proper input commands. To fulfill the nuclear regulatory requirements, the analysis of safety class 1 and 2 piping has been performed using the software. Peps software has provision of stress analysis for various working conditions by defining different load cases and combination cases as described. Peps results include the determination of loads, moments and stress ratios at specific sections of the piping structure. This analysis confirms that piping system stresses are within those limits specified by the ASME code. 1 Introduction Piping in nuclear industry is different than that of the conventional power plant. In a nuclear power plant, primary side involves the piping for which the design criteria must be very stringent and inflexible. It is because of the reason that primary side contains radiation source which should be contained within the prescribed barriers at any cost. The scope of the nuclear industry is increasing day by day. The power production from nuclear energy is very common these days. Pakistan is also producing electricity from nuclear energy as shown in Figure 1 [1]. In 2014 according to the report of Nuclear Energy Institute (NEI), 11 percent of the total electricity production was through nuclear energy. The current status according to International Atomic Energy Agency (IAEA) is that 454 nuclear reactors are operating in the world for power production. These are producing 401.743 GWe and many new countries are also entering in this industry [1]. Pipes are subjected to any type of loading which may include operating weights i.e. pressures, temperatures or any seismic loads i.e. earthquake. Moreover, these weights also vary during different stages of the plant. For example, startup and shutdown | | Fig. 1. Chashma nuclear power plant (Unit 1 and 2). stages of a plant are different than normal operations. Similarly, emergency conditions are very different from normal conditions. All these variations make a designer very careful about the criticality of the piping layout. Some portions of the power plant are safety class while others are non-safety related. These safety class systems are further categorized into safety class 1, 2 & 3 on the basis of their severity. The system involved in the conventional island are designed and analyzed differently as compared to those involved in the nuclear island. The material requirements and analysis criterion at interfaces (at which two classes of the piping meet) are also different [2]. 2 Background Rui Liu et.al. [3] did piping stress analysis of nuclear piping for safety class 2 and 3 on peps. It includes the introduction to Peps software and the limiting criterion for the piping stress. The piping is safe if the stress ratio is less than unity. Lijing Wen et. al. [4] studied the stress analysis of reactor coolant pump nozzle on ANSYS software. The results show that the design is within specified limits and satisfy the intensity requirements for the system. Pradeep Kumar Singh et. al. [5] studied the stress analysis of spur gear on ANSYS software. This paper shows the procedure of static analysis, boundary condition and higher module gears are preferred if large power is to be transferred. Q Mao et.al. [6] studied the layout of Qinshan reactor and evaluated the pipe layout for pressurizer discharge system. Z. M. Zhang et.al. [7] studied and discussed the mechanical behavior of nuclear piping. They performed the analysis of safety class 1 piping on Marc software. J. L. Dong et. al. [8] performed the stress analysis of tubes of a 10 MW reactor. The reactor they considered for their analysis was a gas cooled reactor. S. T. Dai et. al. [9] studied and optimized the nozzle loads for China Advanced Research Reactor. Both static and dynamic cases were considered and supports were also analyzed in accordance with code requirements. YK Tang et. al. [10] studied the analysis of a piping system of z-shape along with its support failure on ABAQUS-EPGEN code. The good response after application of support and the dynamic behavior of piping under different loading combinations confirmed the reliability of the support. J Bock et.al. [11] studied the outcomes of omission of piping supports and showed that impact loadings must be taken into consideration and a stringent criterion must be adopted for them. B Praneeth et. al. [12] studied the analysis of pressure vessels using finite element method and proved that at very high pressure and temperature, multi-layered pressure vessels are better than single layer pressure vessels. The formulas used were found out to be very easy and simple in comparison with other techniques. Piping is the most important and busiest component in any industry and hence the piping stress analysis becomes vital. The piping stress analysis of safety injection system includes both safety class 1 and class 2. The piping stress analysis of safety injection system has not been performed on Peps software to the knowledge of the authors. So performing stress analysis of this system is a critical and novel problem. 91 ENVIRONMENT AND SAFETY Environment and Safety Piping Stress Analysis of Safety Injection System of Typical PWR Power Reactor ı Mazhar Iqbal, Agha Nadeem, Tariq Najam, Kamran Rasheed Qureshi, Waseem Siddique and Rustam Khan
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