atw - International Journal for Nuclear Power | 10.2019

inforum

Ever since its first issue in 1956, the atw – International Journal for Nuclear Power has been a publisher of specialist articles, background reports, interviews and news about developments and trends from all important sectors of nuclear energy, nuclear technology and the energy industry. Internationally current and competent, the professional journal atw is a valuable source of information.

www.nucmag.com

nucmag.com

2019

10

Neutrons for Research,

Engineering and

Medicine in Germany

Status and Scientific Use

of the Triga Research Reactor

The DIW Paper on „Expensive

and Dangerous“ Nuclear Energy

under Review

ISSN · 1431-5254

24.– €

Save the Date: 5 – 6 May 2020


#51KT

www.kerntechnik.com

Medienpartner

Aus

wird

5. – 6. Mai 2020

Berlin


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Facts – Should not Remain Excluded?

Dear reader, Since 1924, international players in the energy sector have been meeting every three years at one

of the most important events in this field, the World Energy Congress. The current Congress took place in Abu Dhabi

at the beginning of September 2019. Under the motto “Energy for Prosperty”, more than 15,000 participants made

their way to the United Arab Emirates. A special feature of the World Energy Congress is certainly – in times when

in some countries worldwide public and political energy discussions are compressed and fixed almost exclusively

on the topics “Exit from the use of fossil energy sources and nuclear phase-out” – that all energy sources are discussed

unconditionally and unreservedly. Another characteristic is the broad participation and bringing together of energy

experts and political actors.

447

EDITORIAL

The geographical environment of this year's congress also

underscores “breadth”: The energy question today and in

the foreseeable future is not the question of the one energy

source that represents the one and only solution for the

future. Rather, only a broad energy mix is sustainable or,

as the motto of the event puts it, the basis and prerequisite

for a prospering living environment.

The geographical environment is also interesting: In

spring of this year, it was a small but significant economic

news item from Saudi Arabia that attracted attention.

The inclined observer of particularly profitable companies

worldwide may be the first to see the protagonists of

new technologies – except Tesla soberly – in the lead, i.e.

companies such as Apple, Samsung or Social Platforms.

Far from it! Saudi Aramco, the Saudi Arabian oil company,

even outshines the following five rivals combined in terms

of oil supply. Due to a planned company merger and the

intended sale of bonds, Saudi Aramco had its first look at

the books and reported a net profit of 98.9 billion euros.

Apple follows by far and with about 54 billion Euro clearly

on place 2. With the simple energy source crude oil it is still

possible to earn good money.

Another quasi curiosity in the oil-rich Gulf states is

the construction of coal-fired power plants. A site with

2,400 MW in Dubai has been under development since

2016, with the expansion target of 5,400 MW, and the

bidding process for a 1,200 MW site is underway in Oman.

Both projects are part of long-term energy strategies in

these regions, which are based on a considerable further

increase in demand, an increase in the use of renewables

but also on the use of all energy resources to secure a

reliable energy supply on a broad basis. Sustainable energy

supply on a wide base à la Gulf region.

Last but not least, nuclear energy remains in the ranks.

Since around the middle of the last decade, countries in

the Gulf have been intensively pursuing the construction

of nuclear power plants as newcomers. At the end of 2009,

a South Korean consortium won the tender for the

construction of initially four reactors in the United Arab

Emirates. Construction of the AP1400 type plants at the

Barakah site, each with a gross capacity of 1,400 MW,

began in 2012. The first unit is expected to go into operation

at the beginning of 2020 after receiving the expected

operating permit. In the context of the World Energy

Congress, Mohamed Al Hammadi, CEO of the operating

company Emirates Nuclear Energy Corporation, spoke

very clearly about the acceptance of nuclear energy

and unequivocally about the role and responsibility

of industry. The background is the current worldwide

broadcast of a television production by the provider HBO

on the Chernobyl nuclear accident. With all the facts

recorded in the mini-series, Mohamed Al Hammadi says

that it has produced and left behind many myths

that lack any fact-based background. Such myths must

be countered because nuclear energy is an essential

component of the future clean energy mix. If nuclear

energy is the subject of controversial discussions in many

countries, for example on radioactive waste or severe

accidents, the experts are called upon to provide facts.

According to Al Hammadi, science and facts and their open

communication in the United Arab Emirates have helped

to ensure that new nuclear power plant construction projects

were accepted by the people of the Gulf State even

after the reactor accidents in Fukushima. Over the years

after Fukushima, communication and information have

increased the approval of the project from 67 to 68 percent

to 82 percent today. This positive development for the

acceptance of nuclear energy shows that it is not a mystical

technology and that the public is looking for facts.

Facts, also about nuclear energy, are apparently not

always outside the box – at least in some regions of the

world.

Christopher Weßelmann

– Editor in Chief –

Editorial

Facts – Should not Remain Excluded?


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

EDITORIAL 448

Fakten – doch nicht außen vor?

Liebe Leserin, lieber Leser, seit dem Jahr 1924 treffen sich internationale Akteure des Energiesektors im

Dreijahresrhythmus auf einer der bedeutendsten Veranstaltung für diesen Bereich, dem Weltenergiekongress (engl.

World Energy Congress). Der aktuelle Kongress fand Anfang September 2019 in Abu Dhabi statt. Unter dem Motto

„Energie für Wohlstand“ (Energy for Prosperty) fanden über 15.000 Teilnehmer den Weg in die Vereinigten Arabischen

Emirate. Eine Besonderheit des Weltenergiekongresses ist sicherlich – in Zeiten, in denen in einigen Ländern weltweit

öffentliche und politische Energiediskussionen fast nur noch auf die Themen „Ausstieg aus der Nutzung fossiler

Energieträger und Atomausstieg“ komprimiert und fixiert werden –, dass uneingeschränkt und vorbehaltlos alle

Energieträger thematisiert werden. Ein weiteres Charakteristikum liegt in der breiten Beteiligung und dem Zusammenführen

von Energieexperten und politischen Akteuren.

Auch das geografische Umfeld des diesjährigen Kongresses

unterstreicht „Breite“: Die Energiefrage ist heute und

zukünftig absehbar nicht die Frage nach dem einen

Energieträger, der die eine Zukunftslösung darstellt.

Vielmehr ist nur ein breiter Energiemix zukunftsfähig

bzw., wie es das Veranstaltungsmotto ausdrückt, Basis und

Voraussetzung für ein prosperierendes Lebensumfeld.

Das geographische Umfeld ist zudem ein interessantes:

Im Frühjahr dieses Jahres war es eine kleine, aber

bedeutende Wirtschaftsnachricht aus Saudi Arabien, die

Aufmerksamkeit erregte. Der geneigte Beobachter von

besonders profitablen Unternehmen weltweit mag als

erstes die Protagonisten neuer Technologien – Tesla

nüchtern ausgenommen – vorne sehen, also Unternehmen

wie Apple, Samsung oder Soziale Plattformen. Weit

gefehlt! Förderung, Verarbeitung und Handel mit Erdöl

lassen Saudi Aramco, den saudi-arabischen Erdölkonzern,

sogar die fünf folgenden Rivalen bei der Erdölversorgung

in Summe in den Schatten stellen. Aufgrund einer

geplanten Unternehmensverschmelzung und dem angestrebtem

Verkauf von Anleihen hatte sich Saudi Aramco

erstmals in die Bücher schauen lassen und weist

98,9 Milliarden Euro Nettogewinn aus. Apple folgt mit

Abstand und rund 54 Mrd. Euro deutlich auf Platz 2.

Mit dem einfachen Energieträger Erdöl lässt sich also

immer noch gutes Geld verdienen.

Ein weiteres quasi Kuriosum im Bereich der erdölreichen

Golf-Staaten ist der Bau von Kohlekraftwerken.

Ein Standort mit 2.400 MW in Dubai befindet sich seit dem

Jahr 2016 in der Entwicklung, mit dem Ausbauziel von

5.400 MW und im Oman läuft der Bieterprozess für einen

1.200 MW Standort. Beide Projekte sind Teil langfristiger

Energiestrategien in dieser Region, die von einem erheblichen

weiteren Bedarfsanstieg, einer Steigerung der

Nutzung Erneuerbarer, aber zur Sicherung der verlässlichen

Energieversorgung auf breiter Basis auch der

Nutzung aller Energieressourcen ausgehen. Nachhaltige

Energie versorgung auf vielen Füßen à la Golfregion.

Zu guter Letzt verbleibt im Reigen die Kernenergie. Seit

etwa Mitte des vergangenen Jahrzehnts verfolgen Staaten

am Golf intensiv als Newcomer den Bau von Kernkraftwerken.

Ende 2009 gewann ein südkoreanisches

Konsortium die Ausschreibung zum Bau von zunächst vier

Reaktoren in den Vereinigten Arabischen Emiraten.

Baubeginn für die Anlagen vom Typ AP1400 am Standort

Barakah mit jeweils 1.400 MW Bruttoleistung war 2012.

Der erste Block soll nach erwarteter Betriebsgenehmigung

in diesem Jahr Anfang 2020 in Betrieb gehen. Im Kontext

des World Energy Congresses äußerte sich Mohamed

Al Hammadi, CEO der Betreibergesellschaft Emirates

Nuclear Energy Corporation sehr deutlich zum Thema

Akzeptanz der Kernenergie und unmissverständlich zur

Rolle und Verantwortung der Industrie. Hintergrund ist

die aktuell weltweite Ausstrahlung einer Fernsehproduktion

des Anbieters HBO zum Reaktorunfall von

Tschernobyl. Bei allen Fakten, die in der Mini-Serie

aufgenommen wurden, habe, so Mohamed Al Hammadi,

diese viele falsche Mythen produziert und hinterlassen,

denen jeglicher auf Tatsachen basierter Hintergrund fehle.

Solchen Mythen müsse entgegnet werden, da die Kernenergie

eine wesentliche Komponente des zukünftigen

sauberen Energiemixes sei. Wenn die Kernenergie in vielen

Ländern Gegenstand kontroverser Diskussionen ist, so zu

den Themen radioaktive Abfälle oder schwere Unfälle,

seien die Experten aufgerufen, mit Tatsachen zu

informieren. Wissenschaft und Fakten sowie ihre offene

Kommunikation hätten, so Al Hammadi, in den Vereinigten

Arabischen Emiraten dazu beigetragen, dass die

Kernkraftwerksneubauprojekte auch in den Zeiten nach

den Reaktorunfällen in Fukushima bei der Bevölkerung

des Golfstaates akzeptiert wurden. Kommunikation und

Information haben die Zustimmung des Projektes über die

Jahre nach Fukushima sogar von 67 über 68 auf heute

82 Prozent steigen lassen. Diese positive Entwicklung für

die Akzeptanz der Kernenergie zeige, dass es sich nicht um

eine mystische Technik handelt und die Öffentlichkeit

nach Fakten suche.

Fakten, auch zur Kernenergie, stehen anscheinend

doch nicht immer außen vor – zumindest in einigen

Regionen dieser Welt.

Christopher Weßelmann

– Chefredakteur –

Editorial

Facts – Should not Remain Excluded?


Kommunikation und

Training für Kerntechnik

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3 Atom-, Vertrags- und Exportrecht

Atomrecht – Ihr Weg durch Genehmigungs- und

Aufsichtsverfahren

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18.02.2020

RA Dr. Christian Raetzke

Akos Frank LL. M.

Berlin

07.11.2019 Berlin

Atomrecht – Das Recht der radioaktiven Abfälle RA Dr. Christian Raetzke 10.03.2020 Berlin

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Kerntechnik und Energiepolitik im gesellschaftlichen Diskurs –

Themen und Formate

Dr. Nikolai A. Behr 05.11. - 06.11.2019 Berlin

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

3 Nuclear English

Das neue Strahlenschutzgesetz –

Folgen für Recht und Praxis

Stilllegung und Rückbau in Recht und Praxis

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RA Dr. Christian Raetzke

Dr. Stefan Kirsch

RA Dr. Christian Raetzke

15.10. - 16.10.2019

13.11. - 14.11.2019

28.01. - 29.01.2020

Berlin

23.09. - 24.09.2020 Berlin

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3 Wissenstransfer und Veränderungsmanagement

Veränderungsprozesse gestalten – Heraus forderungen

meistern, Beteiligte gewinnen

Erfolgreicher Wissenstransfer in der Kerntechnik –

Methoden und praktische Anwendung

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Dr. Christien Zedler

Dr. Tanja-Vera Herking

Dr. Christien Zedler

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24.03. - 25.03.2020 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@KernD.de

Die INFORUM-Seminare können je nach

Inhalt ggf. als Beitrag zur Aktualisierung

der Fachkunde geeignet sein.


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

450

Issue 10 | 2019

October

CONTENTS

Contents

Editorial

Facts – Should not Remain Excluded? E/G 447

Inside Nuclear with NucNet

How Governments Can Remove Barriers to Investment

in Nuclear Energy 452

Did you know...? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .453

Feature | Research and Innovation

Neutrons for Research, Engineering

and Medicine in Germany 455

Research and Innovation

Status and Scientific Use of the Triga Research Reactor

at the University of Mainz 463

Spotlight on Nuclear Law

The Decision of the European Court of Justice of 29 July 2019:

Lifetime Extension à la Belge – A Successful Model? G 467

Energy Policy, Economy and Law

The DIW Paper on „Expensive and Dangerous“

Nuclear Energy under Review G 469

Time to End Australian Prohibition on Nuclear Energy? 480

Environment and Safety

Leakage Assessment in Leak-Before-Break Analysis 482

Decommissioning and Waste Management

An Uncertainty Analysis for a Head End Process

in the Pyroprocessing 486

Cover:

OPAL – Open Pool Australian

Lightweight reactor;

Courtesy of Tony Redhead

and Refraction Media

Contents:

Idaho National Laboratory:

Simulation – Advanced simulation capabilities

can model reactors, such as INL's Advanced

Test Reactor shown here, from atomic scales to

full-sized reactor assemblies.

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Industry and Economy Demands on Energy Politics G 495

KTG Inside . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .499

News . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .500

Nuclear Today

2020 Climate Vision or is Nuclear Obscured by the Fog? 502

Imprint 496

G

E/G

= German

= English/German

Insert: AiNT – Aus- und Fortbildungsprogramm 2020

Contents


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

451

Feature

Research and Innovation

455 Neutrons for Research, Engineering

and Medicine in Germany

CONTENTS

Winfried Petry

Inside Nuclear with NucNet

452 How Governments Can Remove Barriers to Investment

in Nuclear Energy

Research and Innovation

463 Status and Scientific Use of the Triga Research Reactor

at the University of Mainz

Jessica Riemer, Klaus Eberhardt, Christopher Geppert, Christian Gorges and Sergei Karpuk

Energy Policy, Economy and Law

469 The DIW Paper on „Expensive and Dangerous“ Nuclear Energy

under Review

Anna Veronika Wendland und Björn Peters

480 Time to End Australian Prohibition on Nuclear Energy?

Contents


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

452

INSIDE NUCLEAR WITH NUCNET

How Governments Can Remove Barriers

to Investment in Nuclear Energy

The message about nuclear energy is clear: without it, the global transition to low-carbon energy systems

will be that much harder. The problem is where to find – and how to make worthwhile – the upfront funding

it needs. The biggest barrier to new nuclear construction, says the International Energy Agency (IEA) in a

report, is mobilising investment.

The IEA report, published because the agency says nuclear

needs to be part of the debate on energy, contains some

stark warnings – and also cause for optimism. The declining

share of nuclear power in the global energy mix in recent

years is one of the main reasons why the rapid expansion

of renewables has failed to stop the increase in CO 2

emissions. The bad news: nuclear is not on track to fulfil

its potential. The good news: this is due to policy imperfections,

which can be corrected.

The report says it is vital that countries which have kept

open the option of using nuclear power reform their

policies to ensure that nuclear is able to compete “on a

level playing field”. Governments must address barriers to

investment in lifetime extensions and new capacity.

The most important focus of policies should be on

designing electricity markets in a way that values the clean

energy and energy security attributes of nuclear power.

The clean energy component can be achieved by explicit

carbon pricing, clean energy credits and contractual

arrangements that reward nuclear and other low-carbon

sources of electricity.

As for the energy security component, the dispatchability

and reliability of nuclear power should be rewarded

by remunerating plants for their flexibility and resiliency.

The industry has long argued that electricity markets

should be reformed to recognise the ability of traditional

baseload generation with onsite fuel supplies – including

nuclear power plants – to provide grid resiliency during

extreme weather.

These measures, the IEA believes, would ensure that

extending the lifetimes of almost all existing reactors to at

least 60 years would be financially viable.

Securing investment in new nuclear plants – as opposed

to legislating for those already in operation – would require

“more intrusive policy intervention” given the high cost of

projects and recent experience with the construction of

Generation III EPR plants at Olkiluoto in Finland and

Flamanville in France, both of which have been plagued by

delays and cost increases.

The focus, says the IEA, should be on designing electricity

markets in a way that values the clean energy and energy

security attributes of low-carbon technologies, including

nuclear power. Investment policies need to overcome

financing barriers through a combination of long-term

contracts, price guarantees and direct state investment.

A number of challenges specific to the nature of nuclear

power technology can prevent investment from going

ahead. The main obstacles relate to the sheer scale of

investment and long lead times; the risk of construction

problems, delays and cost overruns; and the possibility of

future changes in policy or the electricity system itself.

But without investment in nuclear, achieving a sustainable

energy system will be much harder. A collapse in

investment in existing and new nuclear plants in advanced

economies would have implications for emissions, costs

and energy security. If no further investments are made in

advanced economies to extend the operating lifetime of

existing nuclear power plants or to develop new projects,

nuclear power capacity in those countries would decline

by around two-thirds by 2040.

Coal would play a significant role in replacing nuclear,

which would further increase the importance of gas for

countries’ electricity security. Cumulative CO 2 emissions

would rise by four billion tonnes by 2040, adding to the

already considerable difficulties of reaching emissions

targets. Investment needs would increase by almost

$ 340 bn as new power generation capacity and supporting

grid infrastructure is built to offset retiring nuclear plants.

The problem remains that the construction of new

nuclear power plants using current technology calls for

huge amounts of capital. Generation III pressurised water

designs like the AP1000 and the EPR require investment of

several billion dollars over a few years and few private

electricity utilities have the financial capabilities to support

such an investment on their own. Because of the sheer

scale of the investment required, all but seven of the 54 nuclear

power plants under construction globally are owned

by state-owned companies and all but one of the projects in

private hands – all of which are in advanced economies –

are subject to price regulation, which reduces risks to investors.

“In the current policy and market environment, it is

difficult to see any privately-owned utility embarking on a

Generation III project in Europe or in North America

without strong government support to minimise financial

risks to investors,” the report says. “In developing countries,

state-owned companies are responsible for all new nuclear

investment.”

In some cases, direct government intervention has been

used to support private sector investment in nuclear power

in electricity markets. The UK has been innovative in

this regard, providing a contract for differences at a rate

of £ 92.50 per MWh for 35 years for the Hinkley Point C

station.

However, following extensive negotiations, the UK was

not successful in obtaining new nuclear investment at the

Wylfa site, despite its offer to provide one-third equity

participation, the provision of debt financing and a

contract price of up to £ 75 per MWh.

The UK is now considering a regulated asset base

model, whereby the generator receives payments during

the construction phase and during operations. This

approach allows investors to see a return before the plant

starts generating electricity.

There is another option for the industry. Increasing

difficulties in financing the construction of large

Generation III reactors, coupled with the need for more

low-carbon dispatchable generation, is driving policy and

investor interest in small modular reactors (SMR).

This type of nuclear reactor could prove much easier to

finance and the IEA says it may be the way forward for

nuclear fission technology. SMRs are much smaller than

Inside Nuclear with NucNet

How Governments Can Remove Barriers to Investment in Nuclear Energy


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

existing reactor designs, have a shorter lifetime and are

intended to be built in a modular fashion in factories.

Even if the average investment cost per unit of capacity

is comparable to the “list price” of conventional large

reactors, the smaller project size and shorter lead-times of

SMRs promise to make financing easier.

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

DID YOU EDITORIAL KNOW...?

453

Did you know...?

Gross Electricity Generation

in Germany

Shares of base load electricity generation

in Germany 2018 (gross)

Lignite

51.3 %

Nuclear

26.8 %

In Germany gross electricity generation in 2018 was 646.8 TWh

of which 51.2 TWh were net exports and 39.6 TWh grid losses

as well as own consumption of power generation installations.

Of the 646.8 TWh gross production 283.8 TWh can be counted as

base load generation provided from lignite (145.5 TWh), nuclear

(76.0 TWh), biomass (45.7 TWh) and hydropower (16.6 TWh).

26.8 per cent (nuclear) of the base load generation is supposed to

be offline by the end of 2022, the last lignite fired power plants

are intended to be closed till 2038.

Biomass

16.1 %

Hydropower

5.8 %

Source: KernD,

AG Energiebilanzen

Energy Transition Index

The consulting group McKinsey Company prepares the Energy

Transition Index reporting on the state and progress of the

German energy transition twice a year. The current report of

5 September 2019 takes up the issue of the perspective on the

security of supply in electricity. With the phase out of 10 GW

nuclear capacity till 2022, 29 GW coal and lignite capacity till

2030 Germany will lose 43 per cent of the secured generation

capacity available in 2018 within the next ten years. In addition

remaining coal and lignite capacities of 17 GW are supposed to

be closed till 2038. At the same time the extension of the

transmission grid needed primarily to transport wind power from

the north to the south of Germany grossly lags behind schedule.

Of the new power lines with a length of 3,600 kilometers planned

to be completed by 2020, only 1,087 kilometers have been completed

by the first quarter of 2019. If the grid extension continues

to proceed at the same speed, the 2020 target will only be

reached in 2037. This bottleneck threatens both the security of

supply in the southern part of Germany and impedes wind power

generation and its expansion in the north.

For further details

please contact:

Nicolas Wendler

KernD

Robert-Koch-Platz 4

10115 Berlin

Germany

E-mail: presse@

KernD.de

www.KernD.eu

Did you know...?


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

CALENDAR 454

Calendar

2019

07.10.-11.10.2019

International Conference on Climate Change and

the Role of Nuclear Power. Vienna, Austria,

IAEA, www.iaea.org

07.10.-18.10.2019

ICTP-IAEA Nuclear Energy Management School.

Trieste, Italy, International Atomic Energy Agency

(IAEA), www.iaea.org

14.10.-25.10.2019

5 th WNU School on Radiation Technologies.

Obninsk, Russian Federation, World Nuclear

University, www.world-nuclear-university.org

15.10.-16.10.2019

Africa Nuclear Business Platform. Nairobi, Kenya,

Nuclear Business Platform,

www.nuclearbusiness-platform.com

15.10.-18.10.2019

NAWG 16 – Natural Analogue Working Group.

Yamagata, Japan, NAWG,

www.natural-analogues.com

15.10.-18.10.2019

Technical Meeting on Siting for Nuclear Power

Plants. Vienna, Austria, IAEA, www.iaea.org

22.10.-25.10.2019

SWINTH-2019 Specialists Workshop on Advanced

Instrumentation and Measurement Techniques

for Experiments Related to Nuclear Reactor

Thermal Hydraulics and Severe Accidents.

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

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

27.10.-30.10.2019

International Uranium Fuel Seminar. Nashville, TN,

USA, NEI, www.nei.org

29.10.-01.11.2019

SIEW – Singapore International Energy Week.

Mumbai, India, Energy Market Authority,

www.siew.sg

04.11.-05.11.2019

EUROSAFE Forum 2019. Cologne, Germany,

European TSO's, www.eurosafe-forum.org

04.11.-06.11.2019

11. Freigabesymposium: Entlassung von

radio aktiven Stoffen aus dem Geltungsbereich

des StrlSchG. Hamburg, Germany, TÜV Nord

Akademie, www.tuev-nord.de

04.11.-07.11.2019

International Conference on Effective Regulatory

Systems 2019. The Hague, Netherlands,

International Atomic Energy Agency (IAEA),

www.iaea.org/events/conference-on-effectiveregulatory-systems-2019

12.11.-14.11.2019

International Conference on Nuclear

Decommissioning – ICOND 2019. Eurogress

Aachen, Aachen Institute for Nuclear Training GmbH,

www.icond.de

13.11.-14.11.2019

India Nuclear Business Platform. Mumbai, India,

Nuclear Business Platform,

www.nuclearbusiness-platform.com

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/conferenceon-research-reactors-2019

2020

12.01.-16.01.2020

Power Plant Simulation Conference. Chattanooga,

Tennessee United States, Society for Modeling &

Simulation International, www.scs.org

22.01.2020

Nuclear Fuel Supply Forum. Washington, D.C., USA,

NEI, www.nei.org

10.02.-14.02.2020

37 th Short Courses on Multiphase Flow. Zurich,

Switzerland, Swiss Federal Institute of Technology

ETH, www.lke.mavt.ethz.ch

10.02.-14.02.2020

ICONS2020: International Conference on Nuclear

Security. Vienna, Austria, The International Atomic

Energy Agency (IAEA), www.iaea.org

02.03.-06.03.2020

International Workshop on Developing a National

Framework for Managing the Response to

Nuclear Security Events. Madrid, Spain, IAEA,

www.iaea.org

08.03.-12.03.2020

WM Symposia – WM2019. Phoenix, AZ, USA,

www.wmsym.org

08.03.-13.03.2020

IYNC2020 – The International Youth Nuclear

Congress. Sydney, Australia, IYNC, www.iync2020.org

18.03.-20.03.2020

12. Expertentreffen Strahlenschutz. Bayreuth,

Germany, TÜV SÜD, www.tuev-sued.de

30.03.-01.04.2020

INDEX International Nuclear Digital Experience.

Paris, France, SFEN Société Française d’Energie

Nucléaire, www.sfen-index2020.org

31.03.-03.04.2020

ATH'2020 – International Topical Meeting on

Advances in Thermal Hydraulics. Paris, France,

Société Francaise d’Energie Nucléaire (SFEN),

www.sfen-ath2020.org

20.04.-22.04.2020

World Nuclear Fuel Cycle 2020. Stockholm,

Sweden, WNA World Nuclear Association,

www.world-nuclear.org

KERNTECHNIK 2020.

Berlin, Germany, KernD and KTG,

www.kerntechnik.com

05.05.-06.05.2020

12.05.-13.05.2020

INSC — International Nuclear Supply Chain

Symposium. Munich, Germany, TÜV SÜD,

www.tuev-sued.de

20.05.-22.05.2020

Nuclear Energy Assembly. Washington, D.C., USA,

NEI, www.nei.org

15.06.-19.06.2020

International Conference on Nuclear Knowledge

Management and Human Resources Development:

Challenges and Opportunities. Moscow,

Russian Federation, IAEA, www.iaea.org

15.06.-20.07.2020

WNU Summer Institute 2020. Japan, World Nuclear

University, www.world-nuclear-university.org

01.09.-04.09.2020

IGORR – Standard Cooperation Event in the International

Group on Research Reactors Conference.

Kazan, Russian Federation, IAEA, www.iaea.org

09.09.-11.09.2020

World Nuclear Association Symposium 2020.

London, United Kingdom, WNA World Nuclear

Association, www.world-nuclear.org

16.09.-18.09.2020

International Nuclear Reactor Materials

Reliability Conference and Exhibition.

New Orleans, Louisiana, USA, EPRI, www.snetp.eu

28.09.-01.10.2020

NPC 2020 International Conference on Nuclear

Plant Chemistry. Antibes, France, SFEN Société

Française d’Energie Nucléaire,

www.sfen-npc2020.org

26.10.-30.10.2020

NuMat 2020 – 6 th Nuclear Materials Conference.

Gent, Belgium, IAEA, www.iaea.org

09.11.-13.11.2020

International Conference on Radiation Safety:

Improving Radiation Protection in Practice.

Vienna, Austria, IAEA, www.iaea.org

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

Calendar


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Feature | Research and Innovation

Neutrons for Research, Engineering

and Medicine in Germany

Winfried Petry

Why neutrons? Neutrons are essential, precious, and powerful. Their unique properties showing the structure

and dynamics of materials have led to numerous advances and discoveries in basic materials science and made them an

invaluable tool in industrial product development and manufacturing. They are vital to a number of scientific disciplines,

including condensed matter, materials research and nuclear physics. In addition, they are essential for materials

irradiation testing and the production of materials, especially radioisotopes for industry and medicine. Thus neutrons

not only enable scientific advances, but also are crucial to the development of applied technologies, production of

materials and nuclear medicine. [1]

Neutrons have a wavelike character, with wavelengths

typically ranging from 0.01 to 100 nm. The way in which

such particles are scattered elastically from materials

reveals the spacing of the constituent atoms or the size of

the molecules of which they are composed, ranging from

crystalline materials through polymers and biological

macromolecules, all the way up to strain-scanning of

metals and alloys in engineering components. Neutrons

can easily discriminate between isotopes of an element,

are particularly effective at revealing the position of

hydrogen- containing molecules such as water, or hydrogen

atoms as part of the full structure of the biological

molecules significant for pharmaceuticals or genomic

research, as well protons in hydrogen storage materials

and fuel cells. A full understanding of the factors’ controlling

function in all of these systems frequently requires

neutrons combined with other methods, and increasingly

complemented by computer simulation. The latter also

means that neutron scattering measurements provide an

essential tool to benchmark computer simulations, with

far-reaching consequences for many other fields of science.

The energy of such neutrons is typically of the order of

meV, comparable to that associated with the motion of

atoms and molecules in solids and liquids. Further, the fact

that the neutron also possesses a small magnetic moment

means that it can also probe the structure and excitations

of electronic spins in magnetic materials – indeed, it is the

most incisive tool of magnetism at an atomic scale. This is

not only important in illuminating the search for new recording

media, including the single-molecule magnets

that may provide the qubits for future quantum computers,

but also provides unique insights into the mechanism of

high-temperature superconductivity.

Neutrons are electrically neutral, enabling them to penetrate

deeply inside materials without disturbing them significantly.

This enables the study of structure within dense

materials, or held in complex apparatus for sample environment,

facilitating studies under extreme or reactive

conditions. This property also renders them non-destructive.

Finally, it should be noted that the neutron itself provides

an important subject for research, particularly when

cooled down to very low temperatures or energies. The

determination of some of its fundamental properties – for

example its lifetime and the presence or lack of a very

weak electric dipole moment – enables us to explore some

of the most fundamental principles of physics, often in

ways that complement the work performed at facilities for

high-energy physics such as CERN. [2]

Last but not least, neutrons induce nuclear reactions.

These enable to transform elements as it has been

performed in the doping of Si by transmutation of Si to P,

producing the by far most homogeneously n-doped Si for

industry. Nuclear medicine urgently needs radioisotopes

for molecular imaging and therapy. For instance, the

worldwide need for Technetium-99m of about 30 Million

annual applications is almost entirely produced by 6 research

reactors [3].

How it began

After World War II nuclear technology was out of reach for

the young Federal Republic. Things changed abruptly with

the speech “Atoms for Peace” given by U.S. President

Dwight D. Eisenhower to the UN General Assembly in New

York City on December 8, 1953. In sight of the rise of the

nuclear age and the development of the hydrogen bomb,

the US were put under considerable pressure by the

worldwide public to create an “Atoms for Peace” program

that encouraged the peaceful use of nuclear energy and

would help to avoid the destruction of humanity using this

new technology. In this speech Eisenhower presented

his ideas for peaceful uses: nuclear energy should be used

for the production of energy e.g. electricity or heat; for

applications in medicine and controlling epidemics and

for helping to feed a growing population. All this should

happen under the umbrella of an international atomic

organization to ensure the safe and friendly usage of

radioactive materials and technology.

As a follow-up the International Conference on the

Peaceful Uses of Atomic Energy in Geneva, Switzerland took

place in 1955. It brought together world leaders to discuss

peace and aimed to reduce international tensions. It led

to the foundation of the International Atomic Energy

Association (IAEA) as a sub-organization of the UN to

implement the “Atoms for Peace” program, opening up

nuclear research to civilians and countries that had not

previously possessed nuclear technology on July 29, 1957

in Vienna. This cleared the way for peaceful use of nuclear

technology in both parts of Germany.

Building the Atom-Egg

The Federal Republic of Germany (BRD) now had access

to nuclear technology and nuclear materials for peaceful

use. The so-called Atom-Ministry was founded, headed by

Franz Josef Strauss. In 1953 Strauss became Federal

Minister for Special Affairs in the second cabinet of Chancellor

Konrad Adenauer.

The Federal Government and the states founded

several nuclear labs like Gesellschaft für Kernforschung

mbH and later on Kernforschungszentrum Karlsruhe

GmbH (KfK), Kernforschungsanlage Jülich (KFA Jülich),

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 455

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 456

Hahn-Meitner-Institut für Kernforschung

(HMI), Gesell schaft für

Kernenergieverwertung in Schiffbau

und Schiffahrt at Geesthacht (GKSS),

Physikalisch Technische Bundesanstalt

at Braunschweig (PTB) and

others, all intended to build research

reactors for learning how to handle

nuclear technology. Franz Josef

Strauss did not forget his Bavarian

homeland and agreed with the Prime

Minister of Bavaria, Wilhelm Högner

(Social Democrats Party, SPD), to

have the first nuclear reactor in

Bavaria! Werner Heisenberg was also

interested in these plans as he wanted

to relocate the famous Max Planck

Institute for Physics (origi nating from

| | News from the German Agriculture Society the Kaiser Wilhelm Institute) to

(cover June 13 ,1957) with the Atom-Egg under Munich.

construction and a horse plough in the front

The first ideas were to locate this

symbolizing the raise of the new era.

new Bavarian research reactor in

Munich at Technische Hochschule

München (TH-München) in the center of the city on

Gabelsberger strasse. However, this idea was soon

discarded and arable land in the north of Garching were

considered. On June 6 th , 1956 a part of the Bavarian

Cabinet visited the selected site and had dinner at the local

Gasthaus in Garching centre: Garchinger Neuwirt. Only 5

days later, on June 11 th , Prime Minister Högner gave the

permission for the young Prof. Heinz Maier-Leibnitz

to go to the US to buy a swimming pool reactor. He

went immediately for a two-week trip and bought it while

he was there. It took 2 months to obtain the detailed

engineering design of the reactor. So building it started in

November 1956. A year later, first criticality of the

Forschungsreaktor München FRM was achieved on

October 31 st , 1957.

Garching is proud to be the home of the first nuclear

reactor in Germany. Therefore, when the FRM was built,

the local government proudly incorporated the Atom-Egg

into their coat of arms. Thanks to this decision, Garching

today is world-renowned for the Research Campus of the

Technische Universität München, of which the Atom-Egg

was like a seed. [4]

What happened in West Germany was mirrored in the

East. The Soviet Union, within the Atoms for Peace

program, delivered research reactors to almost all of the

republics/states of the Union and countries of the Soviet

Economy Zone. Only 6 weeks after the Atom-Egg reached

criticality the Zentralinstitut für Kernforschung of the GDR

at Rossendorf near Dresden started the operation of the

Rossendorf research reactor on December 16, 1957. This

neutron source already had a heavy water moderator and

originally produced 2 MW th . It was later upgraded to

5 MW th and then to 10 MW th . Just before the fall of the Iron

Curtain a refitting programm of the reactor was started,

but the final decision to decommission it was taken after

reunification. On June 27, 1991 the nuclear operation

came to an end.

Heinz Maier-Leibnitz

Heinz Maier-Leibnitz was a Professor at THM (renamed

1970 in Technische Universität München, TUM) from 1952

to 1979. From the beginning, he saw this research reactor

as an instrument to do science rather than contributing to

the development of nuclear technologies. Heinz’s motto

was “Do something new” or more precisely “Do it differently

to the Americans” who at that time were much further

ahead in terms of using neutrons for science, which

was later on honored by attributing the physics Nobel prize

to Bertram Brockhouse and Clifford Shull in 1994. Maier-Leibnitz

had also an impressing number of PhD students.

Many of them became engaged at the research reactors

of the upcoming National Labs like KFA Jülich. The

two research reactors MERLIN and DIDO

went into operation with about an order of magnitude

higher neutron flux compared to the Atom-Egg. Following

the motto of Maier-Leibnitz, the Atom-Egg but also the

Jülich reactors became literally the nuclei of innovative

instrumentation and science with neutrons that spread all

over Europe and the world in the coming decades.

| | Prof. Heinz Maier-Leibnitz explains the construction of the Atom-Egg

(Copyright TUM).

Certainly, the discovery with the greatest impact on

science with neutrons was the invention of neutron guides,

almost happening accidentally during the trial of Tasso

Springer, at that time PhD student of Maier-Leibnitz, while

protecting an emergent neutron beam by a metal tube in

order to prevent people to run through the beam. Tasso

Springer realized that with the tube protecting the beam

he counted more neutrons at his detector. Other important

milestones for science with neutrons of Maier-Leibnitz and

his students where precise measurements of cross sections

of neutrons with matter, high precision nuclear spectroscopy,

the first operating time-of-flight diffractometer with

a 150 m long neutron guide, high-resolution spectroscopy

by neutron back scattering, the Steyerl turbine for shifting

thermal neutrons in the wavelength range of very cold

neutrons with neutron wavelength similar to visible light,

the first small-angle scattering camera for detecting objects

on the scale of nanometer to micrometer, irradiation of

matter at very low temperature (4.6 K) to study the

influence of radiation on matter and last but not least

hadron cancer therapy by fast neutrons. [4]

From Garching to Europe

There was a second political impact which fostered science

with neutrons in Europe. On January 22, 1963 Charles de

Gaulle and Konrad Adenauer signed the Élysée Treaty.

This ambitious treaty intended to create a Franco-German

cultural identity. As a kind of show case a large Franco-

German research institution should be founded. After an

initially very small progress, Heinz Maier-Leibnitz, Louis

Néel, Jules Horowitz, Robert Dautray, Félix Bertaut, and

others took the initiative for a high-flux neutron source,

intended to outstand all other neutron sources. Furthermore,

they wanted to compete for dominance with the

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

USA in the field of neutron research. Again, science was

serving diplomacy. [5, 6]

On January 19, 1967 the Science Ministers Gerhard

Stoltenberg and Alain Peyrefitte signed the contract for the

Institute Laue-Langevin (ILL) situated at Grenoble in the

French Rhone-Alpes region given the task to build and

operate a high flux neutron source (HFR). Heinz Maier-

Leibnitz became the founding director. On November 6,

1970 the UK joined the ILL contract thanks to its science

secretary Margret Thatcher. First criticality was achieved

in 1972, the ILL became a tri-national neutron source. The

single element compact core with about 8 kg 93 % enriched

Uranium is heavy-water cooled and moderated at a

nominal thermal power of 58 MW, yielding an unperturbed

thermal neutron flux in the moderator of

f th = 1.3 x 10 15 ncm -2 s -1 . Some 10 years before the High

Flux Irradiation Reactor (HFIR) at Brookhaven National

Lab was the first neutron source with such a compact core

and an even slightly higher thermal flux. However, light

water cooling and moderation mainly trap this high flux in

the core, so being optimized for the production

of isotopes by neutron-capture, but less suited for extracting

thermal neutron beams. The high thermal flux of the

ILL reactor some 12 cm outside the core in the D 2 O moderator

was the technical precondition for further pioneering

techniques of this source. Auxiliary moderators like the D 2

cold source operated at liquid hydrogen temperature

(25 K) (today two cold sources) and the hot source

consisting of a block of graphite heated to about 2000 °C,

were placed in the heavy water reflector, near to the

position of maximum thermal flux, thereby shifting the

thermal wavelength of ~0.12 nm to longer wavelength

~6 nm and shorter wavelength ~0.05 nm. A circular

primary shielding allows the extraction of the neutrons by

in total 16 beam ports facing the different moderators or

wavelength shifter. These neutrons are almost loss-free

transported by cold and thermal neutron guides to today

more than 45 experimental stations, mostly situated in the

meanwhile erected two neutron guide halls. [5, 7]

Many of the first-generation instruments followed the

handwriting of Maier-Leibnitz and his students, like

neutron guides, small angle scattering to characterize

objects on the meso-scale, high-resolution spectroscopy

by backscattering, high-precision nuclear spectroscopy,

intense ultracold neutron source, etc. Heinz-Maier-

Leibnitz's follower as director of the ILL was his former

student Rudolf Mößbauer (1972 to 1977), at that time

already Nobel prize winner for the experimental realization

of nuclear resonances, the so-called Mößbauer effect.

He was the director who made the decisive step from

building a high brilliance neutron source to create the

world-leading place in science with neutrons. Again

different to what happened beyond the Atlantic, Mößbauer

| | View on reactor, administrative building and neutron guide hall of the ILL

at Grenoble (Copyright ILL).

insisted on the service character of the ILL, the brilliant

neutrons source should serve the best scientists from the

three partner countries, coming from national labs and the

universities – and as another step further beam time

should be allocated solely based on the scientific merit of

the measuring proposal [6]. Competition is the key to

scientific excellence and the ILL counts today apart from

the three founding nations additional 10 Scientific Member

countries from Europe. With its today more than 45

instruments it has become the world leading center in

science with neutrons.

With the success of ILL, many of the German neutron

scientists shifted their main activities to Grenoble – on the

detriment of the neutron sources at home, which had a one

or two orders of magnitude smaller flux. Research reactors

with beam ports like those at Karlsruhe, Braunschweig,

MERLIN at Jülich and others were shut down. However,

the remaining ones – the TRIGA reactor at University

Mainz, the FRM, DIDO at Jülich, BER-II at HMI, FRG-1 at

Geesthacht – were more and more needed to prepare the

scientific case for proposals at ILL, in order to be competitive

in the hunt for beam time at ILL.

Up-grade of the BER-II reactor at the

Hahn Meitner Institute

Prof. Hans Dachs from the Hahn-Meitner-Institute (HMI)

was one of the first to realize that Germany would need a

national source with neutron fluxes at least approaching

those of the ILL in order to strengthen the German neutron

science community for the competition for beam time at

ILL. Already in 1982 the HMI launched the plan to upgrade

its 2 nd research reactor BER II (first criticality in 1970)

from 5 to 10 MW th . The upgrade measures comprised the

installation of a Beryllium reflector surrounding the core

and most importantly the installation of a liquid H 2 cold

neutron source which were to feed a suite of new scattering

instruments in a new experimental hall. However, the

Berlin colleagues were also the first to experience the

changing perception of nuclear technology by society. In

early 1989, just before the final operation license for the

rebuilt neutron source was expected, the Berlin Senate

changed because of elections to Red-Green (SPD + AL 1 ).

The new AL Senator for Environment Michaela Schreyer

refused the licensing, very much in dissent with the

coalition partner SPD. This and further open conflicts led

to the end of the Red-Green coalition in autumn 1990.

After the next election the Berlin Senate changed to

Black-Red (CDU + SPD) and on March 26, 1991 the

operation license of the upgraded BER II was finally

granted. [8]

Prof. Ferenc Mezei, who joined the HMI in 1984 and is

a great expert in neutron optics and instrumentation was

responsible to add a suite of cold-neutron instruments all

of which had been designed to allow for polarized-neutron

capabilities. He came up with the idea of so-called

multi-spectral beam extraction which was later realized at

BER II to deliver thermal and cold neutrons in one and the

same guide. So, Germany had in the beginning of the 90 th

a brand-new neutron source with an unperturbed flux in

the Be-reflector of 1.5 x 10 14 n/cm 2 with a clear emphasis

on cold neutrons and a unique broad spectrum from

thermal to cold neutrons at one of its altogether 24

instruments [9]. The conversion of BER II to operate

with low enriched uranium was completed in the years

1998 to 2000 without reduction in neutron flux.

The instrument FLEXX aiming on resolving magnetic

and structural excitations with up to now unpreceded

1) “Alternative Liste”,

which later merged

into the party

“Die Grünen”

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 457

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 458

2) externes

Neutronen leiter

Labor

resolution is one example of the innovative and highly

competitive instrumentation at BER II [9a]. The success

of the instrument also builds on the renowned sample

environment capabilities developed for the neutron

instrumentation at the BER II reactor, a hallmark of

research with neutrons in Berlin. Exemplarily, fingerprints

of a novel phase, a quantum spin liquid, have been detected

in the compound YbMgGaO 4 by experiments on FLEXX

[10]. The underlying triangular lattice structure in this

compound favors the emergence of liquid-like magnetic

excitations named spinons. Knowledge about these

excitations might help to better understand hightemperature

super conductivity and is highly relevant for

quantum information technology. Interestingly, a part of

the experiments have been performed at the ILL, showing

the competitiveness of the new instrumentation at BER II.

| | The spectrometer FLEXX at BER II of HZB for measurements of structural

and magnetic excitations in matter. This instrument combines a classical

triple-axis spectrometer with neutron spin-echo technique, which boosts

its resolution by more than one order of magnitude [10a]. Spin-echo

techniques are also extensively used in nuclear magnetic resonance

(Copyright Klaus Habicht, HZB).

Certainly, the most outstanding facility at BER II is its

High Field Magnet (HFM) which delivers static magnetic

fields up to 26 Tesla, the highest static magnetic fields

available for neutron scattering. This special sample

environment together with a versatile instrument which

unites several important neutron scattering methods,

namely diffraction, small-angle scattering and time- offlight

spectroscopy, provides capabilities to measure

structure and dynamics on atomic scale and temperatures

as low as 0.65 K. Among the first experiments at HFM

scientists at HZB have studied the magnetic structure in a

Rh-doped variant of a magnetic material, URu 2 Si 2 with

hidden order of unknown origin, further contributing to

solve a long-standing puzzle. The high magnetic field

changes the energy of electrons in the material and leads

to long-range magnetic order [11].

In July 2013 the Supervisory Board of HZB (formerly

HMI) decided to concentrate on research with synchrotron

radiation – BESSY II and new synchrotron projects – and

to stop operation of BER II. So, in the end of this year BER

II will cease its service, despite its highly competitive

instrumentation.

ELLA, a new guide hall for cold neutrons

at DIDO

When Prof. Tasso Springer returned to Forschungs zentrum

Jülich from his ILL directorate beginning 1983, he faced a

similar situation for DIDO like the Berlin colleagues. DIDO,

with a first criticality in 1962, already built with a D 2 O

moderator and meanwhile upgraded to 23 MW th , in 1986

was upgraded by a new cold source and a completely

| | View into the ELLA hall at DIDO with its suite of small-angle cameras

(Copyright JCNS, FZ Jülich).

newly built neutron guide hall called ELLA 2 , equipped

with 58 Ni neutron guides. DIDO delivered an unperturbed

thermal neutron flux of 3 x 10 14 ncm -2 s -1 , i.e. at that time

the most intense neutron beams in Germany.

A perfect example of the newly achieved competitiveness

became the suite of small angle cameras in the ELLA

guide hall, covering structures from 1 nm to beyond 1 µm.

A well-known problem at winter times is the filter blockage

of diesel fuel. Fuel oils contain alkanes that precipitate at

low temperature as large crystals of wax are plugging

filters. By means of the small angle cameras at ELLA selfassembling

additives of crystalline-amorphous diblock

copolymers have been characterized which combat this

behavior by decreasing the size and altering the shape of

the wax crystals; e.g., smaller sized crystals are less likely

to clog the filters. [12]

DIDO with its relatively high thermal flux was equipped

with several irradiation thimbles. Since 2004 one of those

was used to produce the fission isotope 99 Mo by irradiating

235 Uranium targets. 99 Mo decays within 60 h to 99m Tc

which is the most used radioisotope for molecular imaging

in nuclear medicine – only in Germany 3 million applications

are needed per year. So, for the first time Germany

could contribute to the world-wide supply chain of this

important radioisotope.

DIDO stopped operation in 2006, but we will come back

to its revival later on.

TRIGA Mainz

As a follow-up of the Atoms for Peace program a group

around E. Teller in the US developed in the late 1950ies a

research reactor type of low thermal power that is

inherently safe, the so-called TRIGA reactor fueled with

UZrH fuel. Here the passive inherent safety derives from

the large negative prompt temperature coefficient of this

particular fuel. In 1967 such a TRIGA reactor started

operation at the University of Mainz. Typically, this kind of

reactor can be used in a pulsed or continuous mode. TRIGA

Mainz delivers in its continuous mode at a power of

100 kW th a thermal flux of some 10 11 ncm -2 s -1 at its beam

ports and at its irradiation thimbles a maximum of

2 x 10 12 ncm -2 s -1 . However, in its pulsed mode the peak

power reaches up to 250 MW th , resulting in a neutron fluence

in the order of 10 15 cm-2 in one pulse (fwhm =

30 ms). Pulses might be repeated every 12 to 15 minutes.

TRIGA Mainz stands out by the combination of low

averaged thermal power, its compact design, accessibility

of the beam ports and its high intensity in a pulse. This

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

makes it ideally suited for basic research in nuclear physics

and radiochemistry and less suited for neutrón scattering.

So radiochemistry of short-living fission products with

half-lives down to 1 s are a specialty of the research at the

TRIGA reactor, also in collaboration with the GSI at

Darmstadt. [13]

The most visible flagships of research at the TRIGA

Mainz are its two UCN sources. A thermal beam gets

pre-moderated by a solid H 2 moderator. These cold

neutrons then hit a solid D 2 crystal at liquid He temperature

which acts as a so-called super-thermal column,

where the cold neutrons further loose energy through

inelastic scattering processes and are accumulated with

kinetic energies corresponding to mK temperatures, i.e.

they are ultra-cold. Here the high intensity in the pulse and

the slow repetition rate of 12 to 15 minute i.e. the small

averaged heat deposition at the solid D 2 (~5 K) crystal

perfectly complement each other. Not a high UCN flux is

the ultimate goal, but a high UCN density stored in a given

volume is wanted. Today, the two UCN sources at TRIGA

Mainz deliver a UCN density of ~2 UCN/cm 3 which compares

very favorably with the UCN densities achieved at

ILL or PSI (Switzerland) in the range of 20 UCN/cm 3 [14].

Due to their low kinetic energy UCNs can be stored

either in magnetic gradients or bottles with almost perfect

surfaces. This allows to measure precisely the neutron

lifetime ~880 s and correlations between the products of

its b-decay. These parameters are compared to the

prediction of standard theory for the unification of three

fundamental forces and eventually may be indications for

a theory beyond the standard model.

The Heinz Maier-Leibnitz Neutron Source

(FRM II)

In the mid-1980s the idea was mooted by Prof. Wolfgang

Gläser at TUM to significantly increase the FRM’s capacity.

Finally, the concept of a new building emerged as the most

secure technical solution. The whole German neutron

community supported this endeavor, arguing after the

stop of the SNQ project that Germany needs a national

neutron source with a flux approaching that of ILL, to be

realized in realistic time scales and last but not least

economic. It was one of the first tasks of the newly founded

(1987) national Komitee Forschung mit Neutronen (KFN)

to push forward these arguments at the political level [15].

The groundbreaking ceremony for the new building took

place on August 1, 1996. The research neutron source

Heinz Maier-Leibnitz (FRM II) reached its first criticality

on March 2, 2004 and user operation began only one

year later on April 29, 2005 with an initial suite of 15

instruments. The Atom-Egg, however, ceased operating on

July 28, 2000, as the staff there was needed to start

operation at FRM II.

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 459

A dream – a spallation source for Germany

With the high intensity research reactors like HFIR, HFR or

FRM II (see below) with continuous neutron fluxes in the

range of 10 15 ncm -2 s -1 , the technical limit of safety and feasibility

has been reached, simply because the heat load at

the fuel plate surfaces reaches values > 400 W/cm 2 or the

volumetric heat load exceeds locally 2 MW/ltr. On average

2.3 neutrons are freed per fission event. Hitting a heavy

target like W or Ta by a proton beam with energies

exceeding 1 GeV frees 10 times more neutrons per event.

So, why not build a spallation source which has the

potential to deliver 10 to 100 times more neutron flux in

the pulse than the best continuous neutron sources, but of

course in a fraction of time. In Germany this idea was

picked up by the colleagues at FZ Jülich and the project of

the German Spallationsneutronenquelle SNQ to be built at

Jülich was launched. After detailed project engineering it

turned out (1995) that this ambitious project was too

expensive for Germany in those times. Instead, the idea of

a new German medium-flux reactor, cheaper and hopefully

faster to realize was launched.

The work put in the project SNQ was not wasted. The

idea of a powerful spallation source, now as an European

flagship facility persisted and FZ Jülich engaged again in

the topic, but now as an European Spallation Source with

Germany as host country. But in competition with two

other large-scale projects, namely X-FEL (free electron

laser for x-rays) and FAIR (heavy ion accelerator), both to

be hosted at Germany, too, this 2 nd attempt was doomed to

failure in 2002. However, the idea of an ESS survived,

Sweden in partnership with Denmark has been selected as

host country, construction has started in 2014, and user

operation is expected to begin after 2024. And Germany

(FZ Jülich, HZG, TUM) is heavily engaged in building

innovative instrumentation for the ESS.

| | After 60 days of operation the compact fuel element of FRM II is exhausted.

The fuel element is taken out of the central cooling channel (Copyright

Bernhard Ludewig 2012).

The heart of FRM II is its compact core consisting of an

assembly of involute shaped fuel plates with a diameter of

24 cm in the active zone. Its concept largely profited from

the experience gained with the two preceding high flux

research reactors with a compact single fuel element –

HFIR at Oak Ridge (1965) and HFR at Grenoble (1972).

At FRM II cooling is achieved by light water, whereas

moderation and neutron reflection happen in an outer D 2 O

moderator. Thus the Tritium contaminated moderator can

be operated in a closed cycle and the risk of emission of

Tritium is drastically reduced. For the first time metallic

Uranium densities of 3 gU/cm 3 in the meat of the fuel

plates were used allowing a further decrease of the core

diameter. As a result, FRM II with a moderate power of

20 MW th has a maximal unperturbed thermal neutron flux

of 8 x 10 14 ncm -2 s -1 some 12 cm away from the outer radius

of the core in the heavy water moderator. The moderate

power of 20 MW th allows to place a D 2 cold source (25 K)

and a hot source (graphite 2000 °C) at the maximum of

thermal flux. A through-going beam tube will house a solid

D 2 UCN source (currently under construction) similar to

those installed at TRIGA Mainz, but now with a continuous

UCN flux. Further a so-called converter facility at the outer

edge of the moderator converts thermal neutrons to an

intense beam of fission neutrons (2.3 x 10 8 n f cm -2 s -1 in a

narrow energy range around 2 MeV. Last but not least,

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 460

Reactor Location Operating

since

HFIR

HFR ILL

FRM II

Oakridge,

USA

Grenoble,

France

Munich,

Germany

Nominal

therm.

Power

[MW]

Cycle

length

[days]

1965 80 23

HEU

load

[kg]

Uranium

density

[g U/cm 3 ]

the neutrons in the moderator play Einstein (E = m x c 2 ),

i.e. the neutron induced high g-intensity in the moderator

spontaneously transforms to matter and anti-matter

in form of electrons and positrons. The positrons are

extracted electromagnetically through a beam tube. With

a thermal positron flux of 1.2 x 10 9 p th /s this is the most

intense source of mono-energetic anti matter in the form of

positrons. In total the reactor core is surrounded by 11

beam ports, 3 of them facing the cold source. Furthermore,

several thimbles introduced vertically from the top into the

moderator serve for irradiation purposes like isotope

production, silicon doping or neutron activation analysis.

FRM II stands out by the highest flux to thermal power

ratio, the broadest spectrum of wavelength shifter as there

are UCN (under construction), cold, thermal, hot, fission

neutrons and positrons – see Table 1 and [16].

Unperturbed

therm. flux

[ncm -2 s -1 ]

Moderator Cooling Wavelength

shifter

1.1 1.3 x 10 15 H 2 O H 2 O 1 cold source

1972 58 44 1.1 1.3 x 10 15 D 2 O D 2 O 2 cold sources

8 - 10

1 hot source

2004 20 60 3 0.8 x 10 15 D 2 O H 2 O 1 cold source

1 hot source

1 UCN source 3

| | Tab. 1.

Comparison of the three compact-core high intensity neutron sources.

1 fission source

1 positron source

| | Lay out of the beam transport and instrumentation at FRM II. From left

to right: the Atom-Egg, which might serve as extension of the neutron

guide hall west after disposal of the FRM reactor block, the neutron

guide hall west fed with cold neutrons, the experimental hall around

the reactor block and guide hall east (instruments under construction)

(Copyright Ramona Buchner JCNS@MLZ).

3) Under construction

MLZ – A national center for research

with neutrons

With the first criticality of FRM II in 2004 the Council of FZ

Jülich decided to close DIDO in 2006 and to transfer 6 of its

best instruments to FRM II. In parallel with this decision,

the neutron scattering activities within FZ Jülich were

concentrated in a new institute, the Jülich Centre for

Neutron Scattering JCNS. This was more than changing a

label because FZ Jülich changed from an operator of

nuclear reactors to an operator of neutron instruments at

the world’s most intense neutron sources, the ILL, FRM II

and also one instrument abroad at the American Spallation

Neutron Source at Oak Ridge. JCNS operates all these

instruments for the German and international user

| | Heinz Maier-Leibnitz Zentrum (MLZ), a cooperation between FZ Jülich,

HZG, TUM, MPI and further 10 university groups for the scientific use

of the FRM II (Copyright: Schürmann/ TUM).

community. With the transfer of the first instruments to

Garching the construction of a second guide hall including

offices and laboratories for the extension was realized.

The very successful merger of the neutron activities of

TUM and FZ Jülich encouraged to go a step further. The

research reactor FRG- 1 at Helmholtz Zentrum Geesthacht

HZG (formerly GKSS) was switched off in 2010. HZG

followed the Jülich model with the newly established

“German Engineering Materials Science Center” (GEMS)

and transferred their neutron scattering activities to FRM

II. The close collaboration between the TUM, FZ Jülich and

HZG at FRM II in Garching led to the establishment of a

cooperation between the three institutions under the

name Heinz Maier-Leibnitz Zentrum (MLZ), with the aim

of getting scientific use of the FRM II on January 1, 2011.

With the creation of the MLZ the Federal Republic and

Bavaria also agreed on sharing the costs for providing the

neutrons. Germany has now concentrated its knowledge in

neutron applications around the MLZ. Today MLZ operates

28 instruments and further 6 instruments are under

construction to serve about 1000 German and international

researchers per year with brilliant neutron and

positron beams [16]. MLZ has become one of the world

leading centers in science with neutrons, with additional

services of FRM II to industry and medicine.

We have a dream

“We have a dream!” is the common motivation of physicists

all over the world searching for superconductivity at room

temperature. In 1986 this dream got an enormous up

draught when Georg Bednorz and Alexander Müller

(Physics Nobel prize 1987) discovered oxides which led to

materials which are superconducting at high temperatures

like 140 K. Euphemistically these ceramics are called

“high”-temperature superconductors (high-T c ). But, 30

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

| | Jitae Park and Astrid Schneidewind work at MLZ on explaining the mechanism of high-Tc (Copyright: Wolfgang Filser/ TUM).

years later the dream of superconductivity at room

temperature is not yet reality – because its mechanism has

not yet been fully understood. For conventional super conductivity

at liquid He temperatures the Bardeen-Cooper-

Schrieffer BCS theory explains very well the formation of

electrons to Cooper-pairs mediated by lattice vibrations

(phonons), which are at the origin of non-dissipative

electric currents. That Cooper pairs are also important in

high-T c s is meanwhile common sense. To the surprise of

many scientists there is strong experimental evidence that

collective excitations of the electronic magnetic moments

are responsible for this coupling mechanism. And that is

where neutron scattering takes part. The neutron spin

(magnetic moment) is ideally suited to detect these

excitations and much of the evidence that magnetism

might be the key to understand high-T c s comes from

experiments done at ILL and MLZ [17-21].

“Vortices are rather stable objects easy to move through

space!” Despite the strangeness of this statement it is part

of our common experiences. Hurricanes move along the

landscape and remain stable for a while. As children we

were amazed how water vortices in the bathtub withstood

our trials to destroy them. 2009 a group of researchers

around Christian Pfleiderer from TUM reported about an

up-to then unknown order of magnetic moments in solid

state, – so-called Skyrmions or vortices in MnSi at low

temperatures. Neutron scattering with the suite of

small angle cameras at MLZ was at the origin of this

discovery [22]. Meanwhile, materials have been prepared

which show this kind of order also at room temperature

[23]. Their stability and the 100,000 times lower power

needed to move them through the lattice, compared

to shift a memory bit in conventional magnetic materials,

make them to potential candidates for data storage or new

sensors.

| | A lattice of magnetic vortices – so-called skyrmions – here in MnSi at 25 K as

revealed by neutron scattering at MLZ [22] (Copyright S. Mühlbauer TUM).

The radioisotopes Lutetium-177, Holmium-166 and

Terbium- 161, produced at the FRM II by means of

n-capture reactions, serve principally in tumor therapy,

but occasionally in medical imaging, too. Technetium-99m

is the most important and most commonly used isotope in

nuclear medicine – some 30 million applications worldwide

per year. There is a very wide range of applications in

the field of diagnostic medicine. Technetium-99m arises as

a fission bi-product of the irradiation of uranium. From

2020 on, the mother isotope Molybdenum-99 is to be

produced in large quantities at the FRM II [24].

Bacteria become increasingly resistant against anti biotic.

For instance, bacteria split the b-lactam ring of Penicillin

and make it ineffective. Not long ago Leighton Coates and

colleagues from the Oak Ridge National Lab detected by

means of neutron protein crystallography at the MLZ, how

this enzymatic reaction happens [25]. During the reaction a

proton acceptor has to absorb a proton temporarily. There

have been two contradicting hypotheses which molecule

group will take over this task. The diffraction experiments

on the protein diffractometer of MLZ revealed the amid

group Glu-166 as the proton acceptor. Yet, the resistance of

bacteria against antibiotic is not overcome, but to know the

mechanism how the antibiotic is destroyed is certainly an

important step forward to that goal.

Researchers are looking for new materials for future

gas turbines, as the current “work- horse” Ni-Superalloys

are reaching their service temperature limit because of the

melting point of the material. One promising candidate is

the cobalt-rhenium-chromium (Co-Re-Cr) system that

exhibits a higher melting point in the order of 100 to 200 °C

(depending on composition) than the Ni-based superalloys.

Co-Re-Cr alloys are strengthened with nanoscaled

tantalum carbides (TaC). Complementary neutron diffraction

and small-angle neutron scattering measurements,

especially in-situ at high temperatures, were performed to

study the stability of these TaC precipitates. It turns out

that TaC precipitates are stable at least up to 1200 °C,

making the important precipitates very interesting for

alloy strengthening. [26]

Nanotechnology aims to create new properties by

modifying materials at the nanoscale. Polymers confined

in nano pores are of particular interest since they offer a

large range of applications such as coatings, lubrication,

nanocomposites, biosensors or drug delivery. A resent

investigation on the dynamics of polydimethylsiloxane

(PDMS) chains confined in anodic aluminum oxide (AAO)

revealed that the mobility of the PDMS is strongly affected

by the confinement and follows a two-phase model: one

free bulk-like fraction of chains and one phase of confined

polymers. Access to these molecular motions on a time

scale of 10 ns could only be achieved by so-called Neutron

Spin Echo technology as it is established at MLZ [27].

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 461

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

FEATURE | RESEARCH AND INNOVATION 462

| | In neutron spin echo technic the velocity of the neutrons before and

after scattering at the sample is compared with highest accuracy.

For this very high and geometrically precise magnetic fields are needed.

At the corresponding instrument at MLZ this is achieved by super

conducting magnets (the two big vessels before and after the sample).

(Copyright O. Holderer, FZ-Jülich)

The future is bright

The prospects for the future of the three German neutron

sources, ILL (with1/3 German shareholding), MLZ/FRM II

and TRIGA Mainz are clearly outlined. Currently, the

Associates of ILL are preparing the 6 th ten-years contract to

last until 2033; MLZ/FRM II is expecting an operation time

similar to that of ILL, i.e. beyond the year 2050; the university

of Mainz intends to operate TRIGA beyond 2030.

And the new European flagship, ESS is under

construction at Lund with the aim to deliver a decent

service to the community with a first set of 15 instruments

in the mid-twenties. ESS will have a time averaged flux as

high as ILL or FRM II, but also the potential to deliver up to

factor of 100 more in the pulse (pulse frequency 14 HZ,

pules length ~280 ms). With its first 15 instruments it will

provide new capabilities, but less capacity. In the coming

decade and beyond European neutron capacity will be

provided by ILL, MLZ, the Swiss SINQ at PSI and the British

ISIS near Oxford [28].

On December 12, 2018 the German and Russian Science

ministers Anja Karliczek and Mikhail Kotjukow signed a

German Russian Road map for an intense collaboration

in the exploitation of large-scale research facilities [29].

This road map foresees that the MLZ partners, FZ Jülich,

HZG and TUM build new and upgrade existing neutron

instruments for the neutron source PIK at Gatchina near

St. Petersburg. PIK is currently in a ramp up phase and will

provide towards 2025 a neutron flux comparable to that of

ILL and MLZ. Up to five “German” instruments will supply

further capacities for the German and European neutron

community.

The latest developments in the area of targets,

moderators and neutron optics make the realization

of an extremely compact accelerator driven neutron source

possible. Different to spallation sources, these accelerators

are of relatively low final particle energy (50 to 100 MeV),

but with high currents. Such a beam would be directed to

different target stations dedicated to specific applications

and optimized for investigating small samples. Such

high brilliance accelerator-based neutron sources HBS

represents a unique infrastructure for neutron analysis

(imaging methods and scattering), but also for industrial

applications or clinical isotope production. They will be

used in a multitude of scientific disciplines such as physics,

chemistry, biology, medicine, geology, materials and

engineering sciences. These HBSs ideally complement the

larger international facilities such as the ILL or future ESS.

HBSs have the potential to create a network of different

located sources for training, method development and

specialization. FZ Jülich [30, 31] and the Laboratoire Léon

Brillouin at Saclay [32] are heavily engaged in R & D for

this new idea. First realizations are expected in the next

10 years.

References

[1] shortened Introduction to: Neutrons for the Nation, A Report by the APS Panel on Public Affairs,

July 2019, https://www.aps.org/policy/reports/popa-reports/heu.cfm

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news/2013/20130704-Report-ILL-Associates-including-scientific-case.pdf

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[7] https://www.ill.eu/

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[29] https://www.bmbf.de/de/deutschland-und-russland-vertiefen-forschungszusammenarbeit-

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[30] https://www.fz-juelich.de/jcns/jcns-2/EN/Forschung/High-Brilliance-Neutron-Source/

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[31] T.Gutberlet et al. The Jülich high brilliance neutron source project – Improving access to neutrons

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https://doi.org/10.1016/j.physb.2018.01.019

[32] http://iramis.cea.fr/llb/Phocea/Vie_des_labos/Ast/ast_sstechnique.php?id_ast=2755

Author

Prof. Dr. Winfried Petry

Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz (FRM II),

Technische Universität München

Feature

Neutrons for Research, Engineering and Medicine in Germany ı Winfried Petry


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Status and Scientific Use of the

Triga Research Reactor at the

University of Mainz

Jessica Riemer, Klaus Eberhardt, Christopher Geppert, Christian Gorges and Sergei Karpuk

The research reactor TRIGA Mainz (FR MZ) is situated at the Johannes Gutenberg-University in Mainz, Germany.

This TRIGA mark II reactor is one of the last three operating research reactors with a thermal power above 50 W in

Germany. The FR MZ provides maximum thermal power of 100 kW in steady state operation mode and up to 250 MW

pulse peak power at a pulse width of about 25 ms in pulsed operation mode. By now, it is under operation for 52 years

and represents about 49000 operating hours and more than 23500 pulses in total.

The reactor is utilized for both education

of students and maintenance of

nuclear technology competence as

well as a neutron source for a wide

scientific spectrum.

In this context, the FR MZ is a

participant of the Cluster of Excellence

Precision Physics, Fundamental Interactions

and Structure of Matter (PRIS-

MA) [1]. One of the main goals of

PRISMA is a high precision measurement

of the free neutron’s lifetime, an

important natural constant that is

needed for some fundamental physical

theories. Therefore, two ultra-cold

neutron (UCN) sources have been

built up at the FR MZ. These sources

are used for various experiments. In

the last two years, the upgrade of one

of the two operating sources at the FR

MZ has been completed successfully.

1 Introduction

The Institute of Nuclear Chemistry, as

a part of the Johannes Gutenberg-

University in Mainz, pursues a TRIGA

mark II research reactor called FR MZ.

It is, together with the reactor BER II

of the Helmholtz Zentrum Berlin and

the FRM 2 of the Technical University

of Munich (TUM), one of the last

research reactors in Germany with a

thermal power above 50 W. In the

past, Germany used to be a research

site with several research reactors,

which most of all are shut down or

decommissioned by now [2].

The FR MZ looks back at an outstanding

history of more than 50 years

of operation. The former Federal

Ministry for Nuclear Affairs under the

leadership of Prof. Siegfried Balke

promoted the installation of a research

reactor at the university in

Mainz. It was only when General

Atomic introduced the TRIGA research

reactors that a reactor located

in the middle of the campus could

be realised. Prof. Fritz Straßmann led

the installation of the FR MZ at the

university. He also invited his former

research fellow and Nobel laureate

Prof. Otto Hahn for the inauguration

on 3.4.1967, who executed the first

official reactor pulse.

Even though the FR MZ yields a

relatively weak thermal power of

100 kW, it still provides not at least because

of the pulsed mode manifold

application possibilities. Some of

these shall be exemplary presented in

this paper.

2 Layout

2.1 Reactor design and

irradiation facilities

The FR MZ is a standard TRIGA

reactor type mark II, constructed and

distributed by General Atomic. The

reactor is controlled and operated by

three control rods: a shim rod, an

optional automated regulation rod

and a pressurized air driven pulse rod.

With the shim rod and the regulation

rod, the reactor can be stabilized at

any power level from 10 mW up to

100 kW thermal power. For a pulse,

the pulse rod is expelled from the core

with the help of about 5 bar pressurized

air (see section 3).

For the scientific use, the reactor

has several experimental facilities

available. Their neutron fluxes are

summarized in Table 1 [3].

The FR MZ provides three pneumatic

transfer systems (“rabbit”

systems) as schematically shown in

Figure 1. These end in the outer

periphery of the core and start in the

laboratories of the institute. The

sample can be transported from

experimental places to the core and

back within seconds. Thus, the rabbit

systems are usually used for the production

and the analysis of short-lived

nuclides.

A frequently used irradiation facility

is the rotary specimen rack that is

located around the reactor’s core and

embedded inside the graphite reflector.

It can receive up to 80 sample

| | Fig. 1.

Simplified drawing showing the longitudinal section of the reactor.

The experimental stations are shown in this picture: in green the central

thimble, in red the rotary specimen rack and in blue the pneumatically

operated “rabbit” systems.

Irradiation Position Thermal flux 1) [cm -2 s -1 ] Epithermal flux 2) [cm -2 s -1 ]

Rotary specimen rack 0.7 · 10 12 4 · 10 10

Rabbit systems 1.6 · 10 12 to 1.8 · 10 12 4.6 · 10 10 to 5.6 · 10 10

Beam tubes 0.1 · 10 12 to 0.5 · 10 12 7.6 · 10 8 to 1.6 · 10 10

Central thimble 4.2 · 10 12 1.4 · 10 11

Thermal column (hot end) 3) 3.1 · 10 10 2.1 · 10 8

Thermal column (cold end) 3) 2.7 · 10 7 6.8 · 10 2

| | Tab. 1.

Thermal and epithermal neutron fluxes at the different irradiation positions of the FR MZ at a thermal power of 100 kW.

1)

En ≤ 0.4 eV

2)

En ≥ 0.4 eV

3)

Central irradiation channel

463

RESEARCH AND INNOVATION

Research and Innovation

Status and Scientific Use of the Triga Research Reactor at the University of Mainz ı Jessica Riemer, Klaus Eberhardt, Christopher Geppert, Christian Gorges and Sergei Karpuk


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

RESEARCH AND INNOVATION 464

| | Fig. 2.

Simplified cut drawing (cross section, slightly above the core centre)

showing the rotary specimen rack, the four beam tubes A – D, the reflector,

the thermal column and the core.

capsules in 40 positions. The rotary

specimen rack is used for long-term

irradiations, the production of radioactive

isotopes and Neutron Activation

Analysis (NAA). Unlike the rabbit

systems, the samples for the rotary

specimen rack are inserted by hand.

Another irradiation facility with

manual sample loading is the central

thimble. It can receive only one

sample and is located in the centre

of the core. For this it provides the

highest thermal neutron flux of about

4.2 · 10 12 cm -2 s -1 .

The thermal column, a further

irradiation unit, is a large volume

filled with graphite bars and sealed

with a moveable concrete door. It is

located in the biological shield of the

reactor (see Figure 2). It can be

opened only if the reactor was not

operating for about 30 minutes. This

is necessary concerning the high

radiation level. The graphite blocks

behind the concrete door are

20 cm x 20 cm x 120 cm in size and

can be removed so that big samples

can be irradiated. The thermal column

can also be used for online detector

measurements, guiding the required

cabling through a small aperture

inside the concrete gate.

Furthermore, the FR MZ is

equipped with four beam tubes that

are for the use as caves for experiments

close to the reactor core.

All four beam tubes penetrate the

biological shield and have the same

diameter of 150 mm, but their orientation

to the core varies. The beam

tubes A and B have a radial configuration

and end both in front of the

reflector (see Figure 2). Beam tube C

is pointing tangentially to the reactor

core. This configuration reduces the

gamma flux compared to the other

beam tubes. Beam tube D has a radial

orientation as the beam tubes A and B,

but it pierces the graphite reflector

and ends close to the core, resulting

in a high thermal neutron flux (see

Table 1).

2.3 Fuel

The TRIGA reactor employs special

fuel- moderator elements. They contain

uranium, enriched in U-235

(< 20 %, LEU fuel). The uranium is

embedded in a ZrH matrix and

contributes to only 8 % of weight of

the fuel elements. Currently the FR

MZ is equipped with 76 fuel elements.

The U-235 burnup is about 4 g per year

resulting in about 200 g burnup over

the last five decades. Thus, the FR MZ

actually has a life-time core. However,

in order to overcome the slow decrease

of the reactivity over time, it is necessary

to replace graphite placeholders

in the core with fresh fuel elements

every three to five years.

The particular about these fuelmoderator

elements is the behaviour

when the fuel temperature increases.

The hydrogen in the ZrH lattice has

the ability to moderate the fast

neutrons down to an energy about

0.14 eV. With rising fuel temperature,

the moderating ability decreases and

therefore the ability of transferring

energy from the matrix to the neutrons

increases. Therefore, the energy

spectrum of the neutrons shifts to a

higher average energy. Thus, the

fission chain collapses and the reactor

power declines rapidly within a few

thousandths of a second, faster than

any engineered device can operate [4,

5]. The described effect is the reason

for the prompt negative temperature

coefficient of the reactor and the

characteristic that allows operating

the reactor in pulsed mode.

3 Operation modes

The reactor operates in two different

modes. On the one hand there is the

steady state mode and on the other

hand the pulse mode. In steady state

mode, the FR MZ is operated for

minutes up to hours between 10 mW

and 100 kW thermal power. A predominant

part of irradiations takes

place at 100 kW thermal power.

Additionally, the reactor can be

operated in pulse mode. In order to

pulse, the reactor power needs to be

stabilized at 50 W thermal power.

Once the reactor reaches this power

level, the pneumatically driven

transient rod (pulse rod) is expelled

from the core with pressurised air

within in a few 10 ms.

The reactor reaches prompt criticality

and the fuel elements start to

warm up. After a few 10 ms to 100 ms

the negative temperature coefficient

of the fuel element ZrH matrix takes

effect and the moderation capability

decreases rapidly. The chain reaction

collapses and the reactor’s power level

decreases immediately. In this operation

mode, the peak reactor power is

up to 250 MW, depending on the

excess reactivity that is contributed

in the core. The excess reactivity is

typically between 1.25 $ minimum up

to 2.0 $ maximum and is controlled by

adjusting the expelling distance of the

pulse rod. Figure 3 presents the time

structure of different pulses with an

excess reactivity of 2.0 $, 1.75 $ and

1.5 $.

4 Utilisation

The embedment of the FR MZ into a

nuclear chemistry institute and its

inherent safety of a TRIGA type

reactor allows for a wide range of

applications. The examples in this

chapter can only give an incomplete

overlook of the applications and

experiments that benefit from the

FR MZ.

4.1 Utilisation Capacities

The FR MZ is available for experiments

and teaching for about 200

days per year. The participation at the

PRISMA cluster of excellence raised

the request for ultra-cold neutrons to

evaluate the free neutron’s lifetime

(see Section 4.3). To fulfil these

requirements, two new operators and

a deputy radiation protection officer

strengthened the reactors staff, in

order to introduce a regular two-shift

operation at the FR MZ. During the

two-shift operation, which is provided

for 12 weeks per year, the reactor is

available for experiments for 16 hours

on Mondays to Thursdays (and 10

hours on Fridays) instead of 6 hours

on ordinary beam times.

Due to intensive requests of the

FR MZ operation by internal and

university-external users, the reactor

is often in parallel utilisation for two

or even up to three applications at the

same time. According to the statistics

of the IAEA, the FR MZ is one of two

TRIGA research reactors in the world

with more than 20 effective weeks of

utilization (see Figure 4) [6].

4.2 Applied Science

Neutron Activation Analysis (NAA)

and tracer production for various

applications in research and industry

are high-frequented applications of

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| | Fig. 3.

Time structure of a 2 $, a 1.75 $ and a 1.5 $ neutron pulse at the FR MZ

with exemplary values for the maximum thermal power, the full width

half maximum (FWHM), the pulse energy and the fuel temperature.

the FR MZ. NAA is a versatile method

for various analytical problems due to

its simplicity, multi-element capacity

and sensitivity. Nowadays the most

used kind of NAA at the FR MZ is

the instrumental neutron activation

analysis (INAA). It is performed without

any chemical separation steps.

Nevertheless, there are laboratories

available in the institute where any

chemical procedures either prior to or

after the neutron irradiations can be

performed (RNAA). Delayed neutron

activation analysis (DNAA) is a special

version of NAA and uses the counting

of beta-delayed neutrons emitted

from very neutron-rich fission products

as obtained by the irradiation

of fissile material.

First highlight in the history of the

FR MZ, in collaboration with the

Max-Planck-Institute of Chemistry in

Mainz, was the INAA of lunar rock

samples from the Apollo 11 mission

only a few months after the landing

on the moon [7]. More than 45 years

later, there are still interesting

questions that are examined with

this method.

Another field of applied science

at the FR MZ is the simulation of

accelerated aging for detector and

electronic materials under the

influence of neutron irradiation. The

thermal neutron flux of a probe inside

the rabbit system can be converted

into an equivalent 1 MeV neutron flux

[8]. This allows a comparison to any

other irradiation facility in the world.

So the FR MZ acts as a perfect test facility

to simulate the effect of longterm

radiation on, e.g. detectors or

electronics, provided to be used in

highly radiative areas such as the AT-

LAS-detector at CERN. In these cases,

the materials cannot easily be replaced

in case of damages, due to the

high dose rate in the experiment’s

environment. Therefore, it is necessary

to know that the chosen material

can resist long-term irradiation.

4.3 Fundamental Research

The FR MZ provides the special ability

to produce neutron pulses, which can

be used for the research of fundamental

questions in physics and

chemistry. For an overview, three

experiments shall be presented here.

4.3.1 The TRIGA-SPEC

collaboration

The TRIGA-SPEC collaboration consists

of a common beamline and the

two experiments TRIGA-TRAP and

TRIGA-LASER that are the prototypes

for the future FAIR experiments MATS

and LaSpec [9]. The common beamline

parts are a surface ionization

source that is connected to beam port

B, a mass separator magnet and a

radiofrequency quadrupole cooler

and buncher (RFQCB). The ion source

ionizes neutron-rich atoms produced

via fission of a uranium or trans

uranium target placed inside the

reactor beam tube and an isotopeselective

ion beam is focussed into the

RFQCB. There, ions are stored, cooled

and finally sent to the experiments.

The Penning-trap mass spectrometer

experiment TRIGA-TRAP aims

to measure the mass and thereby the

binding energy of short-lived nuclei

with a relative precision of about

5 · 10 -9 with the help of the time-offlight

ion-cyclotron-resonance detection

technique [10, 11].

The determination of nuclear

charge radii, nuclear moments and

spins can be performed using the

collinear laser spectroscopy experiment

TRIGA-LASER. It was part of

TRIGA-SPEC until 2016 when it

moved to Chicago to keep on measuring

nuclear properties of exotic nuclei.

| | Fig. 4.

Evaluation of the annual utilization rate of TRIGA research reactors around

the world. The reactors have been categorized in three levels: low

utilization rate with less than 4 effective weeks in operation (blue bar);

medium utilization rate with more than 4 effective weeks but less than

20 weeks (red); high utilization rate with more than 20 effective weeks

per year (green). Picture taken from [6]

Finally, it will be installed at the FAIR

facility.

4.3.2 Chemistry of the heaviest

elements

The heaviest elements known in the

periodic table are the trans-actinide

elements or so-called super-heavy

elements (SHE, Z > 103). SHE can

only be produced at ion accelerator

facilities. The production rate of the

SHE is extremely low and varies

between few atoms per hour, down

to only one or two atoms per month.

Due to the low production rates and

the short half-lives, there are special

requirements for a SHE chemistry

experiment, since one performs

chemical separations on a one-atomat-a-time

basis. Thus, separations

need to be performed as fast as

possible, fully automated and the

detection efficiency of the decay of

the SHE has to be very high [12].

The FR MZ gives a unique possibility

to develop and test such

chemistry set-ups. Short-lived lighter

homologues of the SHE can be produced

in the neutron induced fission

of actinides and used for experiments.

Systems to study the chemical properties

of single atoms by means of

ion-exchange chromatography, liquidliquid-extraction

and electro- deposition

on various metals have been

developed in Mainz [12-14].

4.3.3 Experiments

with ultra-cold neutrons

A large contingent of experimental

time is requested for experiments with

UCN. UCN have kinetic energies

below 335 neV, which corresponds to

a temperature below 4 mK. Neutrons

at this low energy level can interact

with matter and can be led to experiments

and thus become stor able. One

motivation for experiments with UCN

RESEARCH AND INNOVATION 465

Research and Innovation

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RESEARCH AND INNOVATION 466

| | Fig. 5.

Schematic presentation of the production of UCN. The thermal neutrons (red) are pre-cooled

by a premoderator (yellow) and further cooled down by a solid deuterium crystal (blue).

is the measurement of the free neutron’s

lifetime, an important physical

constant. This constant affects many

theoretical considerations such as the

composition of matter in the early universe.

The fast neutrons, which are

produced by fission in the reactor

core, are moderated down to thermal

energies inside the reactor. In order to

cool down these (epi-)thermal neutrons

originating from a reactor pulse

to low energies, a special UCN source

is needed (see Figure 5) which is

cooled down to around 10 to 30 K with

the help of liquid helium. As a first

step, the neutrons are cooled down to

the μeV range by interaction with a

stopper volume and a premoderator.

The stopper consists of a mixture of

graphite and bismuth. Around 10 mol

of hydrogen is frozen out inside the

source and acts as the premoderator.

The significant step into the ultra-cold

regime is realized by an inelastic

down-scattering process of the cold

neutrons by mainly one-phonon processes

at the crystal structure of the

main moderator, in this case 8 mol of

solid deuterium. This super-thermal

process creates ultra-cold neutrons

with energy below 335 neV.

At the FR MZ, two sources are

pursued [1]. One source, located at

beam tube C, has been developed in

collaboration with the Technical

University of Munich. The second

source is located at beam tube D.

While the UCN source at beam port C

is used for continuous reactor operation,

the UCN source at beam port D is

foreseen for pulsed mode operation.

The source at beam port D has been

upgraded in the last two years in

collaboration with the Institute of

Physics at the University of Mainz.

The performed improvements yielded

in a UCN density of 8.53 (5) cm -3 [15];

an increase by a factor of 3.5 compared

to the former UCN source.

4.4 Training and Education

Besides the mentioned experiments

above, a further important field of

application is the training and education

of professionals and students at

the institute and the FR MZ. For this,

the Institute of Nuclear Chemistry,

as a part of the university, provides

several options for students to train

them in nuclear chemistry, nuclear

physics and radiation protection.

The required nuclides for the traditional

nuclear chemistry lab courses

are produced in the irradiation facilities

of the reactor. The aim of these

courses is to give a broad overview of

the production, the properties and the

applications of radioisotopes in chemistry,

physics and life sciences. The

training bases on the course Experimental

Radiochemistry previously implemented

by Otto Hahn at the Kaiser-

Wilhelm-Institute of Physical Chemistry

in Berlin. In one experiment of this

14-days course, the students use the

fission products of irradiated uranium

to execute the same chemical experiments

as the pioneers of nuclear

chemistry did and which led to the

discovery of the nuclear fission.

Another unique feature is the socalled

reactor training, a course where

the participants learn to operate the

reactor under supervision. This course

is provided to students and, with some

variations, to the participants of the

reactor operator’s school at the Paul-

Scherer-Institute (PSI) in Villigen,

Switzerland. Within the training, the

participants are performing the daily

checklists. Furthermore, they train fuel

element handling, irradiation of samples

and finally they have the chance to

pulse the reactor by themselves.

Operating a research reactor

means in the same breath to deal with

radiation protection. Therefore the

crew of the FR MZ also consists of a

radiation protection crew with a wide

ranged competence. The over many

years gained experiences are passed

to participants of radiation protection

courses at the institute. In these

courses specialized fire fighters,

teachers or future radiation-protection-

officers are trained for a secure

handling of radioactive materials.

5 Outlook and Conclusion

After more than 50 years of operation,

the FR MZ is still an intensively

used university research reactor. The

research community has still a benefit

in this reactor, not only the research

group in the field of fundamental

research but also experimenters of

applied sciences from inside and

outside the university.

It is necessary for Germany to

develop and conserve the knowledge

and competences in nuclear chemistry

and reactor technologies, as well as

related fields such as radiation protection,

to retain a voice in international

committees. The student’s interest and

the demand for education and training

of them and other groups such as fire

fighters or operators from Switzerland

strengthens this assumption.

Due to the concept of a life-timecore

of the FR MZ with only moderate

fuel consumption in combination with

a reservoir of fresh fuel elements, an

ongoing operation until the end of the

next decade is possible.

References

[1] For more information,

see: http://www.prisma.uni-mainz.de/triga.php.

[2] For more information, see: http://www.bfe.bund.de/DE/kt/

kta-deutschland/forschungsreaktoren/forschungsreaktoren_

node.html.

[3] K. Eberhardt et al., IAEA Technical Reports Ser. 455 (2007)

537-545.

[4] U. Merten et al., Proc. 2nd U.N. Intern. Conf. Peaceful Uses of

Atomic Energy (1958) 789.

[5] A. W. McReynolds at al., Proc. 2nd U.N. Intern. Conf. Peaceful

Uses of Atomic Energy (1958) 1540.

[6] IAEA Technical Report Series No. 482, “History, Development

and Future of TRIGA Research Reactors”, International Atomic

Energy Agency, Vienna [2016] 91.

[7] H. Wäncke et al., Science 167 (1970) 523-525.

[8] D. Gerick, master thesis (2014), University of Heidelberg.

[9] S. Kaufmann et al., Jour. Phys. Conf. Ser. 599 (2015), 012033.

[10] C. Smorra et al., Phys. Rev. C 86 (2012) 044064.

[11] M. Eibach et al., Phys. Rev. C 89 (2014) 064318.

[12] D. Shaughnessy et al., The Chemistry of Superheavy Elements,

Springer, Berlin, 2nd Ed. (2014).

[13] J. Alstad et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 189 (1995) 133.

[14] D. Hild et al., Radiochim. Acta 101 (2013) 681.

[15] J. Kahlenberg et al., Eur. Phys. J. A 53 (2017) 226.

Authors

B.Sc. Jessica Riemer

Dr. Klaus Eberhardt

Dr. Christopher Geppert

Dr. Christian Gorges

Dr. Sergei Karpuk

Institut für Kernchemie

Johannes Gutenberg-Universität

Mainz

Fritz-Straßmann-Weg 2

55128 Mainz, Germany

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Zum Urteil des EuGH vom 29. Juli 2019:

Laufzeitverlängerung à la Belge – ein Erfolgsmodell?

Ulrike Feldmann

In dem vom Verfassungsgerichtshof Belgiens vorgelegten Vorabentscheidungsersuchen nach Art. 267 AEUV hat

der EuGH (Große Kammer) mit Urteil vom 29.07.2019 entschieden, dass das belgische Gesetz vom 28.06.2015 zur

Laufzeitverlängerung, mit dem das Gesetz vom 31.01.2003 über den schrittweisen Ausstieg aus der Kernenergie für

industrielle Stromerzeugung im Hinblick auf die Gewährleistung der Energie versorgungssicherheit abgeändert wurde,

ohne die erforderlichen vorherigen Umweltverträglichkeits prüfungen erlassen wurde.

I. Hintergrund

Nachdem der belgische Gesetzgeber 2003 entschieden

hatte, aus der Nutzung der Kernenergie zur Stromerzeugung

auszusteigen und den Betrieb der belgischen

Kernkraftwerke nach jeweils 40 Jahren Laufzeit zwischen

2015 und 2025 zu beenden, gestattete er mit Gesetz

vom 28.06.2015 vor dem Hintergrund einer potenziell

problematischen Stromversorgungssituation in Belgien

und unter der Voraussetzung der Durchführung umfangreicher

und in einem Long-Term-Operation“-Plan festgelegter

Nachrüstungsarbeiten zur Modernisierung und

Verbesserung der Sicherheit an beiden Blöcken wieder die

Stromerzeugung für den schon abgeschalteten KKW-Block

Doel 1 um weitere 10 Jahre (bis 15.02.2025) und für den

noch in Betrieb befindlichen KKW-Block Doel 2 um fast 10

zusätzliche Jahre (bis 01.12.2025).

Im September 2015 entschied die für die Nachrüstungsund

Modernisierungsarbeiten zuständige Föderalagentur

für Nuklearkontrolle (Agence Fédérale de Contrôle

Nucléaire, AFCN/Federaal Agentschap voor Nucleaire

Controle, FANC), dass eine Umweltverträglichkeits prüfung

(UVP) für diese Änderungen nicht erforderlich sei.

Mit Königlichem Erlass vom 27.09.2015 wurden die

Bedingungen für den Betrieb der beiden KKW-Blöcke

festgelegt. Außerdem schlossen die Betreiberin Electrabel

und der belgische Staat am 30.11.2015 ein Abkommen

über die Erstellung eines Investitionsplans mit einem

Volumen von 700 Mio. € zur Laufzeitverlängerung.

Gegen das Laufzeitverlängerungsgesetz vom 28.6.2015

erhoben zwei belgische Umweltvereinigungen Nichtigkeitsklage

vor dem belgischen Verfassungsgerichtshof.

(Die o. g. Entscheidung der FANK wie auch das o. g. Abkommen

zwischen Electrabel und dem belgischen Staat

wurden ebenfalls beklagt). Die Klagebegründung stützt

sich auf die fehlende Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung

(UVP), die aber nach Ansicht der

Klägerinnen nach

pp

dem Espoo-Übereinkommen zur grenzüberschreitenden

Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) von 1991,

pp

der UVP-Richtlinie über die Umweltverträglichkeitsprüfung

bei bestimmten öffentlichen und privaten

Projekten vom 13.12.2011 (nachfolgend: UVP-RL),

pp

der Fauna-Flora-Habitat-Richtlinie zur Erhaltung der

natürlichen Lebensräume sowie der wildlebenden Tiere

und Pflanzen (nachfolgend: Habitat-RL) von 1992 sowie

pp

der Richtlinie über die Erhaltung der wildlebenden

Vogelarten (Vogelschutzrichtlinie)

zwingend erforderlich sei.

Gleichfalls machen die Klägerinnen geltend, das Gesetz

sei unter Verletzung des Aarhus-Übereinkommens über

den Zugang zu Informationen, die Öffentlichkeitsbeteiligung

an Entscheidungsverfahren und den Zugang zu

Gerichten in Umweltangelegenheiten von 1998 ohne

Beteiligung der Öffentlichkeit beschlossen worden.

II. Zum Urteil des EuGH (RS C-411/17)

1) Verstoß gegen die UVP-Richtlinie?

a) Begriff des Projekts im Sinne der UVP-Richtlinie

Zunächst setzt sich das Gericht eingehend mit der Frage

des belgischen Verfassungsgerichtshofs auseinander, ob es

sich bei der Laufzeitverlängerung um ein „Projekt“ im

Sinne der UVP-RL handelt. Ausgehend vom Wortlaut des

Art. 1 Abs. 2 lit. a 1. Gedankenstrich bezieht sich nach

der Rechtsprechung des EuGH der Begriff „Projekt“ auf

Arbeiten und Eingriffe, die den materiellen Zustand eines

Platzes verändern. Unter Hinweis auf die umfangreichen

Arbeiten und Investitionen zur Modernisierung der

KKW-Blöcke und zur Gewährleistung der aktuellen Sicherheitsvorschriften

(u. a. Modernisierung der Kuppeln

beider Blöcke, Erneuerung der Abklingbecken, Errichtung

einer neuen Pumpanlage, Anpassung der Sockel zwecks

besseren Schutzes vor Hochwasser und Errichtung dreier

Gebäude zur Aufnahme der Lüftungseinrichtungen und

Brandschutzanlage) hält der EuGH diese Arbeiten für

„ geeignet, sich auf den materiellen Zustand der betroffenen

Gebiete auszuwirken“. Da das Gesetz zur Gestattung

der Laufzeitverlängerung umfangreiche Arbeiten voraussetze

und im o. g. Abkommen zudem von Arbeiten und

Investitionen die Rede sei, die für die Verlängerung der

Laufzeit dieser beiden Kraftwerke notwendig seien, und

sich im Übrigen Electrabel rechtsverbindlich verpflichtet

habe, diese Arbeiten bis Ende 2019 durchzuführen, sei

die beklagte Laufzeitverlängerung untrennbar mit den

dafür notwendigen Arbeiten und Investitionen verbunden.

Der EuGH bejaht somit – vorbehaltlich der Tatsachenwürdigung

durch den belgischen Verfassungsgerichtshof

– die Frage des vorlegenden Gerichts, ob die gesetzlich

vorgesehene Laufzeitverlängerung ein „Projekt“ im Sinne

der UVP-RL ist.

b) Erforderlichkeit einer UVP

In Anbetracht des „erheblichen“ Zeitraums von 10 Jahren

Laufzeitverlängerung sowie der umfangreichen und

notwendigen Renovierungsarbeiten kommt der EuGH

zu dem Ergebnis, dass diese Arbeiten im Hinblick auf

die Gefahr von Umweltauswirkungen „ein Ausmaß haben,

das dem der Erstinbetriebnahme dieser Kraftwerke

vergleichbar ist“ und somit die Voraussetzung der Erforderlichkeit

einer UVP erfüllt ist (Art. 1 Abs. 2.a UVP-RL iVm.

Art. 2 Abs. 1, Art. 4 Abs. 1, Anhang I Nr. 2.b und Nr. 24

UVP-RL).

Außerdem stellt das Gericht fest, das bei den geplanten

Laufzeitverlängerungen von Doel 1 und 2 mit „erheblichen

Auswirkungen auf die Umwelt eines anderen Mitgliedstaates“

zu rechnen sei, so dass das Projekt auch einem

grenzüberschreitenden Prüfungsverfahren nach Art. 7 der

UVP-RL zu unterziehen sei.

c) Zeitpunkt für die Durchführung der UVP

Art. 2 Abs. 1 UVP-RL schreibt vor, dass die UVP „vor

Erteilung der Genehmigung“ für ein Projekt zu erfolgen

hat, wobei nach Art. 2 Abs. 2.c UVP-RL die „Genehmigung“

die Entscheidung der zuständigen Behörde(n) meint,

„ aufgrund derer der Projektträger das Recht zur Durchführung

des Projekts erhält“. Bei einem mehrstufigen

Genehmigungsverfahren ist die UVP so früh, wie Ermittlung

und Prüfung der Umweltauswirkungen möglich sind,

durchzuführen.

Der EuGH weist darauf hin, dass das Gesetz zur Laufzeitverlängerung

eindeutig die Wiederaufnahme der

467

SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW

Spotlight on Nuclear Law

 The Decision of the European Court of Justice of 29 July 2019: Lifetime Extension à la Belge – A Successful Model? ı Ulrike Feldmann


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

SPOTLIGHT ON NUCLEAR LAW 468

Stromproduktion von Doel 1 gestatte und den Stilllegungstermin

für beide Blöcke um 10 bzw. fast 10 Jahre verschiebe,

so dass „auf den ersten Blick“ dieses Gesetz eine Genehmigung

im Sinne der UVP-Richtlinie zu sein scheine oder

doch zumindest im Hinblick auf die wesentlichen Merkmale

des Projekts den ersten Schritt eines Genehmigungsverfahrens

darstelle. Daher bedürften grundsätzlich auch

die mit der Laufzeitverlängerung untrennbar verbundenen

Renovierungsarbeiten, soweit ihre potenziellen Auswirkungen

bereits vor Erlass des Gesetzes ermittelbar seien –

was das vorzulegende Gericht zu prüfen habe – einer UVP.

d) Möglichkeit einer Ausnahme

von einer bestehenden UVP-Pflicht

Die UVP-RL (Art. 2 Abs. 4) lässt – ungeachtet der Pflichten

eines Mitgliedstaates im Hinblick auf eine grenzüberschreitende

UVP (Art. 7 UVP-RL) grundsätzlich Ausnahmen

von der UVP-Pflicht zu. Der EuGH hält es auch

nicht für grundsätzlich ausgeschlossen, dass die Notwendigkeit,

die Stromversorgungssicherheit zu gewährleisten,

eine solche Ausnahme begründen kann. Der

Mitgliedstaat müsse zum einen darlegen, dass

pp

die Gefahr für die Stromversorgungssicherheit „bei

vernünftiger Betrachtung wahrscheinlich ist“ und

pp

das fragliche Projekt so dringlich sei, dass es das

Unterbleiben der UVP rechtfertige.

Zum anderen müsse der Mitgliedstaat

pp

prüfen, ob eine andere Form der Feststellung der

Umweltauswirkungen angemessen sei,

pp

der Öffentlichkeit etwaige bei der Prüfung gewonnene

Informationen zugänglich machen und

pp

die Kommission über die Gründe für die Ausnahme

unterrichten (was erwiesenermaßen im vorliegenden

Fall nicht geschehen ist).

e) Gesetzgebungsakt als Ausnahme

vom Geltungsbereich der UVP-Richtlinie?

Gemäß Art. 1 Abs. 4 UVP-RL gilt die Richtlinie nicht für

Projekte, die im Einzelnen durch einen einzelstaatlichen

Gesetzgebungsakt genehmigt werden. Art. 1 Abs. 4

UVP-RL gibt dazu gleich selbst die Begründung: „..., da die

mit dieser Richtlinie verfolgten Ziele, einschließlich der

Bereitstellung von Informationen, im Wege des Gesetzgebungsverfahrens

erreicht werden“.

Der EuGH nennt zwei Voraussetzungen für die Ausnahme

vom Geltungsbereich:

pp

Zum einen muss der Gesetzgebungsakt die gleichen

Merkmale aufweisen wie eine Genehmigung; vor allem

muss er dem Projektträger das Recht zur Durchführung

des Projekts verleihen.

pp

Zum anderen müssen die mit der UVP-RL verfolgten

Ziele, wozu auch die Bereitstellung von Informationen

gehört, im Wege des Gesetzgebungsverfahrens erreicht

werden. Der Gesetzgeber muss daher zum Zeitpunkt

der „Genehmigung“ über ausreichende Angaben zum

Projekt verfügen. Mindestanforderungen enthält Art. 5

Abs. 3 UVP-RL.

Zwar, so der EuGH, sei es Sache des vorlegenden Gerichts

zu prüfen, ob diese Voraussetzungen erfüllt seien, jedoch

scheine dies in Anbetracht der dem EuGH vorliegenden Informationen

nicht der Fall zu sein. Auch sähe es so aus, als

ob das Laufzeitverlängerungsgesetz lediglich ein erster

Schritt des Genehmigungsverfahrens sei, so dass die

Ausnahmevoraussetzungen nicht erfüllt seien.

2) Verstoß gegen die Habitat-Richtlinie?

Der EuGH bejaht ebenfalls die grundsätzliche Anwendbarkeit

der Habitat-RL. Vor Erlass des Gesetzes zur

Laufzeitverlängerung hätte also eine Prüfung auf Verträglichkeit

mit den betroffenen geschützten Gebieten

erfolgen müssen, sofern die Art der Arbeiten und ihre

potenziellen Auswirkungen zu dem Zeitpunkt ermittelbar

waren. Die in Art. 6 Abs. 4 Habitat-RL vorgesehene Ausnahme

sei eng auszulegen und setze eine Analyse der

Auswirkungen eines Plans oder Projekts voraus. Die

Richter des EuGH betonen jedoch, dass die Energieversorgungssicherheit

in der EU eines der grundlegenden

Ziele der Unionspolitik im Energiebereich sei, und die

jederzeitige Gewährleistung der Stromversorgungssicherheit

in einem EU-Mitgliedstaat einen zwingenden Grund

des öffentlichen Interesses darstelle. Wenn das geschützte

Gebiet, dessen Beeinträchtigung zu besorgen sei, einen

„prioritären“ Lebensraum“ oder eine „prioritäre“ Art einschließe,

könne ferner die Notwendigkeit der Abwendung

einer tatsächlichen und schwerwiegenden Gefahr der

Unterbrechung der Stromversorgung einen Grund der

öffentlichen Sicherheit im Sinne der Ausnahmevorschrift

in Art. 6 Abs. 4 Habitat-RL darstellen.

3) Verstoß gegen das Espoo-Übereinkommen?

Da bereits im Rahmen der Prüfung der UVP-RL festgestellt

wurde, dass ein Verfahren zur Prüfung der grenzüberschreitenden

Auswirkungen des Projekts durchgeführt

werden muss, erübrigte sich eine gesonderte Prüfung der

Fragen des vorlegenden Gerichts zur Vereinbarkeit des

Gesetzes zur Laufzeitverlängerung mit dem Espoo-Übereinkommen.

4) Aufrechterhaltung der Wirkungen

des Gesetzes zur Laufzeitverlängerung

Hierzu konstatiert der EuGH, dass zwar weder die UVP-RL

noch die Habitat-RL die Folgen aus einem Verstoß gegen

die in den beiden Richtlinien statuierten Pflichten aufzeigen,

dass aber die Mitgliedstaaten nach dem in Art. 4

Abs. 3 EUV festgelegten Grundsatz der loyalen Zusammenarbeit

zur Beseitigung der rechtswidrigen Folgen eines Verstoßes

gegen das Unionsrecht verpflichtet sind, z. B. durch

Rücknahme oder Aussetzung erteilter Genehmi gungen.

Das Unionsrecht lasse es aber zu, dass ein nationales Gericht

im Einklang mit der nationalen Rechtsordnung die

rechtswidrigen Folgen eines Verstoßes gegen die beiden

Richtlinien ausnahmsweise aufrechterhalten könne, sofern

die Aufrechterhaltung durch zwingende Erwägungen

gerechtfertigt ist verbunden mit der Not wendigkeit, die

tatsächliche und schwerwiegende Gefahr einer Unterbrechung

der Stromversorgung des betref fenden Mitgliedstaates

abzuwenden und kein anderes Mittel zur Abwehr

dieser Gefahr zur Verfügung steht. Der EuGH betont, dass

die Aufrechterhaltung des rechts widrigen Zustandes nur

für die Zeit gelten darf, „der absolut notwendig ist, um die

betreffende Rechtswidrigkeit zu beseitigen“.

III. Fazit

Im Lichte dieses EuGH-Urteils wird nun der belgische

Verfassungsgerichtshof über die Nichtigkeitsklage zu entscheiden

haben.

Es sieht jedoch nicht so aus, als ob das Laufzeitverlängerungsmodell

„à la Belge“ als Blaupause für andere

EU-Mitgliedstaaten tauglich ist. Zwar hält der EuGH unter

bestimmten Voraussetzungen eine Ausnahme von der im

Inland grundsätzlich erforderlichen UVP für möglich. Fest

steht aber bereits, dass eine dieser Voraussetzungen, die

Unterrichtung der Kommission, nicht erfüllt ist. Erhebliche

Zweifel lässt der EuGH zudem im Hinblick auf die

Erfüllung der Voraussetzungen für eine Ausnahme vom

Geltungsbereich der UVP-RL erkennen. Im Übrigen lässt

der EuGH keine Zweifel daran, dass das belgische Laufzeitverlängerungsgesetz

gegen die Vorschriften über die

grenzüberschreitende UVP (Espoo-Konvention) erlassen

wurde.

Author

Ulrike Feldmann

Berlin, Deutschland

Spotlight on Nuclear Law

The Decision of the European Court of Justice of 29 July 2019: Lifetime Extension à la Belge – A Successful Model? ı Ulrike Feldmann


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Das DIW-Papier über die „teure und

gefährliche“ Kernenergie auf dem

Prüfstand

Anna Veronika Wendland und Björn Peters

Abstract Ende Juli 2019 veröffentlichte eine Wissenschaftlergruppe des DIW Berlin ein weithin beachtetes Papier,

das davor warnt, die Kernenergie als Instrument zur Senkung der CO 2 -Emissionen in der Energiewirtschaft zu nutzen.

[1] Zu teuer und zu gefährlich sei die Nutzung von Kernkraftwerken. Der wahre Grund für die Nutzung der Kernenergie

sei ihr militärisches Potenzial. Mit seinem Papier reagierte das DIW auf die neuerdings auflebende Kontroverse um die

Krise der Energiewende, die Folgen des deutschen Atomausstiegs und die Rolle der Kernenergie in einer weltweiten

Klimastrategie.

In diesem Beitrag werden die

Argumente der DIW-Studie einer

kritischen Prüfung unterzogen und

sowohl die Berechnungen untersucht

als auch die wirtschafts- und technikhistorischen

Annahmen des DIW

sowie seine Aussagen zur Reaktorsicherheit

geprüft. Im Ergebnis ist

festzustellen, dass das DIW-Papier in

diesen zentralen Punkten gegen die

Standards guten wissenschaftlichen

Arbeitens verstößt. Die Autoren

können ihr Ergebnis nur erzielen, weil

Forschungsdaten und Forschungsliteratur

selektiv aufbereitet, aktuelle

Forschungsstände nicht rezipiert und

Sachverhalte fehlerhaft dargestellt

wurden. In wesentlichen inhaltlichen

Punkten und in der Wortwahl folgt

das DIW unkritisch den Narrativen

der Anti-Atom-Bewegung.

An die Stelle eines solchen aktivistischen

Ansatzes sollte eine evidenzbasierte,

technologieneutrale internationale

Diskussion über die Instrumente

einer guten Klimastrategie

treten. Diese sollte die Kernenergie

einschließen, so wie es auch der Weltklimarat

IPCC tut.

Einleitung:

Gegenstand und Vorgehen

Ende Juli 2019 veröffentlichte eine

Autorengruppe des Deutschen Instituts

für Wirtschaftsforschung e. V.

(DIW Berlin) ein Papier, das davor

warnt, die Kernenergie als Instrument

zur Senkung der CO 2 -Emissionen in

der Energiewirtschaft zu nutzen. „Zu

teuer und gefährlich“ sei der Betrieb

von Kernkraftwerken. [2]

„Die Ergebnisse zeigen, dass Atomkraft

aufgrund radioaktiver Strahlung

für über eine Millionen Jahre mitnichten

als „sauber“ bezeichnet werden

kann, sondern für Mensch und Umwelt

gefährlich ist. Zudem fallen hohe

Risiken bezüglich Proliferation an.

Eine empirische Erhebung aller jemals

gebauten 674 Atomkraftwerke zeigt,

dass privatwirtschaftliche Motive von

Anfang an keine Rolle gespielt haben,

sondern militärische Interessen.“ [3]

Mit diesem Papier reagiert das DIW

nach eigenen Angaben [4] auf die neuerdings

intensiver geführte Diskussion

um die Krise der Energiewende und

um die Rolle der Kernenergie in einer

weltweiten Klimastrategie. Politiker,

Medien und Atomgegner zitieren

die DIW- Publikation nun als abschließendes

wissenschaftliches Verdikt

über die Kernenergie – allerdings

ungeprüft. Besonders die Behauptung

des DIW, es habe „alle Atomkraftwerke“

einer genauen Analyse unterzogen,

wird als innovatives Argument

wahrgenommen. [5]

Gleichwohl erinnert bereits die

apodiktische und alarmistische Titelwahl

der Autoren mehr an die Diktion

der Anti-Atom-Bewegung als an jene

der nüchternen Wissenschaft. Der

hohe Ton der Anti-Atom-Demonstrationen

kennzeichnet auch ein vom

DIW publiziertes Interview mit dem

Studien-Mitautor Christian von

Hirschhausen. [6] Es besteht daher

Grund zu der Annahme, dass das

DIW-Papier keineswegs unvoreingenommen

vorgeht. Taugt es also als

Referenz in einer evidenzbasierten

Diskussion über einen klimafreundlichen

Energiemix? Um diese Frage

zu beantworten, muss das Papier

einer Prüfung nach wissenschaftlichen

Kriterien unterzogen werden.

Im Zentrum des DIW-Textes, der

sich selber mal als „betriebswirtschaftliche

und wirtschaftshistorische

Analyse“, mal als „Studie“ präsentiert

[7], stehen eine Frage, eine Antwort

und drei Argumente. Die Frage lautet:

Sollte die Kernenergienutzung eine

Rolle bei der Dekarbonisierung unserer

Industriegesellschaft spielen, so

wie es auch in den IPCC-Szenarien für

die Erreichung von Klimazielen [8]

beschrieben wird? Die DIW-Experten

beantworten diese Frage, ganz

konform mit der Politik der Bundesregierung,

mit Nein. Ihre Argumente:

Erstens sei Kernenergienutzung viel

zu teuer. Zweitens sei die Kernenergie

überhaupt nur in der Welt, weil

militärische Motive Staaten dazu

bewogen hätten, Kernkraftwerke

wider jeden ökonomischen Sachverstand

zu betreiben. Und drittens seien

Kernkraftwerke zu gefährlich.

Lediglich für das erste Argument –

das betriebs- und energiewirtschaftliche

Argument zu den Kosten der

Kernenergie – besitzt das DIW Hausexpertise

und wartet mit eigenen

Berechnungen auf. In den Bereichen

Kernenergiegeschichte, Reaktor- und

Proliferationssicherheit sowie Strahlen

biologie, den Gegenstandsbereichen

des zweiten und dritten

Arguments, betreiben die Autoren

ausweislich ihrer Publikationslisten

[9] keine eigene Forschung und

beschränken sich daher auf das

Zitieren von Forschungsliteratur und

anderen Publikationen.

Die Aufgabe einer sachlichkritischen

Überprüfung ist folglich,

die DIW-Berechnungen für das

Argument 1 auf Methodik und

Plausibilität zu prüfen sowie im Falle

der sekundärliteratur-basierten Argumente

2 und 3 zu untersuchen, auf

welchem Wege die Autoren des

Papiers zu ihren Aussagen kommen

und ob diese durch den Forschungsstand

gut begründet sind. Das ist

der Gegenstand der Abschnitte 1 bis 3.

Im Abschnitt 4 folgt eine generelle

Einordnung und Kritik des DIW-

Ansatzes im systemischen Kontext

von Energiewirtschaften. Im fünften

Abschnitt folgt ein Fazit.

1 „Atomkraft ist zu teuer“

In der Einleitung zum Papier behaupten

die DIW-Autoren, sie hätten „eine

469

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW

Energy Policy, Economy and Law

Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 470

empirische Erhebung aller jemals

gebauten 674 Atomkraftwerke“ durchgeführt,

die zeige, „dass privatwirtschaftliche

Motive von Anfang an

keine Rolle gespielt haben, sondern

militärische Interessen.“ [10] Es folgt

eine eigene Berechnung des Nettobarwerts

von KKW-Investitionen, die

man durch Eingabe von Variablen in

ein Monte-Carlo-Analyseprogramm

erzeugt hat. Alle Kombinationen

dieser Variablen ergeben laut DIW

deutlich negative Nettobarwerte

zwischen den Extremwerten 1,5 bis

8,9 Milliarden Euro Verlust. [11] Es ist

diese anspruchsvoll klingende Kombination

von historischer Empirie,

Berechnung von Neuinvestitionen

und stochastischer Methode, die bei

fachlich nicht vorgebildeten Lesern

den Eindruck erzeugt, hier werde

erstmals die globale Kernenergiewirtschaft

in Vergangenheit und Gegenwart

mit wissenschaftlicher Methodik

auf Herz und Nieren geprüft.

Die Autoren stützen sich dabei auf

das empirische Material einer „Data

Documentation“ des DIW von 2018

über Kernkraftwerke weltweit, an der

zwei der jetzigen Autoren mitgearbeitet

haben. [12] Flankiert wird

dieser Argumentationskern von Referenzen

auf Fach- und andere Literatur.

Hier fällt ein hoher Anteil atomkritischer

Quellen auf, darunter auch

nichtwissenschaftliche Publikationen

aus der Anti-Atom-Szene. [13] Die

DIW-Aussage „Weitere Studien haben

in jüngerer Zeit die mangelnde Wettbewerbsfähigkeit

der Atomenergie

bestätigt“ wird jedoch mit zwei

Literaturbelegen versehen, die diesen

Schluss überhaupt nicht zulassen.

[14]

Als empirische Hauptquelle nutzen

die Autoren die DIW-eigene Datensammlung.

Sie ist, abgesehen von

einem Überblick über Diffusionsphasen

und -typen der Kernenergietechnik,

ein unspektakuläres Werk.

Sie gibt, nach Ländern geordnet, Auskunft

über Standorte, Reaktortypen,

Blockleistung, Laufzeiten, die mit

Informationen über die Entwicklung

der einzelnen Atomwirtschaften

ange reichert werden. Diese Daten

beziehen die Autoren nicht aus Primärquellen,

sondern aus Überblicksdarstellungen

anderer Autoren sowie

statistischen Angaben von Organisationen

wie der IAEA. Es wurden

keine einzelnen Anlagen einer tieferen

Analyse unterzogen, etwa auf Grundlage

von Geschäftsberichten. Wir

finden in der Publikation nur für sehr

wenige Anlagen Informationen über

Bau kosten [15], und keine Angaben

über konkret geflossene staatliche

Fördersummen, Stromgestehungskosten

oder Jahresvolllaststunden –

Daten, die man eigentlich bräuchte,

um dem Anspruch einer wie behauptet

umfassenden historischen „empirischen

Analyse“ zu genügen. Lediglich

für heute geplante oder im Bau

befindliche Anlagen nennt das DIW

detailliertere Angaben zu „aktuellen

Kostenschätzungen“ und gibt dazu

auch weiterführende Literatur an.

[16]

Die eigentliche Berechnung, die das

DIW selbst durchführt, beruht daher

gar nicht auf historischen Primärdaten

aus der zitierten Datensammlung,

sondern aus selbst – und teil weise willkürlich

– angesetzten Parametern, die

in das Monte-Carlo- Programm eingegeben

werden. Gleichwohl suggerieren

die Autoren, diese Parameter seien

empirisch und historisch wohl begründet

und hätten etwas mit der

Datensammlung zu tun.

Allerdings lassen die vom DIW

gewählten Verfahren grundsätzliche

Zweifel aufkommen, ob dort die

Methoden der Investitionsrechnung

in der Energiewirtschaft beherrscht

werden, was sich an vielen Einzelheiten

zeigt. Dazu haben wir eine Investitionsrechnung

erstellt, um die Ergebnisse

des DIW zu reproduzieren. Als

Vorlage diente ein Muster, das einer

der Verfasser [17] in der Praxis häufig

eingesetzt hat und das vielfach von

Wirtschaftsprüfern testiert ist. Die

Frage ist nun: Wenn die Regeln der

Berechnung der Wirtschaftlichkeit

(z. B. der IAS [18]) berücksichtigt

werden, welche Annahmen müssen

dann getroffen werden, um die Ergebnisse

des DIW zu reproduzieren?

Dieses Verfahren nennt sich Reverse

Engineering und wird häufig angewandt

bei der Due Diligence von Unternehmen,

also bei dessen sorg fältiger

Überprüfung vor Kauf oder vor der

Gründung von Gemeinschaftsunternehmen.

Wir untersuchen also im

Folgenden die Sinnhaftigkeit der vom

DIW getroffenen Annahmen. Dort, wo

das DIW keine Aussagen über notwendige

Annahmen macht, treffen

wir eigene auf Basis von Industriestandards.

Vorab einige grundlegende Bemerkungen

über die Methodik des DIW.

pp

Als relevanten Parameter zur

Darstellung der Investitionskosten

setzt das DIW den Anlagenpreis an.

Ob ein Kraftwerk als „teuer“ oder

„billig“ anzusehen ist, lässt sich

aber nicht allein am Anlagenpreis

ablesen. Entscheidend ist, wie sich

die getätigte Investition rentiert,

welchen Ertrag in Form von verkaufter

Energie (Strom, Wärme)

sie in Relation zu den Investitionskosten

einbringt. Wenn ein Kraftwerk

also viel Energie verkauft,

rechnet sich auch eine hohe Investition.

Andererseits kann ein Kraftwerk

trotz eines optisch niedrigen

Anlagenpreises unrentabel sein,

nämlich wenn es nur wenig oder

im Extremfall gar keine Energie

verkauft.

Um diesen Wert, die spezifischen

Investitionskosten, zu ermitteln,

dividiert man die Gesamtinvestition

durch die Anzahl der

erwartbar während eines Jahres

abgesetzter Kilowattstunden (die

sogenannte „Jahresarbeits stunde“)

und erhält eine Angabe in EUR/

(kWh·a). Dazu muss man die

Auslastung der Anlage („Volllaststunden“)

kennen, angegeben in

MWh/MW oder kurz in h/a, also

die insgesamt ins Stromnetz

eingespeiste Energie eines Jahres

dividiert durch die Kapazität der

Anlage.

Ausgerechnet dieser für die Investitionsrechnung

jedes Kraftwerks

wesentliche Parameter der Auslastung

fehlt jedoch im DIW-

Papier. Dies lässt befürchten, dass

das DIW über keine hinreichenden

Kenntnisse und Erfahrungen in

Investitionsrechnung für alle Arten

von Erzeugungsanlagen für elektrische

Energie verfügt.

pp

Das DIW ermittelt die Wirtschaftlichkeit

einer Investition in Kernkraftwerke

anhand des Nettobarwerts

(net present value, NPV

[20]). Als wichtigste Erfolgskennzahl

dient in der Investitionsrechnung

indes nicht der Nettobarwert,

sondern die interne Verzinsung des

eingesetzten Kapitals (interner

Zinsfuß, internal rate of return,

IRR [21]). Diese Kennzahl erwähnt

das DIW nicht. Der Nettobarwert

bedarf zur Berechnung der IRR

eines zusätzlichen Zinsparameters,

der willkürlich gewählt werden

muss, und den das DIW ebenfalls

simuliert: die gewichteten Kapitalkosten

oder WACC (Weighted

Average Cost of Capital). In der Tat

treffen Firmen Investitionsentscheidungen

durch den Vergleich

des IRR einer spezifischen Investition

mit ihren Kapitalkosten. Der

NPV ist dabei nur eine untergeordnete

Hilfsgröße.

pp

Mehrere zentrale Berechnungsparameter

werden vom DIW

nicht angegeben. Die fehlende Angabe

über die Anzahl der

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Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Volllaststunden wurde bereits erwähnt.

Von zentraler Bedeutung

für die Berechnung des Nettobarwerts

oder des IRR einer Investition

sind auch Annahmen über

a. die allgemeine

Preissteigerungsrate,

b. die Bauzeit und

den Baufortschritt,

c. Abschreibungsregeln und

d. die Unternehmensbesteuerung.

pp

Zusätzlich ist betriebswirtschaftlich

relevant, ob und wie ein Kraftwerksbetreiber

neben eigenem

Geld („Eigenkapital“) auch Fremdkapital

in Form von Bankdarlehen

oder Unternehmensanleihen zur

Finanzierung der Investitionen

einsetzt. Dieser Faktor wurde von

den DIW-Autoren ignoriert.

Im Detail wurden die vom DIW angegebenen

und gewählten Parameter in

einigen Fällen sehr willkürlich und

ohne Bezug zur heutigen Investitionspraxis,

aber auch ohne historische

Kontextualisierung gewählt.

1. Der Parameterbereich für die

Simulation des Ertrags je Megawattstunde

des KKW-Betreibers

beginnt bei 20 EUR/MWh und

endet bei 80 EUR/MWh. Dies ist

zwar eine historisch korrekte, aber

praxisferne Angabe. Marktteilnehmer

wissen, dass die Untergrenze,

ab der andere thermische

Kraftwerke profitabel werden, bei

etwa 50 EUR/MWh beginnt. [24]

Dies gilt für Kohlekraftwerke;

Gas- und Ölkraftwerke liegen noch

deutlich teurer, und CO 2 -Preise

sind hierin noch nicht eingerechnet.

Dass Großhandelspreise unter

20 EUR/MWh vor zwanzig Jahren

nicht zur Insolvenz der Energieversorger

führten, liegt daran, dass

die Gestehungskosten damaliger

Kohle- und Kernkraftwerke deutlich

niedriger lagen als heute.

Die obere Ertragsgrenze für Grundlaststrom

wird von den DIW-Autoren

unterschätzt. Gerade in

Deutschland würden bei einem

weiteren Ausbau der Solar- und

Windenergie und nach einem

gelungenen Kohleausstieg als zuverlässige

Stromerzeuger im wesentlichen

nur Gaskraftwerke übrig bleiben,

um den Zusammenbruch der

Stromversorgung zu vermeiden. Da

die sehr effizienten Gas- und Dampfkraftwerke

(GuD, bis zu 60 Prozent

Wirkungsgrad, ca. 60 bis 80 EUR/

MWh Gestehungskosten) nicht

flexibel genug auf Lastän derungen

reagieren können, müssten viel

weniger effiziente Gasmotorenoder

Gasturbinenkraftwerke (ca.

30–35 Prozent Wirkungsgrad, ca.

100–140 EUR/MWh Gestehungskosten)

den Hauptteil der Stromversorgung

übernehmen in allen

Jahresstunden, in denen Solar- und

Windenergie nicht genügend Strom

liefern.

Nach unseren Simulationen betrifft

dies selbst bei rechnerischer Vollversorgung

aus Sonne und Wind

etwa 6.000 der insgesamt 8.760

Jahresstunden. In der weit überwiegenden

Zeit des Jahres wären

damit die Gaskraftwerke preissetzend.

Alle seriösen Schätzungen

für einen Strompreis ab Mitte der

2020er-Jahre gehen daher von

mittleren Strompreisen von 80–

120 EUR/MWh aus. Hierin noch

nicht eingerechnet sind die Kosten

künftiger CO 2 -Besteuerung oder

CO 2 -Emissionshandels, die je nach

politischer Strategie weitere 20–

150 EUR/MWh an Zusatzkosten

verursachen können.

2. Die DIW-Autoren berücksichtigen

weder Rückbau- noch Endlagerungskosten,

was unüblich ist.

Diese sind gesetzlich während der

gesamten Betriebszeit in Form von

Rücklagen aufzubauen und stehen

für keine anderen Zwecke zur

Verfügung.

3. Kein Kernkraftwerk darf ohne eine

ausreichende Vorsorge für die

Erfüllung gesetzlicher Schadensersatzverpflichtungen

(Deckungsvor

sorge) in Schadensverläufen,

die ein Kernkraftwerk durchlaufen

kann, betrieben werden. [25] Die

DIW-Autoren behaupten das

Gegenteil [26], führen dafür jedoch

keine wissenschaftlichen

Quellen an, sondern ein von der

Erneuerbaren-Lobby in Auftrag

gegebenes Gutachten. Dieses verwendet

Schadensszenarien weit

jenseits dessen, was in der seriösen

Literatur angenommen wird, und

kommt dadurch hypothetisch zu

exorbitant hohen Versicherungskosten,

die in der Praxis irrelevant

sind. [27]

Gegen die energietechnische Kompetenz

der DIW-Autoren spricht,

dass sie als Laufzeit eines Lei s-

tungs kernreaktors 40 Jahre zugrunde

legen. [28] Erfahrungsgemäß

lassen sich Kernkraftwerke

jedoch weit länger sicher betreiben.

Ein aus reichendes Niveau an

Wartungs- und Reinvestitionsbudgets

vorausgesetzt, können sie

durch aus 20 – 40 Jahre längere

Betriebs dauern erreichen. Neuere

Reaktormodelle wie beispielsweise

der EPR sind von vornherein für

eine Laufzeit von 60 Jahren ausgelegt,

auch hier mit der Option

auf Verlängerung. [29] Die längere

Laufzeit spielt für die Wirtschaftlichkeit

vor allem dann eine

wesent liche Rolle, wenn Preissteigerungsraten

im Rahmen der

allgemeinen Inflationserwartung

eingerechnet werden, und wenn

niedrige Abzinsungsfaktoren für

künftige Zahlungsströme angenommen

werden.

Die oben genannten Punkte dokumentieren,

dass das DIW Verfahren

verwendet, die fern von der energiewirtschaftlichen

Praxis sind.

Um nun die Methodik des DIW zu

überprüfen, haben wir den einzigen

Fixpunkt in den DIW-Berechnungen

als Vergleich herangezogen. Dies ist

der Nettobarwert (NPV) von minus

1,5 Milliarden Euro als „bestes“ Ergebnis

der DIW-Simulation, das sich

ergibt bei genannten Investitionsparametern

von vier Milliarden Euro

Errichtungskosten für ein Kernkraftwerk

mit 1.000 MW elektrischer

Leistung, 80 Euro je Megawattstunde

Verkaufserlös und 4 Prozent an

gewichteten Kapitalkosten (WACC)

für das Betreiberunternehmen. [30]

Neben den von den DIW-Autoren

genannten Investitionsparametern

sind für die Investitionsrechnung

jedoch weitere Parameter relevant, die

die Autoren nicht nennen. Im Rahmen

von Reverse Engineering haben wir für

diese Parameter An nahmen getroffen,

die so gewählt sind, dass sie mit den

quantitativen Angaben des DIW-

Papiers übereinstimmen. Mit allgemein

gängigen Methoden der Investitionsrechnung

haben wir das DIW-

Ergebnis repro duziert und dazu

diejenigen Para meter errechnet, die

die DIW-Studie nicht explizit nennt,

aber notwen diger weise in die Modellierung

des Nettobarwerts einfließen

müssen. Um zum gleichen Ergebnis

wie die DIW-Autoren zu kommen,

ergaben sich für diese Parameter

jedoch Werte, die in der Investitionspraxis

irrelevant sind.

Im Folgenden nennen wir für

sieben Parameter, für die die DIW-

Studie keine Angaben macht, jeweils

die Werte, die diese Parameter

annehmen müssen, um zum DIW-

Ergebnis zu führen. Die DIW-Autoren

werden bei ihrer Simulation folglich

explizit oder implizit mit diesen von

uns vermuteten Parameterwerten

gearbeitet haben. Dem stellen wir

jeweils die üblichen Parameterwerte

aus der Praxis gegenüber.

pp

Bauzeit: Kernkraftwerke können

zwar in sechs Jahren errichtet

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 471

Energy Policy, Economy and Law

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ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 472

werden, zumal wenn die Standardisierung

bei Errichtung und Aufsichtswesen

hoch ist und die Beteiligten

routinisierte Formen der Zusammenarbeit

entwickeln. Wir gehen

aber davon aus, dass das DIW

zehn Jahre angenommen hat und

die Baukosten gleichmäßig auf die

Jahre der Bauphase verteilt hat.

Tatsächlich verteilen sich die Baukosten

in der Praxis ungleich über

die Jahre; die letzten Zahlungen

bei Kraftwerksneu bauten fallen in

der Regel erst einige Zeit nach Betriebsbeginn

an. Wir gehen zudem

davon aus, dass auch das DIW angenommen

hat, dass eventuell anfallende

Bauzeit zinsen (im Fall der

teilweisen Fremdfinanzierung der

Investition) aktiviert werden, d. h.

nach und nach abgeschrieben werden.

pp

Preissteigerungsrate: Wir gehen

davon aus, dass das DIW eine

Preis steigerungsrate von null

modelliert hat. Tatsächlich ist ein

Erwartungswert für die Teuerungsrate

von 1 bis 2 Prozent üblich.

Je höher sie liegt, desto stärker

steigen die Umsatzerlöse aus dem

Stromverkauf, und desto leichter

fällt es, eventuell eingesetztes

Fremdkapital zurückzuzahlen. Aus

der Praxis empfehlen wir, als Preissteigerungsrate

1,5 Prozent anzusetzen.

pp

Volllaststunden: Kernkraftwerke

laufen typischerweise in der

Grund last und erreichen leicht

7.500 und mehr Volllaststunden

pro Jahr (h/a, das Jahr hat 8.760

Stunden). Werden Kernkraftwerke

im Lastfolgebetrieb eingesetzt,

erreichen sie nur ca. 6.000 h/a,

können dann aber ihre elektrische

Energie teurer verkaufen. Demgegenüber

dürfte das DIW die Anzahl

der Volllaststunden mit nur

etwa 3.400 h/a angesetzt haben.

Dies entspricht dem Erwartungswert

des deutschen Kraftwerksparks

als Ganzem, wie wir aus

eigenen Berechnungen wissen.

Dieser niedrige Wert ergibt sich vor

allem aus der Tatsache, dass Windund

Solarkraftwerke tageszeitund

wetterbedingt nur eine vergleichsweise

geringe Anzahl von

Volllaststunden beitragen können

– eine Einschränkung, der Kernkraftwerke

nicht unterworfen sind.

Die Wahl des Parameters Volllaststunden

des DIW steht im

Übrigen im Widerspruch zum vom

DIW selbstformulierten Anspruch,

historische und internationale

Daten verwendet zu haben. In der

globalen Praxis werden Kernkraftwerke

so eingesetzt, dass sie im

Durchschnitt 6.000 bis 7.000 Volllaststunden

erreichen. [31]

pp

Wärmeverkauf: Kernkraftwerke

werden in vielen Ländern dazu

eingesetzt, die lokale Bevölkerung

mit Nah- und Fernwärme zu versorgen.

Wir gehen davon aus, dass

das DIW diese Tatsache nicht

berücksichtigt und das aus dem

Wärmeverkauf resultierende zusätzliche

Einnahmepotential außer

Acht gelassen hat. Wärme kann

typischerweise mit 10–15 EUR/

MWh verkauft werden. Werden industrielle

Wärmekunden bedient,

kann durch den Wärmeverkauf in

der Regel zusätzlich so viel zusätzlich

erlöst werden, wie etwa

der Hälfte des Absatzes an elektrischer

Energie entspricht. Weil

elektrische Energie viel höherwertiger

ist und höher vergütet

wird, spielt Wärmeverkauf aber

nur eine untergeordnete Rolle

beim Umsatz.

pp

Fremdfinanzierung: Üblicherweise

werden Kraftwerke zum größeren

Teil mit Fremdkapital finanziert

(zu ca. 50 bis 70 Prozent). Dies

scheint das DIW außer Acht gelassen

zu haben. Aus volkswirtschaftlicher

Sicht könnte man

das sogar zurecht tun, denn

während die teilweise Fremdfinanzierung

zwar aus betriebswirt

schaftlicher Sicht ein wesentliches

Mittel zur Gewinnsteigerung

ist, verteilt sie volkswirtschaftlich

gesehen doch nur die Gewinne

einer Unternehmung ungleich auf

die verschiedenen Finanzierer. Die

DIW-Studie hat allerdings den

Anspruch, zu ergründen, welchen

Gewinn oder Verlust ein Kernkraftwerksprojekt

für den Auftraggeber

erzielen wird. Ist dieser ein privates

Unternehmen, ist die betriebswirtschaftliche

Perspektive maßgeblich.

Daher modellieren wir mit

60 Prozent Fremdfinanzierung,

lassen die Bauzeitzinsen aber vom

Eigenkapitalgeber finanzieren. Zudem

kalkulieren wir marktüblich

mit einem Zinssatz von 2,5 Pro zent

[32], einer Laufzeit von 35 Jahren,

gerechnet ab Betriebsbeginn, einer

Auszahlung parallel mit dem Eigenkapital

und einer gleichmäßigen

Tilgung über die gesamte Laufzeit.

pp

Steuern und Abschreibungen:

Wir gehen davon aus, dass das DIW

Steuern mit 30 Prozent des steuerlichen

Ergebnisses modelliert

hat, was Umsatzerlösen minus

Betriebs kosten, Abschreibungen

und Zinsen entspricht. Diesen

Steuersatz übernehmen wir, auch

wenn er am oberen Ende in Europa

liegt. Außerdem modellieren wir

mit einer Abschreibungsdauer von

40 Jahren, ohne auf die unterschiedlichen

Abschreibungsdauern

verschiedener Komponenten

wie Bauwerke, technische Anlagen

und Schaltelektronik einzugehen.

Beide Parameter sind notwendig

für die Modellierung, werden im

DIW-Papier aber nicht angegeben.

pp

Technische Lebensdauer: Das

DIW nimmt 40 Jahre als tech nische

Lebensdauer von Kernkraftwerken

an. Wir modellieren sie mit 60

Jahren und haben dies oben begründet.

Bei einigen weiteren Parametern

halten wir die Annahmen des DIW für

realistisch und haben sie in unser

eigenes Modell übernommen:

Für Wartung und Instandhaltung

nimmt das DIW 90 Euro je Kilowatt

und Jahr an, mithin 90 Mio. Euro jährlich,

was wir als zutreffend einschätzen.

Dies entspricht 2,25 Prozent

der Bausumme von mindestens 4 Mrd.

Euro. In der Praxis gilt ein Erfahrungswert

von 2,50 Prozent der Bausumme

als Richtwert, hier hat das DIW den

Wert nicht zu eigenen Gunsten ausgereizt.

Als Betriebs- und Kernbrennstoffkosten

nimmt das DIW etwa

12 Euro je Megawattstunde an. Dies

ist ein Wert, der die hohen Fixkostenanteile

Personal und Versicherung mit

einschließt. Tatsächlich sollte der

Wert bei steigender Anzahl von Volllaststunden

degressiv verlaufen, da

die Brennstoffkosten selbst nur eine

untergeordnete Rolle spielen. Wir

halten den Wert, der sich bei einer

realistisch angesetzten Anzahl von

Volllaststunden (6.000 h/a) mit

72 Mio. Euro jährlich errechnet, für

übertrieben hoch, haben diesen aber

dennoch konservativ übernommen

und begründen das weiter unten.

Die Variation des Nettobarwerts,

des IRR und des LCoE (Levelized Cost

of Electricity) gibt die folgende

Tabelle für den besten Fall, den das

DIW berechnet hat, an (80 EUR/MWh

Verkaufserlös je Megawattstunde, vier

Prozent WACC und 4.000 Euro je kW

Errichtungskosten).

Durch Anpassung der Parameter

der DIW-Investitionsrechnung auf

branchenübliche Werte steigt der

Netto barwert einer Investition in ein

Kernkraftwerk für den berechneten

Fall also um fast fünf Milliarden Euro.

Allerdings werden die Betriebskosten

vom DIW wie oben erwähnt

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Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


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Parameter Einheit DIW-Wert Realistischer

Wert

vermutlich zu hoch angesetzt.

Anderer seits hat das DIW die verpflichtende

Bildung von Rücklagen

für den Rückbau nicht berücksichtigt,

was die zu hoch angenommenen

Betriebskosten teilkompensiert. Insgesamt

wollen wir den Betriebskostenansatz

daher nicht in Frage stellen,

sind uns aber sicher, dass mit diesen

Kostenansätzen der Rückbau so geleistet

werden kann, dass keine

weiteren Kosten auf die Allgemeinheit

zukommen. Über Investitionen wird

in der Praxis schließlich unter Berücksichtigung

aller Chancen und Risiken

entschieden. Das bedeutet, auch andere

Strompreisszenarien ins Kalkül

zu ziehen, beispielsweise solche mit

hoher CO 2 -Bepreisung.

2 „Atomkraft war nie

auf die kommerzielle

Stromerzeugung

ausgelegt, sondern auf

Atomwaffen“ [33]

Die DIW-Autoren behaupten, ihre

empirische Untersuchung zeige, dass

„militärische Interessen“ das Hauptmotiv

zur Errichtung der „aller

jemals gebauten 674 Atomkraftwerke“

gewesen seien. Später sprechen sie

jedoch nur noch vage von „politischen

und institutionellen Rahmenbedingungen

… militärischer Natur“,

was aber für die Qualifizierung von

674 Reaktoranlagen als militärisch

motiviert unzureichend ist. [34] Auch

für diese Aussage stützen sie sich auf

die bereits erwähnte „Data Documentation“

von 2018. [35] Diese liefert

aber außer allgemeinen Angaben zur

ursprünglich militärischen Herkunft

bestimmter Leistungsreaktorkonzepte

[36] nur sehr sporadische Informationen

über die militärische Nutzung

oder Kontextualisierung einzelner ziviler

Anlagen und erst recht nicht für

„alle 674“. [37] Und zwar nicht, weil

man diese Informationen ignoriert

hätte, sondern weil es sie in der Mehrheit

der Fälle nicht gibt, weil diese

kon kreten Anlagen eben für die

Strom produktion geplant wurden und

Beitrag

zum NPV

(in Mio. EUR)

nicht für militärische Zwecke, wie das

DIW durch eine unklare Wortwahl

sug geriert.

Informationen über die Kernenergie-

Diskussionen innerhalb der

jeweiligen Länder, die Aufschluss über

militärische und andere Motive hätten

geben können, gibt es weder in der

DIW-Publikation selbst noch in der

„Data Documentation“. Dafür finden

sich aber in der „Data Documentation“

physikalisch-technikhistorische

Eigentore wie die Behauptung, in

grafitmoderierten Reaktoren werde

aus Grafit durch Neutronenbeschuss

Plutonium [38], die Verwechslung

von Containment (Sicherheitsbehälter)

mit Reaktordruckbehälter

[39] oder die visuelle Darstellung der

Implemen tierung der Kernenergie

in der west lichen Sowjetunion als

Technologietransfer von der Sowjetunion

in die Ukraine. [40]

Die einzig valide Information über

den Zusammenhang von ziviler und

militärischer Kerntechnik, welche die

DIW-Datensammlung gibt, ist keine

neue Erkenntnis: Insbesondere in der

frühen Kerntechnikgeschichte dominierten

die militärischen Atomprogramme

weniger Staaten und die

daraus erwachsenen Reaktorkonzepte.

In der Kerntechnik der Atomwaffenstaaten

berühren sich militärische

und zivile Nutzungen an bestimmten

Schnittstellen wie der

Wieder aufarbeitung, seltener in Zweizweck-Reaktoranlagen.

Aber es gibt

auch viele Beispiele für Kernenergiewirtschaften,

die nicht aus

einer militärischen Vorgeschichte erwuchsen,

z. B. die kanadische, die

japanische, die südkoreanische, die

finnische und die schweizerische,

oder solche, in denen mit der militärischen

Option geliebäugelt wurde, sie

aber fallengelassen wurde, bevor sie

sich in stabilen nationalen Reaktorlinien

hätte manifestieren können –

Beispiele sind die Bundesrepublik

Deutschland und Schweden. [41]

Insgesamt kann man also bereits aus

der DIW-eigenen Datensammlung

Neu berechneter

NPV

IRR

(in Prozent)

von 2018 ein differenziertes Bild ableiten

– keineswegs das einer ausschließlich

militärisch motivierten

globalen Kernenergiewirtschaft.

Betrachtet man darüber hinaus

einzelne Beispielfälle im Detail – d. h.

mit Kenntnis der nationalen Diskussionen

und Entscheidungsprozesse

über die Kerntechnik –, so stellt sich

rasch heraus, dass die Darstellung des

DIW-Papiers auf einer sehr oberflächlichen

und selektiven Rezeption von

Quellen und Fachliteratur beruht.

Grundlegende Arbeiten und Fachaufsätze,

die reiche Auskunft über

außermilitärische Faktoren in der

Kerntechnikgeschichte geben könnten,

wurden erst gar nicht wahrgenommen.

[42] Das Ergebnis ist eine

schablonenhafte, pauschale Darstellung.

Nehmen wir das Beispiel der

Sowjet union und ihrer Nachfolgestaaten.

Deren Kernenergiewirtschaften

sind – aufgrund ihrer Genealogie

im sowjetischen Atomwaffenprogramm

– für das DIW ein klarer

Fall; es ordnet diese Fälle in sein

Schema militärischer Motivierung

ein. Das heutige Russland wird als

Paradebeispiel für die These angeführt,

nur in staatsdominierten, „nicht

marktbestimmten“ Atomwirtschaften

werde heute noch in Kernenergie

investiert. [43]

Doch der historische Befund sieht

anders aus. Selbst in der Sowjetunion

stand nicht in erster Linie die militärische

Option an der Wiege der Leistungskernkraftwerke,

denn für die

Produktion von Waffenplutonium

hatte man spezielle Anlagen. Einige

davon waren Zweizweck-Reaktoren

und lieferten Strom für den Eigenbedarf

der Militärbetriebe und der

zugehörigen geheimgehaltenen, von

der Außenwelt isolierten Werkssiedlungen.

[44] Doch Leistungsreaktoren

für das öffentliche Netz

wurden völlig neu konzipiert, und die

sowjetische Atomlobby aus Wissenschaftlern

und Reaktorkonstrukteuren

hatte in den 1960er Jahren

anf. LCOE

in EUR/MWh

Nettobarwert DIW Mio. EUR Ausgangswert -1.503 1,30 86,91

Bauzeit Jahre 10 6 57 -1.446 1,42 86,91

Preissteigerungsrate Prozent 0 1,5 460 -986 2,45 86,91

Anzahl Volllaststunden h/a 3600 6000 2.319 1.333 5,72 65,11

Abverkauf Wärme

Nein

ja, 2000 h/a

zu 10 EUR/MWh

287 1.620 6,05 62,78

Laufzeit Jahre 40 60 1.140 2.760 6,61 62,78

Eigenkapitalquote* Prozent 100 40 498 3.258 8,94 61,29

*) Fremdkapital für 35 Jahre Laufzeit, gleichmäßige Tilgung und zu 2,5 % Zinssatz

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 473

Energy Policy, Economy and Law

Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 474

erhebliche Probleme, der knauserigen

Staatsplanbehörde die Kernenergie

schmackhaft zu machen. Daher

suchte man nach Möglichkeiten ökonomischer

Optimierung. [45]

Die Entwicklung der zivilen sowjetischen

Kernenergie gründete vor

allem auf strategischen energiewirtschaftsgeografischen

Erwägungen.

Die enormen Wasserkraftressourcen

im asiatischen Teil des Landes hätten

nur unter großen Leitungsverlusten an

die Industriezentren der west lichen

Sowjetunion angebunden werden

können. Die harten osteuropäischen

Winter sorgten immer wieder für

Transportprobleme in der traditionellen,

kohlebasierten Energie wirtschaft.

Schließlich spielten auch Umwelterwägungen

wie die enorme Luftverschmutzung

durch Kohleverstromung

eine Rolle. Das bewog die sowjetische

Führung, die Elektrizitätswirtschaft

insbesondere in der westlichen Sowjetunion

auf Kernenergie umzustellen.

[46] Ideologische Begründungen von

der Kernenergie als fortschrittlichster

Produktivkraft im Kommunismus traten

hinzu, außerdem zeichnete sich ab

den 1970er Jahren eine neue Arbeitsteilung

ab, in der Kernenergie für

heimische Zwecke genutzt werden

sollte, Öl und Gas jedoch vor allem

für den Export gefördert wurden, um

Devisen zu erwirtschaften.

Selbst im Falle des sowjetischen

Nationalreaktors, des grafitmoderierten

Druckröhren-Siedewasserreaktors

RBMK, den selbst Fachleute

gerne als Zweizweck-Reaktor bezeichnen

[47], dominierten in der

sowjetischen Diskussion ökonomische

Motive und Begründungen für die

Wahl und Auslegung eben dieses

Reaktortyps. Seine Komponenten

konnte der herkömm liche Energieanlagenbau

leicht fertigen und war dazu

nicht auf eine aufwendige Druckbehälterproduktion

angewiesen. Obwohl

der RBMK konzeptuell tatsächlich

von den Plutoniumreaktoren der

1940er Jahre abstammte, wurde er

explizit als Leistungsreaktor geplant

und genutzt; sein technologisches

Potenzial als Plutoniumreaktor wurde

beiseite geschoben. [48] Denn die Anforderungen

einer ökonomischen

Stromproduktion vertragen sich nicht

mit den geringen Abbrandtiefen für

die Extraktion von waffengrädigem

Plutonium. Zudem bringen Kernauslegung

und -abmessungen des

RBMK eine für militärische Zwecke

ungünstige Neutronenflussverteilung

mit sich, die sich im Plutoniumvektor

des abgebrannten RBMK-Kernbrennstoffs

abbildet. [49] Das bedeutet,

dass in dem in ihm enthaltenen Plutonium

die An teile unerwünschter

Plutonium- Isotope, vor allem Pu-240,

zu hoch sind, um RBMK-Brennstoff

attraktiv für militärische Zwecke zu

machen. [50]

Ähnliche Nuancen und Interessenkonflikte

kann man für viele Kernenergiewirtschaften

darstellen –

wenn man sich mit den Einzelheiten

beschäftigt, statt sich aufgrund eines

prinzipiellen Vorbehaltes von vornherein

für eine bestimmte Interpretationslinie

zu entscheiden. Das betrifft

auch das deutsche Beispiel: Gerade

dieses zeigt die Brechungen und

Wendungen in der Geschichte einer

zivilen Kernenergiewirtschaft, die

sich nicht auf das DIW-Narrativ von

der Atombombe als Mutter aller Kernkraftwerke

reduzieren lässt. In

Deutschland übernahm die Elektrizitätswirtschaft

früh die Diskurshegemonie

in der Kerntechnik, was zuerst

zu einer ökonomisch motivierten

Pfadentscheidung für Druckwasserreaktoranlagen

mit hoher Einzelblockleistung

führte, später zu einer

reservierten Haltung gegenüber der

teuren Wiederaufbereitung. Gerade

das belegt das Desinteresse an militärischen

Nutzungsformen. [51] Der

Technikhistoriker Joachim Radkau

sieht in den früh „verdrängten Alternativen

der Kerntechnik“ einen Grund

für die nukleare Kontroverse in

Deutschland, doch das DIW zitiert ihn

nur selektiv als Gewährsmann für die

eigene Aussage, es sei „bereits Ende

der 1950er Jahre klar“ gewesen, dass

„Atomkraft keine Chancen auf ökonomische

Wettbewerbsfähigkeit hatte“.

[52] Tatsächlich sicherte der Staat aus

diesem Grunde die frühe Entwicklung

der Kernkraftwerke mit Risikobürgschaften

und Forschungsförderung

ab. Doch gleichzeitig gab es in dieser

Zeit in Deutschland und anderen

Ländern gar keine freien Strommärkte,

auf denen die KKW (aber

auch ihre fossile Konkurrenz) sich

hätten beweisen müssen, sondern nur

die Gebietsmonopole staatlicher oder

quasi-staatlicher Elektrizitätsversorger.

Nach der Liberalisierung des

europäischen Strommarktes konnten

die Energieunternehmen, schon bevor

die Anlagen abgeschrieben waren, mit

KKW hohe Gewinne einfahren. [53]

3 „Atomkraft

ist gefährlich“

In der Klimadebatte geht es vor allem

um die Frage, wie eine möglichst

effiziente Dekarbonisierung der

Energiewirtschaft zu erreichen ist,

ist diese doch für knapp die Hälfte

der gesamten anthropogenen Treibhausgas-Emissionen

verantwortlich.

Das DIW möchte die CO 2 -arme Kernstromproduktion

aus dem Portfolio

der weltweiten Klimamaßnahmen

ausschließen und stellt sich damit

auch gegen die Sachstandsberichte

und Szenarien des IPCC, die sich zur

Kernenergie zwar nicht euphorisch

äußern, ihr aber eine wichtige Rolle in

einer erfolgreichen Klimastrategie

zuweisen. [54] Das DIW begründet

seine Position mit der Behauptung,

Kernenergie sei „gefährlich“ bzw.

„nicht sauber“ [55], womit es drei

Sachverhalte umschreibt: Erstens sei

die Kernenergie gar nicht so CO 2 -arm

wie behauptet. Zweitens seien radioaktive

Immissionen von KKW – insbesondere

Niedrigdosis-Expositionen

aus Normalbetrieb und Unfällen – gesundheitsschädlich

oder gar tödlich.

Drittens fördere die zivile Kernenergienutzung

die Proliferation.

Anders als in den anderen Abschnitten

bemüht sich die Autorengruppe

hier gar nicht mehr, eine

seriöse Forschungsdiskussion zu

führen. Ihre Ausführungen sind

plakativ, ihre Literaturauswahl spärlich;

größtenteils beruht sie auf

Werken dezidierter Atomkritiker und

NGO-Vertreter. Der Uranabbau in

Afrika und in der DDR wird als

Beispiel für die Gesundheitsschädlichkeit

des Uranbergbaus erwähnt

– doch Literatur zur DDR oder generelle

Fachliteratur zur Gefahrenbewertung

fehlt. [56] Als Beleg für relativ

hohe CO 2 - Emissionen der Kernenergie

in ihrer gesamten Wertschöpfungskette

wird eine einzige Publikation

zitiert [57], die einen sehr

hohen Wert angibt. Die Autoren ignorieren

sämtliche Literatur, welche

diese Aussagen widerlegt, auch die

des IPCC. [58]

Als Beleg für die angeblich ge sundheitsschädliche

Wirkung von KKW-

Emissionen zitiert das DIW eine

Kinderkrebsstudie, die eine Kausalbeziehung

nach Aussage ihrer Autoren

eben gerade nicht belegt, weil die

Dosis der Zivilbevölkerung aus KKW-

Emissionen nur einen Bruchteil der

Effektivdosis aus natürlichen Strahlenquellen

beträgt [59]; die Ergebnisse

beruhten vermutlich auf statistischem

Zufall. [60] Im Falle der

drei großen kerntechnischen Unfälle

Three Mile Island-2 (Harrisburg),

Tschernobyl-4 und Fukushima-

Daiichi-1-4, welchen das DIW allesamt

„katastrophale“ Folgen bescheinigt

[61], sind die Auswirkungen in

zwei von drei Fällen nicht katastrophal;

in TMI kam niemand zu

Energy Policy, Economy and Law

Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


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Schaden, in Fukushima gibt es lediglich

einen Fall einer tödlich verlaufenen

Lungenkrebserkrankung, die behördlich

als Folge der aufgenommenen

Dosis anerkannt wurde. [62] Für

Tschernobyl liegen die Opferzahlen

nach den Befunden seriöser Forschung

weit niedriger, als von

den Anti-Atom-Narrativen behauptet.

[63] Auch die Forschungsdiskussion

zum Paradigmenwechsel bei der

Bewertung der Auswirkungen von

Niedrigstrahlung [64] wird unterschlagen,

vergleichende Aussagen

über die Gesundheitsrisiken und

Opfer der unterschiedlichen Stromerzeugungstechnologien

fehlen. [65]

Die Aussagen der DIW-Autoren zur

Reaktorsicherheit sind oberflächlich

und alarmistisch, teilweise unrichtig.

Ihre Einlassungen über sogenannte

Precursor-Ereignisse in Kernkraftwerken

zeugen von mangelnder Kenntnis

der Definition und Rolle solcher

Ereignisse in der Reaktorsicherheitsforschung

und -praxis. Es wird fälschlich

der Eindruck erzeugt, ein Percursor-

Ereignis sei ein „Beinahe-

Unfall“ [66]. In Wirklichkeit sind

Precursor-Ereignis-Bewertungen eine

Sonderform probabilistischer Sicherheitsanalysen,

bei denen ein tatsächlich

geschehenes Ereignis den Ausgangspunkt

der Betrachtung bildet.

Die Bewertung eines Ereignisses als

Vorläuferereignis eines schweren

Kernschadensunfalls ist an viele

Voraussetzungen gebunden und dient

der Auffindung von Systemschwachstellen;

sie ist nicht gleichbedeutend

mit einem Beinahe-Unfall. [67]

Des Weiteren bemängelt das DIW

„fehlende Sicherheitsbehälter“ einiger

Anlagen sowjetischer Bauart in den

ostmitteleuropäischen EU-Ländern,

fragt sich aber gar nicht, warum diese

Anlagen unter den strengen EU-

Anforderungen trotzdem betrieben

werden dürfen. Richtig ist, dass die

VVER- 440-Druckwasserreaktoren des

Typs V-213 in Ost- und Ostmitteleuropa,

auf die die Autoren anspielen,

keine Volldruckcontainments besitzen.

Doch sie verfügen über hermetische

Primärkreislauf-Druckräume

und Nasskondensationssysteme sowie

ein Sprühsystem zum kontrollierten

Druckabbau im Falle eines Kühlmittelverlustunfalls,

die für einen vollständigen

Abriss einer Hauptkühl mittelleitung

ausgelegt sind. Diese Einrichtungen

übernehmen jene Funktionen

zur Aktivitätsrück haltung,

welche bei uns ein Containment erfüllt.

[68] Die Laufzeitverlängerungen

dieser Anlagen werden, anders als

vom DIW angenommen, nicht einfach

verfügt, sondern sind von umfangreichen

Modernisierungsprogrammen

begleitet. Dazu gehört auch das

in Osteuropa praktizierte Wiederholungsglühen

der Reaktordruckbehälter,

das die Versprödung reduziert.

[69]

In der Proliferationsfrage schließlich

ist zutreffend, dass sich etliche

heutige Atommächte unter dem Vorwand

ziviler Atomprogramme die

Atomwaffe verschafft haben – aber

um Atombomben, gar die für Terroristen

attraktiven „schmutzigen“ Bomben

zu bauen, ist das Betreiben ziviler

KKW keine notwendige Voraussetzung.

Die Antwort auf diese Herausforderung

kann daher nur eine

gute Nonproliferationspolitik durch

Herstellung politischer Sicherheit

sein, nicht aber die Abwicklung der

Kernenergie. Staaten, die sich nicht

bedroht fühlen, bauen auch keine

Atomwaffen – doch Staaten, die sich

bedroht fühlen, werden, wie es Nordkorea

und Israel taten, auch ohne

zivile Kernkraftwerke alles tun, um

sich die Nuklearwaffe zu beschaffen.

Im Lichte dieser Auswertung der

Forschungsliteratur zu den vom DIW

angesprochenen Fragen sehen wir die

Behauptung der Autoren von der

„ gefährlichen“ Kernenergie als widerlegt

an. In Wirklichkeit ist sie auf

Basis wissenschaftlicher Evidenz als

Niedrigrisikotechnologie einzustufen.

Auch die wenigen Industrieunfälle,

die es im Zusammenhang mit Uranbergbau

und Kernkraftwerksbetrieb

gab, ändern nichts an diesem Befund.

Im Verhältnis zu anderen Technologien

wie Luftfahrt, Individualmobilität,

Wasserkraft und Kohleverstromung

hat sie ausweislich des

aktuellen Forschungsstands zu viel

weniger Todesopfern und Umweltschäden

beigetragen.

4 Der isolierte und systemblinde

Ansatz des DIW

Das DIW behauptet, es habe eine

gründliche „wirtschaftshistorische

Betrachtung“ durchgeführt. Zu einer

historischen Betrachtung gleich

welcher Subdisziplin der Geschichtswissenschaften,

ob Wirtschafts-, ob

Technikgeschichte, gehört jedoch die

historische und systemische Kontextualisierung.

Technosoziale Systeme

wie die Kernenergie lassen sich daher

nie rein ökonomisch oder rein technisch

beschreiben. Sie müssen als

Systeme aus menschlichen Akteuren,

Wissensformen, Maschinen, Normen

und Wertvorstellungen verstanden

werden. Damit wären wir bei der

Frage, ob in den Energiewirtschaften

moderner Nationalstaaten und insbesondere

in ihren Kernenergiewirtschaften

ein „rein betriebswirtschaftliches“

[70] Handeln in einem freien

Markt, der vom Staat nicht beeinflusst

wurde, überhaupt je möglich war und

ist. Oder anders ausgedrückt, ob das

DIW hier nicht absichtlich eine

im spezifischen Kontext unerfüllbare

Forderung formuliert hat, um sodann

die Kernkraft für inakzeptabel erklären

zu können.

Die Antwort ist: In jeder nationalen

Energiewirtschaft sowie bei der Entstehung

und Wahrnehmung jeden

energietechnischen Artefakts, ganz

gleich, ob Kernreaktor oder Windkraftanlage,

spielten immer auch

außertechnische und außerökonomische

Festlegungen ihre Rolle. Das

kann in Form eines Strebens nach

Konsolidierung innenpolitischer

Macht, Technologieführerschaft, nationalem

Prestige oder geopolitischen

Machtpositionen geschehen: „Artifacts

have politics“ [71]. In diesen

Kontext gehören auch die deutschen

Imagebildungen rund um technische

Artefakte der Energiewirtschaft, die

in Diskursen um politische Partizipation

eingesetzt wurden: etwa die

Propagierung „erneuerbarer“ Umgebungsenergie-Anlagen

als qua Technologie

(und nicht qua Besitzverhältnis)

demokratisch, bürgerfreundlich

und dezentral, oder der Kernenergie

als Bedrohung für Bürgerrechte

und Demokratie. [72]

Die Kerntechnik ist ohne Zweifel

eine Polittechnik und somit nicht nur

ökonomisch erklärbar. Doch das DIW

verengt seine Sicht auf eine rein privatwirtschaftliche

Perspektive [73]

und behauptet, die Kernenergienutzung

sei gar nicht ökonomisch,

sondern nur militärisch erklärbar. Die

DIW-Autoren verkennen außerdem,

dass die Kernenergie nicht die einzige

Technologie ist, die sich zur politischen

Integration oder als Identitätsanker

eignet, und die daher auch

aus außerökonomischen Erwägungen

von Staaten gefördert und subventioniert

und von Gesellschaften

akzeptiert wird. Russland zieht aus

seiner fossilen Staats-Rohstoffwirtschaft

nicht nur Exporterlöse, sondern

auch das symbolische Kapital einer

Selbstbeschreibung als „hydrocarbon

superpower“ [74]. Die Raumfahrt ist

neben der Kerntechnik ein weiteres

globales Beispiel für eine Polittechnologie.

[75]

Doch ein besonders augenfälliges

Beispiel außerökonomischer Treiber

für Technologie-Diffusion ist Deutschlands

„Energiewende“. Diese ist

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 475

Energy Policy, Economy and Law

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ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 476

keinesfalls primär ökonomisch und

schon gar nicht privatwirtschaftlich

begründbar: Sie erzeugt durch den

brachialen Umbau unserer Energiewirtschaft

derzeit mehr strukturelle

Probleme und Kosten als ökonomische

Erfolgserlebnisse. Die Umgebungsenergie-Technologien

Windkraft

und Photovoltaik hätten sich

ohne massive staatliche Unterstützung

in Form von Einspeiseprivilegien

und EEG-Umlage in Deutschland nie

am Markt durchsetzen können. [76]

Die Energiewende vereint ein

ganzes Bündel außerökonomischer

Motive auf sich. Sie wurde ganz

wesentlich moralisch begründet,

worauf bereits die Umkehr-Metaphorik

des Wende- Begriffs verweist.

Das manifestiert sich nicht nur an der

Engführung der Atom-Ausstiegs-

Begründung von 2011 auf eine

„ ethische“ Frage, die folglich zum

Gegenstand einer „Ethik-Kommission“

gemacht wurde. Das zeigt sich

auch an der Begründungslogik der

Energiewende selber in den Berichten

der „Ethikkommission“ [77] zum

Atomausstieg und der „Kohlekommission“

[78] zum Kohleausstieg. Diese

Begründungslogik beruht vor allem

auf dem internationalen Vorbildcharakter

Deutschlands für den ökologischen

Umbau von Industrie gesellschaften

auf der ganzen Welt, d. h.

einem weichen Faktor deutscher

nationaler Grandeur. Darüber hinaus

soll die Energiewende auch nach

innen eine Art national-ökologischen

Kitt für eine zunehmend auseinanderdriftende

Gesellschaft produzieren,

was sich in der Bezeichnung der Energiewende

als „Gemeinschaftswerk“

[79] niederschlägt. Vermutlich spielte

gerade in dieser Gemeinschaftswerks-Motivierung

auch der Wunsch

eine Rolle, die langjährige gesellschaftliche

Kontroverse um die Kernenergie

zu befrieden, indem man die

angebliche Konfliktursache aus dem

Spiel nahm. Das mag eine ehrenwerte

Begründung sein – eine wirtschaftliche

ist es nicht.

Erst in zweiter Linie wurde das

Jahrhundert- und Gemeinschaftswerks-

Argument in ein ökonomisch

anschlussfähiges Standortargument

umgemünzt, das mit der Erwartung

künftiger Profite und Arbeitsplätze

durch deutsche Marktführerschaft im

Umgebungsenergie-Sektor hantierte.

Gleichzeitig wird die Umstellung auf

„erneuerbare“ Energien von den

wissenschaftlichen und politischen

Apologeten der Postwachstumsgesellschaft

keinesfalls als ökonomisches

oder technologisches Projekt

wahrgenommen, sondern als energetisches

Instrumentarium eines

„neuen Gesellschaftsvertrags“, was

im Grunde eine Paraphrase der „Gemeinschaftswerk“-Interpretation

der

Bundesregierung ist. [80] Die deutsche

Industrie war in diesem Projekt

nie die treibende Kraft – das haben die

Erneuerbaren also mit der Frühphase

der Kernenergie-Einführung in

Deutschland gemeinsam. Rein betriebswirtschaftlich

ist die politisch

beschlossene und staatlich geförderte

Implementierung der Erneuerbaren

auf deutschem Boden bis heute nicht

begründbar. Selbst die erhoffte Marktführerschaft

wurde den Deutschen

auf dem Gebiet von Solar- und Windkraft

von asiatischen Anbietern sehr

schnell wieder abgenommen. [81]

Doch auch aus einem explizit energiewirtschaftlichen

Grunde kann man

den Ansatz des DIW als kontextblind

zurückweisen. In der Verabsolutierung

ihres Urteils über die Kernenergie

als „zu teuer“ unterschlagen

die Autoren der Studie, dass nukleare

Stromerzeuger nicht isoliert in einem

idealtypischen System arbeiten, sondern

zusammengespannt mit anderen

Erzeugern und unter den Bedingungen

gesetzlicher Regulierungen und

öffentlicher Diskurse. Die deutsche

Leistungsreaktortechnik – und somit

auch ihre „steigenden Kosten“ – ist

nicht nur von Technikern und Ingenieuren

geschaffen worden, sondern

auch von Aufsichtsbehörden, Gerichten,

gesetzlichen Auflagen, Brennelementsteuern,

der Atomkontroverse,

der Expertenkommunikation. [82]

Es fällt auf, dass das DIW nur

in einem einzigen Fall von einer

„ gesamtwirtschaftlichen“ Rechnung

spricht, nachdem es vorher rein

„ privatwirtschaftlich“ die Kernenergie

teuer gerechnet hat. Das ist der

Fall bei der Erwähnung der – seiner

Auffassung nach – mangelhaften

Haftung der KKW-Betreiber für potenzielle

Atomunfälle, die im Abschnitt

1 thematisiert wurde. [83]

Auch bei dieser Gedankenoperation

schlagen sich die DIW-Autoren vorbehaltlos

auf die Seite der Atomkritik,

verkennen aber, dass „gesamtwirtschaftliche“

Rechnungen und Forderungen

nach der Internalisierung

externer Kosten keine Einbahnstraße

sind. Die Kernenergie stellt im real

existierenden Energiemix und Verbundnetz

nicht nur CO 2 -freie, sondern

auch gesicherte und steuerbare

Leistung bereit, d. h. wertvolle Systemleistungen.

Entsprechend wird die

Bereitstellung von Regelenergie durch

den Lastfolgebetrieb von KKW sehr

gut entgolten. [84] Die Erneuerbaren-

Betreiber wiederum verdanken ihren

hohen Anteil am deutschen Energiemix

– und ihre derzeitigen Gewinne –

nicht nur dem bereits erwähnten

staatlich etablierten System aus Einspeiseprivilegien

und Strompreissubventionierung.

Sie verdanken ihn

auch der Tatsache, dass planbare

Erzeuger, unter anderem Kernkraftwerke,

jenes stabile Verbundnetz erst

herstellen, in das wetterabhängige

Stromproduzenten jederzeit einspeisen

können. Allerdings werden

die Umgebungsenergie-Betreiber an

den Kosten teurer Systemleistungen

nicht beteiligt – und auch nicht an den

Risiken der fossilen und nuklearen

Erzeuger. [85]

Folgt man nun konsequent der

Kritik des DIW an der angeblich

mangelnden Versicherung von Kernkraftwerken,

und fordert man für alle

Stromerzeuger eine volle Internalisierung

externer Kosten, so müssten

wetter abhängige Umgebungsenergien,

die keine gesicherte Leistung liefern,

folglich auch an künftigen

CO 2 -Abgaben von fossilen Kraftwerken,

an hypothetischen Entschädigungssummen

für die Opfer von

Luftverschmutzung oder eben an den

erhöhten Versicherungsprämien für

Kernkraftwerke beteiligt werden –

oder eine Netzsystemabgabe leisten,

aus der die Erzeuger gesicherter Leistung

Kompensationen erhalten. Umgekehrt

könnten KKW von einer

CO 2 -Bepreisung genauso profitieren

wie Umgebungsenergien, was wiederum

ihre Marktposition verbessern

könnte. In einer OECD-Studie wurden

verschiedene Szenarien einer CO 2 -

armen Energiewirtschaft mit unterschiedlichen

Anteilen von Kernenergie

und intermittierend einspeisenden

Umgebungsenergien betrachtet; sie

kommt zu dem Schluss, dass die

Systemkosten solcher gemischten

Systeme steigen, je mehr wetterabhängige

Erzeuger einspeisen, und

fallen, je höher der Kernenergieanteil

ist. Aufgabe einer guten Energie- und

Klimastrategie sei es, die bislang

externalisierten und ungerecht verteilten

Systemkosten strukturell in das

System einer funktionierenden Energiewirtschaft

zu integrieren. [86]

5 Fazit

Betrachtet man moderne Energiewirtschaften

integriert als soziotechnische

Systeme, dann erkennt man, dass

Entscheidungen in solchen Systemen

nie nur von ökonomischen oder technischen,

sondern immer auch von

politischen oder gar ethischen

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Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


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Motiven getrieben werden. Das gilt

prinzipiell für alle Arten der Energiewandlung.

Mit Blick auf Deutschland

gilt es sowohl für die Kernenergienutzung

als auch für die Nutzung

„ erneuerbarer“ Umgebungsenergie –

für Letztere womöglich in noch größerem

Maße.

Das DIW hat jedoch die Kernenergie

isoliert vom soziotechnischen

System der deutschen und globalen

Energiewirtschaft betrachtet. Seine

Begründungen und Methoden wurden

im vorliegenden Beitrag bewertet.

Festzustellen ist, dass bei der Berechnung

von Kernkraftwerkskosten willkürlich

ungünstig gewählte Eingangsparameter

das Resultat vorherbestimmten

und die Methoden der

Investitionsrechnung nicht vollumfänglich

beherrscht werden. Flankiert

wird dieses Vorgehen durch eine hoch

selektive Quellen- und Literaturauswahl,

welche die Botschaft der Kernenergie

als Hochrisikoindustrie transportieren

soll. Quellen aus der

Anti-Atom-Bewegung werden unkritisch

zitiert, Aussagen neutraler

Quellen aus ihrem Kontext gerissen

oder in ihrer Aussage falsch dargestellt,

weite Bereiche der Forschungsliteratur

ignoriert. Der Befund des

DIW, es handle sich bei der Kernenergie

um eine gefährliche Polit- und

Militärtechnik ohne ökonomischen

Nutzen, entspringt einer verzerrenden

Darstellung historischer Sachverhalte,

die durch die Quellen und

den internationalen Forschungsstand

nicht gedeckt ist. Etliche Behauptungen

des DIW zu kerntechnischen

Sachverhalten sind zudem sachlich

unrichtig. Ein solches Vorgehen verstößt

gegen die Regeln guter wissenschaftlicher

Praxis.

Das Motiv der Autorengruppe ist

ausweislich ihrer eigenen Aussage,

die seit einiger Zeit aufkommende

Diskussion, um den Nutzen der Kernenergie

in einer guten Klimastrategie

zu beeinflussen. Es ist prinzipiell ein

legitimes Motiv von Expertinnen und

Experten, Diskurse und politische

Entscheidungen in Umbruchsituationen

mit Handlungsdruck und

unsicherem Zukunftshorizont beeinflussen

zu wollen. [89] Doch es steht

zu vermuten, dass das DIW die Diskussion

um den besten Energiemix für

eine nachhaltige und saubere Stromversorgung

nicht einfach nur beeinflussen,

sondern mit einer „Basta“-

Aussage beenden will. [90]

Die Studie zielt vor allem auf politische

Entscheider und mediale Multiplikatoren

in Deutschland, die durch

die Krise der Energiewende und die

Klimadebatte verunsichert sind. Das

DIW, das die Regierung in energieund

klimapolitischen Fragen berät

und sich vor allem durch eine Affirmation

des deutschen Energie-Sonderwegs

profiliert hat, fürchtet in der

gegenwärtigen Diskussion offensichtlich

um seine Diskurshoheit und

möchte ein Nachdenken über die

Kernenergie als Teil eines klimafreundlichen

Energiemixes in

Deutschland und jenseits seiner

Grenzen verhindern. Es nimmt dabei

auch eine Positionierung gegen die

Szenarien des IPCC und gegen die

Energiepolitiken vieler europäischer

Partner in Kauf, in deren Klimastrategie

die Kernenergie eine Rolle spielt.

Doch gute Forschung verschließt

nicht die Augen vor Daten und Literatur,

welche die eigene Hypothese

falsifizieren könnten. Und gute

Beratung schließt eine kritische

Begleitung der Entscheider und eine

frühzeitige Warnung vor Fehlsteuerungen

ein. Eine solche Fehlsteuerung

ist die Fixierung der deutschen Energiewende

auf den Atomausstieg und

das nur unter hohen Risiken für den

Industriestandort erreichbare Ziel,

die Stromversorgung der Zukunft

alleine auf den Niedrigenergieflüssen

von Umgebungsenergien aufzubauen.

Eine gute Klimastrategie jedoch sollte

alle Instrumente einbeziehen, welche

geeignet sind, unsere industrielle Welt

effizient zu dekarbonisieren, ohne sie

zu demontieren. Dazu gehört auch die

Kernenergienutzung. Auf der Tagesordnung

steht folglich, diese Diskussion

zu führen, statt sie zu verweigern.

Danksagungen

Die Autoren danken Rainer Klute,

Rainer Reelfs sowie Martin Knipfer

für wertvolle Anregungen und die

kritische Durchsicht des Manuskripts.

Referenzen

[1] Ben Wealer, Simon Bauer, Leonard Göke, Christian von

Hirschhausen, Claudia Kemfert: Zu teuer und gefährlich:

Atomkraft ist keine Option für eine klimafreundliche Energieversorgung,

in: DIW Wochenbericht Nr. 30 (2019), DOI:

https://doi.org/10.18723/diw_wb:2019-30-1, 511-520,

im Folgenden zitiert als DIW 2019.

[2] DIW 2019, Titel.

[3] DIW 2019, 512.

[4] DIW 2019, 512.

[5] Bayerischer Rundfunk: „Studie: Atomkraft zu teuer für den

Klimaschutz“, mit dem Lob „So genau hat das noch niemand

nachgerechnet“, https://www.br.de/nachrichten/wirtschaft/

studie-atomkraft-zu-teuer-fuer-den-klimaschutz,RYBrK6s;

Die Anti-Atom-NGO „Ausgestrahlt“ behauptet mit thermodynamisch

bizarrer Diktion: „Eine aktuelle Berechnung des

Deutschen Instituts für Wirtschaftsforschung (DIW) ist die

absolute Bankrott-Erklärung für alle Atomkraftwerke. Die

Meiler dienen weder dem Klimaschutz, noch laufen sie, um

Energie herzustellen“: Jan Becker, „Eine irre kostspielige

Technologie“, Ausgestrahlt-blog, 08.08. 2019, https://www.

ausgestrahlt.de/blog/2019/08/08/5-milliarden-euroverlust-pro-reaktor/.

[6] „Atomkraft ist gefährlich, unwirtschaftlich und für Klimaschutz

ungeeignet“, Interview mit dem DIW-Forschungsdirektor

und Mitautor Christian von Hirschhausen,

DIW- Wochenbericht 30 (2019), 521: „Die Atomkraft ist eindeutig

keine saubere Energie, sondern die schmutzigste aller

verfügbaren Energiequellen. Sie emittiert lebensgefährliche

radioaktive Strahlen, sie führt zu erheblichen gesundheitlichen

Problemen“. Diese Aussagen sind pauschalisierend,

ungenau und teilweise auch sachlich falsch. So steht an der

Spitze der „schmutzigen“ und opferreichen Energieträger

eindeutig die Braun- und Steinkohle, und „radioaktive

Strahlung“ aus den Emissionen von Kernkraftwerken ist

keinesfalls „tödlich“ – sie machen nur einen Bruchteil des

natürlichen Strahlungshintergrundes aus. Anschaulich

präsentiert in: Randall Munroe, Radiation Dose Chart

https://xkcd.com/radiation/, sowie James Conca, How

Deadly Is Your Kilowatt? We Rank The Killer Energy Sources,

in: Forbes, 10. 06. 2012, https://www.forbes.com/sites/

jamesconca/2012/06/10/energys-deathprint-a-pricealways-paid/#47de9ab0709b.

Forschungsliteratur s.u.

Abschnitt 3.

[7] DIW 2019, 5-Punkte-Zusammenfassung, und Zitat-Kasten

Christian von Hirschhausen, S. 511; 518.

[8] IPCC – The Intergovernmental Panel on Climate Change:

„Special Report: Global Warming of 1.5 °C“, Oktober 2018,

https://www.ipcc.ch/sr15/.

−−

Section C.2.2:

− − “In electricity generation, shares of nuclear and fossil

fuels with carbon dioxide capture and storage (CCS) are

modelled to increase in most 1.5°C pathways with no

or limited overshoot.”

−−

Section 2.4.2.1:

− − “By mid-century, the majority of primary energy comes

from non-fossil-fuels (i.e., renewables and nuclear

energy) in most 1.5°C pathways (Table 2.6).”

− − “Nuclear power increases its share in most 1.5°C

pathways with no or limited overshoot by 2050, but in

some pathways both the absolute capacity and share of

power from nuclear generators decrease (Table 2.15).

There are large differences in nuclear power between

models and across pathways (Kim et al., 2014; Rogelj

et al., 2018). One of the reasons for this variation is that

the future deployment of nuclear can be constrained by

societal preferences assumed in narratives underlying

the pathways (O’Neill et al., 2017; van Vuuren et al.,

2017b). Some 1.5°C pathways with no or limited

overshoot no longer see a role for nuclear fission by the

end of the century, while others project about 95 EJ

yr−1 of nuclear power in 2100 (Figure 2.15).”

− − “There are also analyses that result in a large role for

nuclear energy in mitigation of GHGs (Hong et al.,

2015; Berger et al., 2017a, b; Xiao and Jiang, 2018).”

−−

Section 4.3.1.3:

− − “The current deployment pace of nuclear energy is constrained

by social acceptability in many countries due to

concerns over risks of accidents and radioactive waste

management (Bruckner et al., 2014). Though comparative

risk assessment shows health risks are low per unit

of electricity production (Hirschberg et al., 2016), and

land requirement is lower than that of other power

sources (Cheng and Hammond, 2017), the political

processes triggered by societal concerns depend on the

country-specific means of managing the political

debates around technological choices and their environmental

impacts (Gregory et al., 1993). Such differences

in perception explain why the 2011 Fukushima incident

resulted in a confirmation or acceleration of phasing out

nuclear energy in five countries (Roh, 2017) while 30

other countries have continued using nuclear energy,

amongst which 13 are building new nuclear capacity,

including China, India and the United Kingdom (IAEA,

2017; Yuan et al., 2017).”

[9] Die Autorengruppe ist fachlich in den Gebieten Wirtschaftsingenieurwesen

und Energieökonomie sowie institutionell

am DIW und an der TU Berlin verortet und arbeitet vorwiegend

zu Gegenwartsproblemen der Energiewende und der

Klima- und Energiepolitik. Wirtschafts- und Technikhistoriker

oder Experten für Reaktorsicherheit sind nicht unter den

Autoren. Simon Bauer, https://www.linkedin.com/in/simonbauer-2a5a03179/;

Leonard Göke, https://www.wip.tuberlin.de/menue/kontakt_mitarbeiterinnen/leonard_

goeke/; Christian von Hirschhausen: https://www.diw.de/

de/diw_01.c.87779.de/ueber_uns/menschen_am_diw_

berlin/hirschhausen_christian_von.html; Claudia Kemfert:

https://www.diw.de/de/diw_01.c.10839.de/ueber_uns/

menschen_am_diw_berlin/kemfert_claudia.html, Ben

Wealer: https://www.wip.tu-berlin.de/menue/kontakt_

mitarbeiterinnen/ben_wealer/;

[10] Abstract, DIW 2019, 512.

[11] Eine Monte-Carlo-Simulation ist ein stochastisches Verfahren

auf der Grundlage einer großen Anzahl gleichartiger Zufallsexperimente.

Es dient der Ermittlung von Ergebnisgrößen in

Ursache-Wirkungs-Beziehungen mit mehreren Zufallsvariablen.

In der Betriebswirtschaft nutzt man MC-Verfahren zur

Wertermittlung von Sachen und zur Risikoermittlung für Investitionen.

Das Vorgehen ist im Wesentlichen zweischrittig:

Erst werden als Eingangsparameter Zufallsgrößen in bestimmten

Grenzen mit einer bestimmten Zufallsverteilung

produziert, dann in einem Wiederholungsverfahren die

Ergebnisse aller möglichen Kombinationen dieser Zufallsgrößen

berechnet, in diesem Fall der Nettobarwert einer

Investition abhängig von Zufallsvariablen wie Strompreis

oder Zinssatz. DIW 2019, Abb. 2. Das Verfahren selbst wurde

– im Zusammenhang der DIW-Aussagen durchaus ironisch –

erstmals im Manhattan Project von Stanislaw Ulam und John

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 477

Energy Policy, Economy and Law

Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 478

von Neumann zur Berechnung von Neutronenflüssen eingesetzt,

die Bezeichnung war ein Deckname. Nicholas Metropolis,

Stanislaw Ulam, The Monte Carlo Method, in: Journal

of the American Statistical Association, vol. 44 (1949), Nr.

247, 335-341.

[12] Ben Wealer, Simon Bauer, Nicolas Landry, Hannah Seiß, Christian

von Hirschhausen, Nuclear Power Reactors Worldwide –

Technology Developments, Diffusion Patterns, and Country-by-Country

Analysis of Implementation (1951–2017), DIW

Data Documentation 93 (April 2018), Berlin 2018.

[13] So die jährlichen „World Nuclear Status Reports“ des Aktivisten

Mycle Schneider oder der Newsletter der Anti-Atom-

NGOs WISE / NIRS, DIW 2019, Fn. 3, 12, 21, 22, 30; explizit

atomkritische Autoren sind auch Lutz Mez oder die Greenpeace-

und Ex-Greenpeace-Aktivisten Jan Haverkamp und

Andy Stirling, die auf S. 518, 519 zitiert werden. Selbstdarstellung

des World Information Service on Energy /

Nuclear Information and Resource Service (NIRS): https://

www.wiseinternational.org/node/6.

[14] Das DIW nimmt in beiden Fällen offenbar nur sehr selektiv

Informationen aus den Studien auf. Paul L. Joskow und John

E. Parsons, The Future of Nuclear Power After Fukushima.

Economics of Energy and Environmental Policy, betonen auch

die Rolle von immer aufwendigeren Genehmigungsverfahren

und Erneuerbaren-Subventionen, und kommen zu folgendem

Schluss: “Of course, the economic situation confronting

investment in nuclear power could change. Experience with

the few new plants that are still expected to be built in the

U.S. and Europe may demonstrate that current construction

cost estimates are too high (so far France and Finland’s

experience has been just the opposite) and that optimistic

break-in periods allowing these plants to achieve high

capacity factors quickly are realistic despite the more

pessimistic history (…). Natural gas prices could increase

again. Countries could back off of lavish subsidies and goals

for renewable energy and energy efficiency programs.” Sie

konstatieren “that the accident at Fukushima will contribute

to a reduction in future trends in the expansion of nuclear

energy, but at this time these effects appear to be quite

modest at the global level”, ebd., 23, 1, 3. Vgl. dazu auch

Jakub Wiech, Germany misinforms about nuclear energy.

DIW’s report under criticism, in: Energetyka 24, 07.08. 2019,

https://www.energetyka24.com/germany-misinformsabout-the-nuclear-energy-diws-report-under-criticismanalysis.

In der zweiten zitierten Studie, William D. D’haeseleer,

Synthesis of the Economics of Nuclear Energy. Study for

the European Commission, Leuven 2013, wird im Fazit eine

positive Bilanz für die Kernenergie gezogen, welche die

DIW-Aussage nicht deckt (S. 3, 183):

“1. Nuclear new build is highly capital intensive and currently

not cheap, but it may be anticipated that the capital cost will

come down in the future (in particular compared to ongoing

new build construction in the EU, depending on return of

experience and learning effects, ‘fleet effects’, standardization,

strict construction schedules, competition in the supply

chain,…). Analysis of past cost escalation and opportunities

for learning and ‘fleet effects’, suggests that negative

learning is not necessarily an ‘intrinsic property’ of nuclearreactor

construction. Nevertheless, it is up to the nuclear

sector itself to demonstrate on the ground that cost-effective

construction is possible.

2. Long Term Operation (LTO) is an interesting intermediate

cost-effective route if safety standards can be guaranteed.

3. The back-end fuel-cycle costs are low; the full fuel-cycle is

quite cheap.

4. External costs of nuclear are small, including accidents

(and much smaller than the external costs of fossil-fuel generation).

5. Systems costs of nuclear plants are small, comparable to

dispatchable fossil-fired plants, and according to two independent

recent calculations (subject to given modeling assumptions),

much lower than systems costs of intermittent

non-dispatchable renewables.

Ref: NEA/OECD, “Nuclear Energy and Renewables – System

Effects in Low-Carbon Electricity Systems” [NEA, 2012a]

If supported politically at national level and authorized by

the national Nuclear Regulatory Authorities (the first being

related to public acceptance, and the second subject to

adequate safety characteristics), upgrades for long-term

operation of existing nuclear plants may continue to provide

a very competitive low-carbon, secure, stable and reliable

source of electricity for the next decades. Nuclear new build

may come along, inter alia to replace existing plants at time

of shutdown (brownfield), to be part of national energy mix

on the longer run. This will be much dependent on the

investment decisions which will be linked to the effective

control of the construction costs.

All other costs beyond extensive upgrades of existing plants

and construction of new build, be it O&M, fuel-cycle costs,

waste and decommissioning, liability costs, systems costs,

and other external costs are marginal and position nuclear

generation economically favorably versus other generation

sources, certainly if all externalities of other generation

sources as well would be internalized.”

[15] So über die Kostenschätzungen für Olkiluoto-3, 145-6, oder

Hinkley Point C, 69-70.

[16] DIW 2019, Abb. 1 „Aktuelle Kostenschätzungen für Atomkraftwerke

der dritten Generation in Europa und den USA

sowie für laufende Bauprojekte“, S. 514.

[17] Björn Peters.

[18] International Accounting Standard mit Bilanzierungsvorschriften

für grenzüberschreitende Konzerne, 3.3.1.6

[19] DIW 2019, S. 514.

[20] Beispielsweise J. Giesecke, E. Mosnyi, Wasserkraftanlagen –

Planung, Bau und Betrieb, Springer, 5. Auflage, 2009.

[21] DIW 2019, S. 515. Der Nettobarwert berücksichtigt alle

Investitionen und Rückflüsse über die Lebensdauer einer

Investition, summiert diese auf, bewertet aber künftige

Zahlungsflüsse desto weniger, je ferner diese in der Zukunft

liegen.

[22] Der interne Zinsfuß beschreibt die Rendite eines Investments,

aus dem für eine Anzahl von Jahreen Rückflüsse zu

erwarten sind und am Ende der volle Betrag des Investments

zurückgezahlt wird. Der interne Zinsfuß gibt dabei die durchschnittliche

Verzinsung des eingesetzten Kapitals an, gerade

bei Schuldtiteln, Aktien und vielen Eigenkapitalinvestments.

Insbesondere bei Private-Equity-Transaktionen hat sich die

Angabe des internen Zinsfußes (IRR) in Verbindung mit dem

„Multiple“ (d.i. der Quotient aus allen Erlösen während der

Lebenszeit der Investition und der Investitionshöhe) durchgesetzt.

[23] Ausgaben für Maschinen und Anlagen können nicht im Jahr

der Investition vom Unternehmensgewinn abgezogen

werden. Stattdessen erlässt der Gesetzgeber bzw. die Finanzver

waltung Regeln, auf wie lange Zeit (die Abschreibungsdauer)

und in welcher Höhe (konstant oder degressiv) die

Investitionen vom Bruttogewinn abgezogen werden können.

Die Abschreibungsdauern unterschiedlicher Anlagen orientieren

sich in der Regel an deren technischer Lebensdauer.

[24] Bloomberg New Energy Finance, Levelized Cost of Energy

Analysis, H2 2018. Implizit kann dies auch abgeleitet werden

aus den Auktionsrunden für Offshore-Windenergie vom April

2017, als sowohl DONG Energy als auch die ENBV Angebote

für null Cents abgegeben haben für Windparks, die bis 2025

errichtet werden sollen. Die Anbieter rechnen also damit,

dass an der Börse mindestens 50-60 EUR/MWh erzielt werden

können, die laut BNEF für Offshore-Windkraft perspektivisch

zu bezahlen sind. Selbst die Marktteilnehmer der EEX,

die langfristige Preistrends i.d.R. erst spät erkennen, handeln

die Grundlast-Jahresfutures der kommenden Jahre um

50 EUR/MWh.

Kernkraftwerke können Systemdienstleistungen zur Stabilisierung

des Stromnetzes erbringen, die höher vergütet werden

als Grundlaststrom. Insofern sind Simulationsparameter

unter 50 EUR/MWh, die das DIW verwendet, praxisfern.

[25] §§ 13 – 15 Atomgesetz (AtG) in der Fassung der Bekanntmachung

vom 15. Juli 1985 (BGBl. I S. 1565), das zuletzt

durch Artikel 1 des Gesetzes vom 10. Juli 2018 (BGBl. I S.

1122, 1124) geändert worden ist.

[26] DIW 2019, 515-516.

[27] Versicherungsforen Leipzig GmbH, Berechnung einer risikoadäquaten

Versicherungsprämie zur Deckung der Haftpflichtrisiken,

die aus dem Betrieb von Kernkraftwerken resultieren.

Eine Studie im Auftrag des Bundesverbands Erneuerbare

Energien, Leipzig 2011. Das DIW argumentiert auf Grund lage

dieses Gutachtens, das jedoch ohne nachvollziehbare Plausibilitätsbetrachtungen

von sehr häufig vorkommenden Großschadensfällen

ausgeht, z. B. durch Terroranschläge. Zu den

üblichen Verfahren der Risikoabschätzung und KKW-

Betreiberhaftung und realistischen Annahmen internali sierter

Unfallkosten vgl. dagegen d’Haeseleer, Synthesis of the Economics

of Nuclear Energy, 141-160; „Insurers can help improve

the image of nuclear", in: World Nuclear News, 2014-09-

16, http://www.world-nuclear-news.org/RS-Insurers-canhelp-improve-the-image-of-nuclear-1609201401.html.

[28] DIW 2019, 515.

[29] D’haeseleer, Synthesis of the Economics of Nuclear Energy,

72; IAEA, Status report 78 - The Evolutionary Power Reactor

(EPR), Vienna o.D., https://aris.iaea.org/PDF/EPR.pdf, 31, 37,

42.

[30] DIW 2019, S. 515

[31] Vgl. dazu auch die Arbeitsverfügbarkeits-Statistik aller

KKW-Blöcke weltwelt, IAEA PRIS Load Factor Trend,

https://pris.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/

WorldTrendinAverageLoadFactor.aspx.

[32] E.ON bezahlt derzeit beispielsweise für eine Anleihe mit

12-jähriger Laufzeit nur 1,625% Zinsen, vgl. https://www.

eon.com/en/investor-relations/bonds/bond-overview.html.

Der EuroStoxx Utilities (ISIN EU0009658582), ein Bond-Index

für große europäische Energieversorger, zeigt historisch Zinssätze

zwischen 1,5 und 3,5 Prozent an, in Ausnahmefällen

darüber. Angesichts der anhaltenden Niedrigzinspolitik

gerade der EZB wählen wir einen mittleren Wert. Außerdem

gehen wir davon aus, dass Kernenergie bei unideologischer

Befassung eine Niedrigrisikotechnologie ist (s.u.) und Zinsen

hierfür eher am unteren Ende liegen werden.

[33] So Zitat des DIW-Autors Christian von Hirschhausen in DIW

2019, S. 511.

[34] Abstract, DIW 2019, 512, 513. Offensichtlich verwechselt das

DIW bei dieser pauschalen Qualifizierung schon bei der Wahl

der Nomenklatur ein „Atomkraftwerk“ (d.h. ein mit einem

oder mehreren Leistungsreaktoren bestücktes thermisches

Kraftwerk) mit einem Plutonium-Produktionsreaktor, der als

Zweizweckanlage auch Strom produzieren kann, aber nicht

muss.

[35] Wealer et al., Nuclear Power Reactors Worldwide.

[36] Beispiele: Schwerwasser- oder grafitmoderierte Reaktoren

wurden und werden militärisch zur Waffenplutonium-Produktion

eingesetzt, und Druckwasserreaktoren dienen als

Schiffsantriebe für U-Boote und Flugzeugträger.

[37] Einzelne Beispiele: die Zweizweck-Reaktoren Agesta

(Schweden), S. 16; Calder Hall (Großbritannien), 65.

[38] “The reaction of the graphite with the uranium neutrons

rapidly produces—among other things—a large quantity of

plutonium-239.”, in: Wealer, Bauer, Landry et al., 6. Grafit ist

reiner Kohlenstoff und dient als Moderator, d.h. er verlangsamt

durch elastische Stöße energiereiche Neutronen. Plutonium

entsteht nicht aus Grafit, sondern durch Neutroneneinfang aus

dem im Kernbrennstoff enthaltenen Uran-238.

[39] So über den sowjetischen grafitmoderierten AMB in

Belojarsk: “The reactor was designed without a containment

vessel; instead it sat in an ordinary, massive concrete box

with walls only 100 to 150 millimetres thick. The peculiar

“housing” construction was chosen to avoid the problems

associated with manufacturing heavy steel for reactor pressure

vessels.” Tatsächlich bedeutete ein Druckröhrendesign,

dass man einen Reaktordruckbehälter gar nicht benötigte.

Auf ein Volldruckcontainment verzichtete man, weil die

Kosten eines Volldruckcontainments der erforderlichen Größe

zu hoch waren. Grund dafür wiederum waren die ausladenden

Abmessungen der grafitmoderierten Druckröhrenanlagen,

die sehr große Reaktorkerne und voluminöse Wasser-

Dampf-Rohrleitungssysteme besitzen: A. Ja. Kramerov, Ob

ėvolucii kanal’nyx vodo-grafitnyx reaktorov v Kurčatovskom

Institute, in: Istorija Atomnoj Ėnergetiki v SSSR i Rossii, vyp. 3,

Moskva 2003, 5-60 (14, 24-25).

[40] So stellt es Figure 7: Nuclear technology in 1973: The effect

of “Atoms for Peace” als Diffusionsmodell dar, in: Wealer,

Bauer, Landry et al., 25. In Wirklichkeit war die sowjetische

Kerntechnik ein russisch-ukrainisches Gemeinschaftsprojekt

mit einem hohen Anteil ukrainischer Akteure, und die

Ukraine war bis 1991 genauso wie die Russische Föderation

Teil der Sowjetunion. Demnächst dazu Anna Veronika

Wendland, Nuclearizing Ukraine – Ukrainizing the Atom.

Soviet nuclear technopolitics, crisis, and resilience at the

imperial periphery (im Erscheinen), Cahiers du monde russe

et soviétique 60 (2019), Nr. 2-3 [in Druck] (Manuskript kann

auf Anfrage zur Verfügung gestellt werden).

[41] Dazu auch Radkau, Aufstieg und Krise; Tilman Hanel /

Mikael Hård, Inventing traditions: Interests, parables and

nostalgia in the history of nuclear energy, in: History and

Technology 31:2 (2015), 84-107.

[42] Nur einige Beispiele für Frankreich, die Sowjetunion,

Deutschland, Skandinavien, Indien und Pakistan: Gabrielle

Hecht, The Radiance of France. Nuclear power and national

identity after World War II, Cambridge 2009; Sonja D.

Schmid, Producing Power. The Pre-Chernobyl History of the

Soviet Nuclear Industry, Cambridge 2015; Tilman Hanel /

Mikael Hård, Inventing traditions: Interests, parables and

nostalgia in the history of nuclear energy, in: History and

Technology 31:2 (2015), 84-107; Henry Nielsen / Henrik

Knudsen, The troublesome life of peaceful atoms in

Denmark, in: History and Technology 26:2 (2010),

91-118.Stuart W. Leslie, Atomic structures: the architecture

of nuclear nationalism in India and Pakistan, in: History

and Technology 31:3 (2015), 220-242.

[43] DIW 2019, 514.

[44] V.M. Fedulenko, K istorii promyšlennyx uran-grafitovyx

reaktorov, in: Istorija Atomnoj Ėnergetiki v SSSR I Rossii,

vyp. 1, Moskva 2001, 102-116.

[45] Sonja D. Schmid, Of Plans and Plants. How Nuclear Power

Gained a Foothold in Soviet Energy Policy, in: Jahrbücher für

Geschichte Osteuropas, Volume 66, Number 1, April 2018,

124-141.

[46] Gončarov, V. V. Pervyj period razvitija atomnoj ėnergetiki v

SSSR, in: Istorija Atomnoj Ėnergetiki v SSSR i Rossii, Bd. 1,

Moskva 2001, 16-70; Charles K. Dodd, Industrial Decision

Making and High-Risk Technology: Siting Nuclear Power

Facilities in the USSR, Lanham / Boulder / New York 1993.

[47] Manfred Haferburg, Aus heiterem Himmel. Von der

Hinterhältigkeit der Katastrophen, BOD Paris 2017, S. 23;

RBMK reactors, in: World Nuclear Association, http://

www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuelcycle/nuclear-power-reactors/appendices/rbmk-reactors.

aspx.

[48] V.P. Vasilevskij / A. A. Petrov / K. K. Poluškin / Ju. M.

Čerkašov, Razrabotka proekta i sozdanie pervogo

ėnergobloka s reaktorom RBMK-1000, in Istorija Atomnoj

Ėnergetiki v SSSR i Rossii vyp. 3, Moskva 2003, 61-100 (67).

[49] Der Isotopen-Vektor ist die in Vektorform notierte Charakterisierung

der Isotopenverhältnisse eines Nuklids im

Reaktorinventar bei einem bestimmten Abbrand, z.B. für

Plutonium in einer RBMK-Entladecharge: „0,7 % Pu-238/51,8

% Pu-239/28,7 % Pu-240/13,6% Pu-241/5,2 % Pu-242“.

Benjamin Volmert, Plutoniumfingerabdrücke und Brennstoffzyklusstudien

für thermische Reaktorkonzepte, Rer. Nat. Diss.

RTWH Aachen 2003, S. 76, Abb. 25.

[50] Volmert, Plutoniumfingerabdrücke, 9-12, 18-45, 57-59, 76; J.

Carson Mark, Frank von Hippel, Edward Lyman, Explosive

Properties of Reactor-Grade Plutonium, in: Science and

Global Security, 17 (2009), 170–185 (insbes. 171-172, 180).

Der mittlere Abbrand einer RBMK-Entladecharge betrug in

den 1980er Jahren rund 20 MWd/kgU-235, nach 1986 bei

höherer Anreicherung bis zu 30 MWd/kg U-235, während

Plutonium-Produktionsreaktoren Abbrände im niedrigen einstelligen

MWd-Bereich aufweisen. Im Vergleich mehrerer

Reaktorkonzepte ähnelt der Plutoniumvektor eines RBMK am

ehesten dem eines Leichtwasserreaktors. Pu-240, das mit

rund 29% im RBMK-Plutonium enthalten ist, hat einen hohen

Absorptionsquerschnitt für Neutronen – gleichzeitig neigt es

aber auch zu Spontanzerfall mit Neutronenaussendung. Sein

relativ hoher Anteil im Reaktorplutonium ist auch der Grund,

warum dieses anfällig für Frühzündungen und reduzierte

Explosionskraft („Verpuffung“) ist, was es für die militärischen

Zwecke von Atomwaffenstaaten unattraktiv macht. Da aber

eine Kernwaffe geringerer Zerstörungskraft prinzipiell mit

Energy Policy, Economy and Law

Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


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Reaktorplutonium gebaut werden kann, unterliegt auch

dieses strengen Non-Proliferationsregeln.

[51] Joachim Radkau, Aufstieg und Krise der deutschen Atomwirtschaft

1945-1975. Verdrängte Alternativen in der Kerntechnik

und der Ursprung der nuklearen Kontroverse,

Reinbek 1983, 302-306, 419; Joachim Radkau / Lothar

Hahn, Aufstieg und Fall der deutschen Atomwirtschaft,

München 2013.

[52] DIW 2019, 513.

[53] Atomkritische Autoren geben (abgesehen von Perioden des

Strompreis-Zusammenbruchs infolge Windkraftüberproduktion)

einen Gewinn von rund einer Million Euro pro Tag und

Block an. Michael Kröger: Was E.on und Co mit ihren Atommeilern

verdient haben, in: Spiegel online, 12.05. 2014,

https://www.spiegel.de/wirtschaft/unternehmen/atomkraftwas-eon-und-co-mit-ihren-atomeilern-verdienten-a-968941.

html.

[54] IPCC Sachstandsberichte, siehe Fn. 10.

[55] DIW 2019, Info-Kasten 2, 518-519.

[56] Zu Uranabbau-Altlasten und Gesundheitsbelastungen auf

dem Gebiet der ehemaligen DDR gibt es reichhaltige Literatur,

aber womöglich liefert sie nicht jene alarmistischen

Aussagen, die das DIW bevorzugt: Rudolf Boch, Rainer

Karlsch (Hg.): Uranbergbau im Kalten Krieg. Die Wismut im

sowjetischen Atomkomplex, Band 1: Studien, Band 2:

Dokumente, Berlin 2011; gute Informationen bieten auch die

Jahresberichte des Bundesamts für Strahlenschutz: Umweltradioaktivität

und Strahlenbelastung, Jahresbericht 2016,

Bonn / Salzgitter 2018, hier 2.1 Hinterlassenschaften und

Rückstände aus Bergbau und Industrie, 25-26.

[57] Benjamin K. Sovacool, Valuing the greenhouse gas emissions

from nuclear power: A critical survey. Energy Policy 36

(2008). 2950–2963, zitiert in DIW 2019, S. 519.

[58] Zur CO 2 -Bilanz der Kernenergie gibt es auch andere Befunde,

die weit unter den 66 g CO 2 -Äquivalenten/kWh der als

einziger Literatur zitierten Sovacool-Studie liegen, z.B. die

Berechnungen des IPCC mit 12 g/kWh Median: Schlömer S.,

T. Bruckner, L. Fulton, E. Hertwich, A. McKinnon, D. Perczyk, J.

Roy, R. Schaeffer, R. Sims, P. Smith, and R. Wiser, Annex III:

Technology-specific cost and performance parameters. In:

Climate Change 2014: Mitigation of Climate Change.

Contribution of Working Group III to the Fifth Assessment

Report of the Intergovernmental Panel on Climate Change

[Edenhofer, O., R. Pichs-Madruga, Y. Sokona, E. Farahani,

S. Kadner, K. Seyboth, A. Adler, I. Baum, S. Brunner,

P. Eickemeier, B. Kriemann, J. Savolainen, S. Schlömer, C. von

Stechow, T. Zwickel and J.C. Minx (eds.)], Cambridge / New

York 2014, https://archive.ipcc.ch/pdf/assessment-report/

ar5/wg3/ipcc_wg3_ar5_annex-iii.pdf. 1335, Table A.III.2

Emissions of selected electricity supply technologies (gCO 2 eq

/ kWh). Dieser geringere Wert findet sich auch in der Auswertung

von: Paul-Scherrer-Institut, Die Vermessung des

ökologischen Fussbadrucks, https://www.psi.ch/de/media/

forschung/die-vermessung-des-oekologischen-fussbadrucks,

Abb. „Treibhausgas-Emissionen aus der Stromproduktion mit

Erneuerbaren und Kernenergie“.

[59] Die durchschnittliche Effektivdosis der deutschen Bevölkerung

durch natürliche Quellen ionisierender Strahlung lag

2016 bei 2,1 mSv/a (=2100 μSv/a) , die effektive Dosis durch

Abluft und Abwasser der deutschen KKW lag bei maximal 1

μSv/a bzw. 0,5 μSv/a (Angaben pro einzelne Anlage). Bundesamt

für Strahlenschutz, Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung:

Jahresbericht 2016, http://nbn-resolving.de/

urn:nbn:de:0221-2018112017017, S. 156 Tabelle T II.6

Strahlenexposition in der Umgebung von Kernkraftwerken

durch die Aktivitätsableitung radioaktiver Stoffe mit der Fortluft,

S. 231. Tabelle T II.7 Strahlenexposition in der Umgebung

von Kernkraftwerken durch die Ableitung radioaktiver

Stoffe mit dem Abwasser, S. 232.

[60] Peter Kaatsch et al., Epidemiologische Studie zu Kinderkrebs

in der Umgebung von Kernkraftwerken (KiKK-Studie). Mainz,

Salzgitter 2007; Bundesamt für Strahlenschutz, Epidemiologische

Studie zu Kinderkrebs in der Umgebung von Kernkraftwerken

– KiKK-Studie, https://www.bfs.de/DE/bfs/

wissenschaft-forschung/ergebnisse/kikk/kikk-studie.html;

Eva Richter-Kuhlmann: Kinderkrebs und Atomkraft – Keine

Erklärung für erhöhte Krebsraten, in: Deutsches Ärzteblatt

105, H. 43, 24. Oktober 2008, A2258-2260; Munroe, Radiation

Dose Chart.

[61] So in der Formulierung „Obwohl schwere Reaktorunfälle

selten sind, sind ihre Folgen katastrophal“ (518) und der

Nennung der drei großen Reaktorunfälle (519).

[62] Ministry of Health, Labour and Welfare: Responses and

Actions Taken by the Ministry of Health, Labour and Welfare

of Japan on Radiation Protection at Works Relating to the

Accident at TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant –

6th Edition (Fiscal Year of 2018), https://www.mhlw.go.jp/

english/topics/2011eq/workers/ri/gr/gr_190131.pdf, S. 13;

Reuters: Japan acknowledges first radiation death among

Fukushima workers, 2018-09-05, https://www.reuters.com/

article/us-japan-fukushima-radiation/japan-acknowledgesfirst-radiation-death-among-fukushima-workersidUSKCN1LL0OA;

The Guardian: Japan admits that

Fukushima worker died from radiation, 2018-09-05, https://

www.theguardian.com/world/2018/sep/05/japan-admitsthat-fukushima-worker-died-from-radiation;

Time: Japan

Acknowledges the First Radiation-Linked Death From the

Fukushima Nuclear Disaster, 2018-09-06, https://time.

com/5388178/japan-first-fukushima-radiation-death/

[63] World Health Organization: Health effects of the Chernobyl

accident: an overview, April 2006, https://www.who.int/

ionizing_radiation/chernobyl/backgrounder/en/; UNSCEAR

2008 Report to the General Assembly with Scientific

Annexes, VOLUME II, Scientific Annex D, Health Effects Due

to Radiation From The Chernobyl Accident, https://www.

unscear.org/docs/reports/2008/11-80076_Report_2008_

Annex_D.pdf; UNSCEAR 2013 Report to the General Assembly

with Scientific Annexes, VOLUME I, Scientific Annex A,

Levels and effects of radiation exposure due to the nuclear

accident after the 2011 great east-Japan earthquake and

tsunami, https://www.unscear.org/docs/publications/2013/

UNSCEAR_2013_Report_Vol.I.pdf; UNSCEAR: Developments

since the 2013 UNSCEAR Report on the levels and effects of

radiation exposure due to the nuclear accident following the

great east-Japan earthquake and tsunami, 2015, https://

www.unscear.org/docs/reports/2015/Fukushima_WP2015_

web_en.pdf

[64] Bill Sacks, Gregory Meyerson, Jeffry A. Siegel, Epidemiology

Without Biology: False Paradigms, Unfounded Assumptions,

and Specious Statistics in Radiation Science (with Commentaries

by Inge Schmitz-Feuerhake and Christopher Busby and

a Reply by the Authors), in: Biological Theory 11 (2016): 69–

101. doi: 10.1007/s13752-016-0244-4.

[65] Anil Markandya, Paul Wilkinson, Electricity generation and

health, in: The Lancet, Bd. 370, Nr. 9591, S. 979–990, Sep.

2007, http://www.thelancet.com/journals/lancet/article/

PIIS0140-6736(07)61253-7/; Pushker A. Kharecha, James E.

Hansen, Prevented Mortality and Greenhouse Gas Emissions

from Historical and Projected Nuclear Power, in: Environmental

Science and Technology, 15.03. 2013, https://doi.org/

10.1021/es3051197; T. Wang, Mortality rate worldwide in

2018, by energy source (in deaths per terawatt hour),

Statista, 09. 08. 2019, https://www.statista.com/statistics/

494425/death-rate-worldwide-by-energy-source/. Die Kernenergie

liegt dabei mit 90 Todesfällen pro Terawattstunde

weit hinter der Kohle (100.000) und den meisten regenerativen

Energien. Hauptursache der Todesfälle durch Energiewandlungssysteme

ist die Luftverschmutzung, gefolgt von

den Opfern des Abbaus der Energieressourcen.

[66] DIW 2019, 519.

[67] Adolf Birkhofer, Was leisten Risikostudien?, in: atomwirtschaft,

August / September 1986, 440-445, insbes. 444.

Gesellschaft für Reaktorsicherheit, Glossar Precursor-

Analysen, https://www.grs.de/glossar/precursor-analysen.

Wenn beispielsweise bei einer Wiederkehrenden Prüfung ein

Strang eines Notkühlsystems nicht verfügbar ist, etwa die

Hochdruck-Einspeisung infolge Defekts einer Sicherheitseinspeisepumpe,

wird ausgehend von diesem konkreten

Ereignis unter Einbeziehung des möglichen Versagens

anderer Systeme, die man für die Gewährleistung der Unterkritikalität

des Reaktors und die sichere Nachzerfallswärme-

Abfuhr benötigt, eine Wahrscheinlichkeit für eine Kerngefährdung

errechnet. Nur wenn diese höher oder gleich 10 -6

ist (das heißt die Wahrscheinlichkeit einer Kerngefährdung

bei eins zu einer Million oder häufiger liegt), spricht man von

einem Precursor, einem Vorläufer-Ereignis. Vgl. auch die

Antwort des Bundesumweltministeriums zu einem Precursor-

Ereignis im belgischen KKW Tihange-1, 01.02. 2018: »In der

aktuellen Berichterstattung entsteht der Eindruck, dass man

auf Grundlage der Anzahl von sogenannten Precursor-Ereignissen

auf die Sicherheit einer Anlage schließen könne. Das

ist aber nicht der Fall. Sie sind vielmehr probabilistisch durchgerechnete

Anlässe, die dabei helfen, sich ein bestimmtes

Szenario genauer anzusehen. Diese sehr komplexen Precursor-Berechnungen

sind ein Element einer umfassenden

Sicherheitsarchitektur. Die Wahrscheinlichkeitsberechnungen

können helfen, weitere Optimierungen an einem lernenden

Sicherheitssystem dieser oder anderer Anlagen vorzunehmen.«

https://www.bmu.de/meldung/stellungnahmezum-belgischen-atomkraftwerk-tihange-1/

[68] H. Wolff, S. Arndt, Der WWER 440-Nasskondensator unter

Störfallbedingungen, in: atw 46 (2001), H. 7, 487-492; H.

Wolff, S. Arndt, Analyse des G02 Tests an der EREC-Versuchsanlage

zum WWER-440-Nasskondensator, in: atw 49 (2004)

H. 6, 426-431; V. P. Denisov, Ėvoljucija vodo-vodjanyx

ėnergetičeskix reaktorov dlja AĖS, in: Istorija Atomnoj

Ėnergetiki v SSSR i Rossii vyp. 2, Moskva 2002, 218-302

(VVĖR-440V-213: 264-273).

[69] Exemplarische Quelle über die Modernisierung zur Laufzeitverlängerung

für eine VVĖR-440-Anlage (Rivne [Rovno]-1

und -2, Ukraine): Povyšenie bezopasnosti i prodlenie sroka

ėkspluatacii ėnergoblokov 1 i 2 OP „Rivnenskaja AĖS“.

Itogovyj otčet, Kuznecovsk 2011; Paul Voosen, How Long Can

a Nuclear Reactor Last?, Scientific American, 2009-11-20,

https://www.scientificamerican.com/article/nuclear-powerplant-aging-reactor-replacement-/.

[70] DIW 2019, 514.

[71] Langdon Winner, Do artifacts have politics? Daedalus 109

(1980), 1, 121-136.

[72] Robert Jungk, Der Atom-Staat: Vom Fortschritt in die Unmenschlichkeit,

München 1977; Alexander Rossnagel,

(1984a), Radioaktiver Zerfall der Grundrechte? Zur Verfassungsverträglichkeit

der Kernenergie. Mit Kommentaren von

P. Saladin u. P. C. Mayer-Tasch, München 1984.

[73] Allerdings, wie die wechselnde Wortwahl zeigt, unter Gleichsetzung

von “Wirtschaftlichkeit” mit „betriebswirtschaftlich“,

„privatwirtschaftlich“, z.B. S. 511, 513, 514, 518.

[74] Stefan Bouzarovski / Mark Bassin, Energy and Identity:

Imagining Russia as a Hydrocarbon Superpower, in: Annals

of the Association of American Geographers, 101:4, 783-

794, https://doi.org/10.1080/00045608.2011.567942

[75] Asif A. Siddiqi, Competing Technologies, National(ist)

Narratives, and Universal Claims: Toward a Global History of

Space Exploration, in: Technology and Culture, Vol. 51, No. 2

(April 2010), pp. 425-443.

[76] Bundesrechnungshof: Bericht an den Haushaltsausschuss des

Deutschen Bundestages nach § 88 Abs. 2 BHO über Maßnahmen

zur Umsetzung der Energiewende durch das Bundesministerium

für Wirtschaft und Energie, 21.12. 2016, https://

www.bundesrechnungshof.de/de/veroeffentlichungen/

produkte/beratungsberichte/bis-2016/2016-berichtmassnahmen-zur-umsetzung-der-energiewende-durch-dasbundesministerium-fuer-wirtschaft-und-energieschwerpunkt-kapitel-0903-energie-und-klimafonds;

Bundesrechnungshof:

Bericht an das Bundesministerium für Wirtschaft

und Energie nach § 88 Abs. 2 BHO zur Prüfung von

Maßnahmen zum Netzausbau für die Energiewende, 16.05.

2019, https://www.bundesrechnungshof.de/de/veroeffentlichungen/produkte/beratungsberichte/2019/netzausbauenergiewende/2019-bericht-massnahmen-zum-netzausbaufuer-die-energiewende;

siehe auch Dagmar Röhrlich, Rüsten

gegen den Blackout. Unsichere Stromversorgung in Zeiten der

Energiewende, DLF, 14.08. 2019 https://www.deutschlandfunk.de/ruesten-gegen-den-blackout-unsichere-stromversorgung-in.724.de.html?dram:article_id=456306

[77] Deutschlands Energiewende – Ein Gemeinschaftswerk für

die Zukunft. Abschlussbericht der Ethik-Kommission Sichere

Energieversorgung, 4. April bis 28. Mai 2011, im Auftrag der

Bundeskanzlerin Dr. Angela Merkel, in: https://archiv.

bundesregierung.de/archiv-de/kommissionsbericht-zurenergiewende-ein-gemeinschaftswerk-fuer-die-zukunft-

394388, 11-13.

[78] Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi),

Abschlussbericht Kommission „Wachstum, Strukturwandel

und Beschäftigung“, Stand Januar 2019, https://www.bmu.

de/themen/klima-energie/klimaschutz/kommissionwachstum-strukturwandel-und-beschaeftigung/

[79] So der Titel des Berichts der Ethik-Kommission.

[80] Hauptgutachten des Wissenschaftlichen Beirats globale

Umweltveränderungen der Bundesregierung (WBGU) 2011

„Gesellschaftsvertrag für eine große Transformation“, https://

www.wbgu.de/de/publikationen/publikation/welt-imwandel-gesellschaftsvertrag-fuer-eine-grosse-transformation

[81] Uwe Marx, Eine neue Chance für die deutsche Solarindustrie,

FAZ 14.08. 2019, https://www.faz.net/aktuell/wirtschaft/

unternehmen/studie-eine-neue-chance-fuer-die-deutschesolarindustrie-16331776.html;

Daniel Wetzel: Windindustrie

verliert in einem Jahr Zehntausende Arbeitsplätze, in: Die

Welt, 2019-08-13, https://www.welt.de/wirtschaft/

article198299117/Windindustrie-In-einem-Jahr-26-000-

Arbeitsplaetze-abgebaut.html

[82] Paul Laufs, Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke.

Die Entwicklung im politischen und technischen Umfeld der

Bundesrepublik Deutschland, Heidelberg 2013; Anna Veronika

Wendland, Reaktorsicherheit als Zukunftskommunikation.

Nuklearpolitik, Atomdebatten und kerntechnische Entwicklungen

in Westdeutschland und Osteuropa 1970-2015, in:

Christoph Kampmann / Angela Marciniak / Wencke

Meteling, „Security turns its eye exclusively to the future“.

Zum Verhältnis von Sicherheit und Zukunft in der Geschichte,

Nomos: Baden-Baden 2018 , 305-352.

[83] DIW 2019, 515-516, vgl. Fußnote 26.

[84] Holger Ludwig, Tatiana Salnikova und Ulrich Waas, Lastwechselfähigkeiten

deutscher KKW, in: Sonderdruck aus

Jahrgang 55 (2010), Heft 8/9 August/September Internationale

Zeitschrift für Kernenergie, 2-9; Improving automated

load flexibility of NPP with ALFC, in: VGB PowerTech 5 (2016),

48-52; Aliki van Heek, Hybrid systems: mixing things up, in:

Nuclear Engineering International, 20. 06. 2019, https://

www.neimagazine.com/features/featurehybrid-systemsmixing-things-up-7267616/

[85] Organisation for Economic Co-Operation and Development /

OECD Nuclear Energy Agency, The Costs of Decarbonization:

System Costs with High Shares of Nuclear and Renewables,

Boulogne-Billancourt 2019.

[86] OECD / NEA 2019, 167-168; “Policy options to internalise

system costs”, 173-210; 212-213.

[87] Verena Brinks, Oliver Ibert, Anna Veronika Wendland,

Beratung unter Stress: Experten in und für Krisen. Working

Paper No. 2 des Leibniz-Forschungsverbundes „Krisen einer

Globalisierten Welt“, Berlin 2017.

[88] DIW 2019, 511: “Die Politik sollte Atomkraft als Option für

eine nachhaltige Energieversorgung verwerfen.”

Autoren

Dr. Anna Veronika Wendland

Herder-Institut für historische

Ostmitteleuropaforschung

Institut der Leibniz-Gemeinschaft

Sonderforschungsbereich SFB-TR

138 „Dynamiken der Sicherheit“

Marburg/Gießen, Deutschland

Dr. Björn Peters

Forschungs- und Beratungsinstitut

für Energiewirtschaft Peters Coll.

Kelkheim, Deutschland

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 479

Energy Policy, Economy and Law

Das DIW-Papier über die „teure und gefährliche“ Kernenergie auf dem Prüfstand ı Anna Veronika Wendland und Björn Peters


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 480

The interview was

made with MCA Chief

Executive Officer

Tania Constable

in August 2019.

For further information

please refer to

www.minerals.org

Fact Box

Time to End Australian Prohibition

on Nuclear Energy?

Australia is a global mining powerhouse with a huge range of most of the world’s key minerals commodities.

Australia is the world’s leading producer of bauxite, ilmenite, iron ore, rutile and zircon; the second largest producer of

gold, lead, lithium, manganese ore and zinc; the third largest producer of uranium; the fourth largest producer of black

coal (also the second largest exporter), nickel and silver; and the fifth largest producer of cobalt, copper and diamond.

The Minerals Council of Australia

(MCA) represents Australia’s explo ration,

mining and minerals processing

industry, nationally and inter nationally,

in its contribution to sustainable

development and society and plays a

key role in the ongoing Australian

nuclear debate.

atw: The country with the largest

uranium deposits worldwide and the

third largest uranium producer has

been banned from nuclear for more

than 20 years. What is the background

to this decision?

MCA: The Federal ban was introduced

as part of a deal to get the Environment

Protection & Biodiversity

Conservation Act through Parliament

in 1999. It was done because there

was, at that time, little prospect that

Australia would need nuclear power

because of its coal and gas resources.

This has now changed with an increasing

recognition that nuclear can

Radiation facilities in Australia regulated by the

Australian Radiation Protection and Nuclear Safety Agency

(ARPANSA):

• Little Forest legacy site

The Little Forest legacy site (LFLS) is a site that was used

for the near surface burial of low level radioactive waste.

The facility was operational between 1960 and 1968.

• The Open Pool Australian Lightwater (OPAL) Reactor

The OPAL (Open Pool Australian Lightwater) reactor

is a 20 Mega watt water cooled research reactor. OPAL

is Australia’s only operating research reactor and is

located at the ANSTO Lucas Heights site in Sydney.

• Interim Waste Store

The Interim waste store (IWS) at ANSTO’s Lucas Height

site in Sydney is a purpose-built temporary storage

facility to house intermediate level solid radioactive

waste returning from France, following reprocessing

of spent fuel from HIFAR.

• Australian Synchrotron

The Australian Synchrotron facility is used for research

and development in the areas of advanced materials,

biomedical science, defence, agriculture, food technology,

environmental science, minerals, nano- technology,

oil and gas, pharmaceuticals and scientific instruments.

• Australian nuclear medicine molybdenum-99 facility

The Australian Nuclear Medicine Molydenum-99 Facility

(ANM Mo99) will be a purpose built radiopharmaceuticals

production facility at the ANSTO Lucas Heights

site in Sydney. This facility will ensure supplies of Mo-99

for the Australian market and will also have the capacity

to export Mo-99 to help secure the future global supply.

provide zero emission affordable and

reliable power 24/7.

atw: In times of Greta Thunberg

and a growing “Fridays for Future”

movement, Australia is not just yet

facing a major challenge looking at

the current energy mix. What is

being done to achieve the goals of the

international climate agreement?

MCA: The Australian minerals industry

supports participation in global

agreements such as the Paris Agreement,

which would hold the increase

in the global average temperature to

well below 2°C above pre-industrial

levels.

Australian mining businesses are

working together to make our contribution

to lowering emissions. This

includes reducing the emissions from

minerals extraction and processing,

energy efficiency initiatives and increasing

the use of renewable energy

in operations.

Investment in renewables is

amongst the highest in the world.

Unlike many other developed countries,

Australia has met its Kyoto 1 commitments.

It will also meet and beat its

Kyoto 2 commitment. The Government

has said Australia is on track to meet its

2030 Paris commitment.

atw: During the election campaign

in April this year, the Prime Minister

was asked about the potential for

nuclear power in Australia, which

triggered a heated debate. What

happened since then?

MCA: The Federal government has

initiated an inquiry into the prerequisites

for nuclear power in Australia.

This is being conducted by the House

of Representative Standing Committee

on Environment and Energy. Other

inquiries looking at the repeal of bans

on uranium mining and exploration

are being undertaken by the New

South Wales and Victorian Parliaments.

There are currently three Parliamentary

inquiries underway.

By initiating an inquiry into nuclear

power, the Federal Government is

allowing the Australian community to

have an honest discussion regarding

the role existing and new nuclear

technologies like Small Modular

Reactors could play in addressing Australia’s

medium and long term energy

challenges.

With 30 per cent of the world’s

known uranium reserves and as the

third largest uranium producer, Australia

will be critical to helping the

world meet its need for electricity

while also reducing emissions.

Australia has some of the highest

energy costs in the developed world,

an ageing baseload power generator

fleet and real challenges with integrating

large amounts of intermittent

energy sources into the grid without

appropriate back-up supplies.

atw: Assuming the positive trend

continues, how do you assess the

business opportunities / perspectives

for Australia’s mineral industry?

MCA: With global population growth

and rapidly escalating demand for

energy and infrastructure the world is

using more minerals and metals than

ever. With a production boom now

underway to meet this demand, the

appetite for our world-class Australian

resources is expected to remain strong.

Mining will also support our

future, including sustainable power,

renewable energy, electric vehicles,

advanced engineering, and even commercial

space travel.

atw: Australia has one of the best

radiation protection regulations in

the world. Besides that, is there any

regulatory environment for the

operation of a nuclear facility for

example in place? What else would

be needed to start appropriate new

build considerations?

MCA: For Australia to develop and

support the operation of a nuclear

facility, the Federal ban needs to be

lifted. ARPANSA already regulates the

existing nuclear reactor at Lucas

Heights. This would provide the basis

for regulating new nuclear facilities.

Energy Policy, Economy and Law

Time to End Australian Prohibition on Nuclear Energy?


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Operating mines

at February 2016

Ranger, NT

Olympic Dam, SA

Heathgate, SA

Source: World Nuclear Association

92

U ntapped

potential

238.03

Australia’s rich endowment

Australia has the largest known uranium

resources in the world...

World Reasonably Assured Resources (RAR) 2014

32 %

AUSTRALIA

(1,174,000 t)

10 %

CANADA

(357,500 t)

Source: Uranium 2014: Resources, Production and Demand, OECD and IAEA.

9%

NIGER

(325,000 t)

Uranium production

Australia’s output is down 40 per cent

10,311 t

2008-09

8%

KAZAKHSTAN

(285,600 t)

6196 t

2014-15

Source: Department of Industry, Innovation and Science

...but is the third

biggest producer

Uranium oxide concentrate (U308 )

1. KAZAKHSTAN

(23,127 t)

2. CANADA

(9134 t)

3. AUSTRALIA

(5001 t)

Source: World Nuclear Association

OLYMPIC DAM

OLYMPIC DAM is the largest

uranium deposit in the world,

with more than a million

tonnes of uranium

Source: World Nuclear Association

Australia’s uranium opportunity

80%

of Australia’s uranium

is in South Australia

10% Northern Territory

6% Western Australia

3% Queensland

1% New South Wales

Source: Geoscience Australia

100% of Australian

uranium is exported

Uranium oxide concentrate (U308 )

5515 t

Exported in

2014-15

Source: Department of Industry, Innovation and Science

If Australia made

the most of its

rich endowment...

$ 9 b

Potential exports by 2040

20,000

Potential jobs by 2040

Source: Davidson and De Silva, Realising Australia’s

uranium potential, 2015

The economic opportunity

...but Australia’s market share has fallen

Export earnings have dropped by 38 per cent since 2008-09

$1 b

2008-09

$622 m

2013-14

Source: Department of Foreign Affairs and Trade

Side by side:

Australian vs Canadian nuclear industries

Australia

3000

Jobs

A$600 m

contribution

Canada

60,000

Jobs

C$5 b

contribution

For every Australian nuclear industry job, Canada has 20

www.minerals.org.au

11%

GLOBAL ELECTRICITY

comes from uranium

Source: BP Statistical Review 2015

3X

GLOBAL ELECTRICITY

generated by nuclear power

compared to solar and wind

power generation in 2014

Source: BP Statistical Review 2015

100%

AUSTRALIAN uranium

is only sold for peaceful

purposes, such as electricity

generation and nuclear

medicine, in line with

bilateral safeguards

ENERGY POLICY, ECONOMY AND LAW 481

Energy demand

is predicted to grow

from 13.6 to 17.9 Btoe

between 2013 and 2040

Global energy demand

32% 1.2b

86%

Nuclear demand

is predicted to grow

from 2478 to 4606 TWh

between 2013 and 2040

People in the world

without electricity – a

further 2.7 billion have

only limited access

Source: IEA World Energy Outlook 2015 Source: IEA World Energy Outlook 2015 Source: IEA World Energy Outlook 2015

Countries with

nuclear power plants

at January 2016

Countries with nuclear power

generation reactors (31)

77%

FRANCE derives more

than 77 per cent of its

electricity generation

from nuclear energy

Source: World Nuclear Association

Where the growth for

nuclear is coming from

China 47%

India 11%

OECD 22%

Other non-OECD 20%

Source: IEA World Energy Outlook 2015

Nuclear medicine and other uses

Radiopharmaceuticals are widely used in

hospitals across Australia

DIAGNOSIS

Heart, kidney,

lung diseases;

tumors, sports

injuries

Source: Australian Nuclear Science and Technology Organisation

560,000

NUCLEAR MEDICINE

procedures conducted

every year in Australia

– 470,000 use nuclear

isotopes generated

from uranium

Source: World Nuclear Association

TREATMENT

Radiation for

certain cancers

i.e. breast, lung,

prostrate

PAIN RELIEF

Some types of

arthritis; bone

and prostrate

cancers

STERILISATION

Medical devices

i.e. knee implants,

bandages, cotton

tips, eye pads

1 in 2

AUSTRALIANS in their

lifetime will benefit

from nuclear medicines

produced by ANSTO

Source: Australian Nuclear Science and

Technology Organisation

ANSTO

Lucas Heights

Sydney

AUSTRALIAN NUCLEAR

SCIENCE & TECHNOLOGY

ORGANISATION (ANSTO)

200

SPECIAL PURPOSE

nuclear reactors in

56 countries – including

ANSTO in Australia –

develop medical isotopes

and conduct research

ANSTO’s OPAL reactor

in Lucas Heights is

the centrepiece of

Australia’s nuclear

medicine and research

development program

10,000

PATIENT DOSES of

nuclear medicines are

delivered every week by

ANSTO to hospitals in

Australia, New Zealand

and South East Asia

Planned, proposed or under construction

Reactors under

+66 construction

Nuclear power is helping countries tackle

energy challenges, such as:

ENERGY PRICE

STABILITY

ENERGY

SECURITY

Reactors on order

New reactors

+158 +330

or planned

proposed

CARBON

REDUCTIONS

ENERGY

RELIABILITY

Source: World Nuclear Association

CHINA will be the largest

nuclear power generating

country by 2035

1 in 5 households and businesses

in the United States are electrically

powered by nuclear energy

Source: World Nuclear Association

Nuclear technology is also used in:

Agriculture Heavy industry Windfarms River health

Airports Smoke detectors Computers Microwaves

NASA’S MARS ROVERS

are nuclear powered.

Missions now last at least

a full Martian year (687

Earth days) or longer.

Source: National Aeronautics and Space Administration

30%

Australia will supply

25-30 per cent of

global nuclear medicine

(Mo-99) when ANSTO’s

expanded production

facility opens in 2016

Source: Australian Nuclear Science and

Technology Organisation

Low emissions, high energy density

Safe production of uranium

Uranium is used in

reactors to generate

heat and create steam

that drives turbines and

electricity generators.

drum of

1uranium oxide

Australia exported enough

uranium in 2012-13 to generate

all of Australia’s electricity

8391 t

Uranium oxide concentrate

exported in 2012-13

250 TWh

Australia’s entire electricity

production in 2012-13

Source: Department of Industry, Innovation

and Science

Nuclear energy generates 11 per cent of

global electricity consumption with almost

NO GREENHOUSE GAS EMISSIONS

1,835

Uranium’s high energy content

Energy content from 1kg

1kWh

FIREWOOD

3 kWh

COAL

4 kWh

OIL

Source: World Nuclear Association

av Australian households

for one year

(3,500,000 kWh if reprocessed)

50,000 kWh

URANIUM

Source: International Atomic Energy Agency

A GOLF BALL SIZED

amount of nuclear

material provides a

lifetime’s amount

of energy for one

person in the USA

Source: US Department of Energy

A LIFETIME’S use

of electricity from

nuclear power plants

produces the spent

fuel equivalent of

one soft drink can

Source: US Department of Energy

Radiation safety in Australian uranium mines

Source: Australian Radiation Protection

and Nuclear Safety Agency

95

of workers record an

%

In comparison...

Source: Australian

Nuclear Science and

Technology Organisation

The management of spent fuel is evolving with technology

REPROCESSING

Used fuel contains about

96 per cent of its original

uranium. Reprocessing

seperates uranium and

plutonium for reuse.

10 mSv

CT Scan

average annual dose

less than 3.5 mSv

Prescribed limit: Not more than 50 mSv in any year. 20 mSv per annum average over five years.

7.8 mSv

Cornwall, UK

Background

SPENT FUEL

RADIOACTIVITY

Spent fuel radiation reduces

rapidly. After 40-50 years,

heat and radioactivity have

fallen by 99.9 per cent.

73

of workers record an

%

2.4 mSv

Natural background

Global average

SPENT FUEL STORAGE

Spent fuel can be safely

isolated and stored long

term in deep geological

depositories within a stable

geologic environment.

Source: World Nuclear Association

average annual dose

less than 0.5 mSv

.05mSv

Chest x-ray

STORAGE AND

TRANSPORTATION

Every 200-litre drum of

uranium oxide concentrate

mined in Australia is

packed, sealed and locked

in shipping containers

before leaving the mine

Source: Department of Industry, Innovation and Science

500

Around 50 shipments of

500 containers of uranium

are transported every year

by road and rail to ports in

Adelaide and Darwin. They

are not opened until they

reach their destination

Source: Department of Industry, Innovation and Science

Information accurate as of January 2016.

| | Source: Minerals Council of Australia

MINERALS COUNCIL OF AUSTRALIA 44 Sydney Ave, Forrest ACT 2603 • P. + 61 2 6233 0600 • www.minerals.org.au

Energy Policy, Economy and Law

Time to End Australian Prohibition on Nuclear Energy?


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

482

ENVIRONMENT AND SAFETY

Leakage Assessment in

Leak-Before-Break Analysis

Klaus Heckmann and Jürgen Sievers

Introduction In the design phase of the reactor coolant pressure boundaries of German NPP different leak and

break postulates have been considered to determine the effectiveness of the emergency core cooling system, the impacts

from jet and reaction forces on components and building parts as well as the load assumptions for the internals of the

reactor pressure vessel and the reactor core. This concerns also the rupture of connection pipes. Many defensive

measures have been implemented to prevent such large ruptures, or to render them as extremely improbable. For events

with loss of coolant, a distinction is made between leak or break and leakage. Leaks and breaks are events in which the

flow rate is so high that the safety system is activated automatically. In contrast a leakage is generally an event in which

the flow rate is so low that a safety system is not activated. For piping systems and components of the reactor coolant

pressure boundary for which catastrophic failure during plant operation needs not be postulated, restricted leak and

break postulates may be used [BMU 15].

In the German break preclusion concept

[KTA 16] subsequent measures

are implemented to prevent pipe ruptures.

Special care is taken concerning

the plant design and the material

fabrication. In principle, this concept

prevents the existence of defects due

to manufacturing or ageing. However,

in the next level, requirements are

also imposed to operational practices

and in-service inspection, to prevent

that any defect can form under operation.

On top of that, flaws in the pipe

are postulated regardless the previous

efforts, and a fracture mechanical

analysis is required that it cannot

become large enough to cause any

wall penetration. At the very last step

leakages are postulated despite the

preceded postulated crack assessment

and it has to be shown that any leakage

can be found by the leak monitoring

system before they become so large

that a rupture can occur.

Despite the efforts in regulation,

safety standards, material science and

operation practices for prevention of

damages in coolant pipes of nuclear

power plants, leakage events are

observed often with very low leakage

rates. The operational experience

shows that leakage events are typically

caused by ageing-related degradation

mechanisms (fatigue and

corrosion) and to a lower extent by

event-like causes (e.g. manufacturing,

overload) [HEC 18c]. In this context

crack-like leakages play an important

role because they may become critical

due to the stress concentrations at

the crack tips, i.e. ruptures may be

expected consequences.

Beside cracks, there could be

material loss damage types like: small

pinholes, larger holes, and wall thinning.

A special case is the seal leakage,

which is caused due to defects of

dynamical or static seals. Pinhole-like

defects, however, are more localized,

and hence there is a lower concern

about ruptures. Wall thinning due to

erosion-corrosion can be spread along

a larger area, which makes it more

likely to cause a rupture failure if

undetected.

For all these diverse issues, computational

analyses are necessary, allowing

to understand the behavior of a

nuclear installation in undesirable

and unlikely situations. These analyses

involve postulated leakages, which

are not related to a real finding. For a

realistic postulate of an unexpected

penetration of a high reliable pressure

boundary, several influences on such

a leakage have to be considered. The

leakage size, the morphology and the

leakage flow rate are affected by the

structure and its material, by the

medium and the operational conditions,

and by the anticipated damage

mechanisms (see Figure 1).

Because of the structural and

release effects caused by leakages the

identification and localization have

high priority. Leakages can be found

during on-site-inspections and by the

help of leakage monitoring systems in

power plants. Thus, a small but detectable

leakage could warn the operators

of the plant, allowing shut-down and

repair actions to be taken. If such a

leakage releases enough coolant to

allow a detection while allowing still a

safe operation and is sufficiently

smaller than a leakage that could

lead to a break, an additional safety

attribute is verified: Leak-beforebreak

(LBB) behavior. LBB means the

property of a pressure-retaining system

area which ensures that a leakage

arising from a through-thickness

crack is detected in time under the

operational loadings of steady-state

operation and that such a throughthickness

crack is sub-critical to

instability under all operational and

accident loadings so that shut-down

of the plant is ensured before global

component failure occurs [KTA 16].

LBB is characterized mainly by the

comparison of the size of a detectable

leakage 2cdet and the size of a critical

leakage 2ccrit, which could lead to an

immediate rupture of the whole pipe.

| | Fig. 1.

Material, medium and damage mechanisms influence a postulated leakage, which results in risks for

the structure and risks associated with the release.

Environment and Safety

Leakage Assessment in Leak-Before-Break Analysis ı Klaus Heckmann and Jürgen Sievers


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

A recently proposed quantity for the

LBB characterization is the LBB factor

[GIL 18].

f LBB = 2c crit / 2c det

Thus, an LBB factor larger than unity

means that the LBB criterion could be

met, i.e. a leakage can be detected

early enough to prevent a rupture.

LBB is not expected for LBB factors

smaller than unity. Figure 2 shows a

schematic LBB diagram with two

exemplary cases,

The LBB case in the figure has a detectable

leakage length smaller than

the critical leakage length. The exemplary

path of a crack evolution

through the diagram begins with a

surface crack. After growth of this

crack, a leakage is formed, which can

be detected if it is large enough. At this

point, the shut-down of the plant, the

localization of the leak and a repair

measure are assumed. For the counter

example, the growing crack leads to

an undetected leakage, which reaches

the critical size before detection.

Hence, a rupture under operation

would be assumed.

The nuclear safety standard KTA

3206 [KTA 16] includes an assessment

strategy for an appropriate computation

of a postulated leakage. With

respect to the LBB factor, it is conservative

to underestimate the critical

crack length and to overestimate the

detectable crack length. In this context

it is conservative to under estimate

the actual flow rate of a postulated

leakage. The special feature of the

KTA 3206 assessment method is

the circumvention of overall safety

factors, and instead the conservative

computation of leakage size, morphology,

and flow rate. The key element of

this conservative computation scheme

is the enveloping curve for the friction

factor, conservatively overestimating

the fluid-wall friction in a leakage (see

Figure 3).

This approach of conservative

assessment of postulated leakages is

different from alternative procedures,

where a best estimate computation

and an additional (large) safety factor

is usual [NRC 07]. Moreover, a

sufficient modeling of the leakage

flow rate is possible by different

approaches, while other established

leakage assessment tools rely on one

single flow model [PAU 94b][WIL 17].

Due to these circumstances, the validation

of the assessment strategy in

KTA 3206 involved massive analysis of

test data from the literature. These

investigations required the processing

of a large amount of data and the

consistent application of different

leakage rate models [HEC 15]. The

development of a computation aid for

this task resulted in the adaption and

extension of a computer code, which

enables leakage assessment for

different fields of application.

Leakage assessment tool

The need for an efficient computation

tool motivated the improvement

of the pre-existing computer code

WinLeck [HEC 16]. This computer

code provides a graphical interface for

the application of models for leakage

opening area computation, morphology

and flow resistance, and the flow

rate. Figure 4 shows a typical scenario

for leakage rate calculation.

Due to the background of test data

analysis for the validation of the KTA

3206 assessment method, data series

from tests can be read and processed.

As described in the introduction,

the safety standard KTA 3206 is not

stipulating a particular simulation

model for the computation of the flow

rate but imposes side conditions for

their accuracy or trend. This motivated

the implementation of several

models for the assessment: Several

models are available for the leakage

opening, for the modeling of the flow

resistance, and for the leakage flow

itself, and they can be selected individually,

combined and compared.

Furthermore, uncertainties in the

leakage assessment can be derived

from the scatter of the results. A more

technical overview of the individual

models and the corresponding references

is given in [HEC 16].

This availability of multiple models

is a key advantage of the code. The

user interface aligns the different

inputs expected by individual

approaches and provides a consistent

input. In the analysis of test data, the

application of multiple models

enables supplementary understanding

of leakage flow phenomena.

During the analysis of experiments,

deviations of model prediction

and tests and a quantification of these

deviations are crucial. However, while

deviations of one single model would

be puzzling, a systematic deviation of

multiple different models yield an additional

information: It indicates that

the assignment of the experimental

conditions to the model input parameter

is possibly flawed. Thus, the

multi-model approach realized in the

leakage assessment tool of GRS allows

to distinguish what is model uncertainty,

and what is test uncertainty. As

| | Fig. 2.

Schematic LBB diagram: The stability and detectability of surface cracks

and leakages are shown as a function of crack depth and crack length.

Two cases for the leakage detection length are shown: confirmed LBB

(blue), and no LBB (red).

| | Fig. 3.

The enveloping KTA 3206 friction curve compared with best estimate

curves from [PAU 94a] [JOH 88].

| | Fig. 4.

Schematic illustration of two-phase discharge flow of undercooled water

through a crack-like leakage in a pressurized tube.

an example, two test series performed

at former KWU [KEF 88] and at JAERI

[ISO 90] are selected (see Figure 5

and 6). The pressure and temperature

(and for the JAERI experiment, the

applied bending moment) is varied,

and the leakage flow is measured.

In the KWU test series, all models

follow qualitatively the measured

curve, with accuracies dependent on

the model. In the JAERI tests, there is

a finding for the third point, where all

ENVIRONMENT AND SAFETY 483

Environment and Safety

Leakage Assessment in Leak-Before-Break Analysis ı Klaus Heckmann and Jürgen Sievers


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

ENVIRONMENT AND SAFETY 484

| | Fig. 5.

Analysis of a test series [KEF 88] with different models (see legend in

Figure 6) and comparison with measured leakage rate (red).

| | Fig. 6.

Analysis of a test series [ISO 90] with different models and comparison with

measured leakage rate (red).

model predictions indicate a small

increase of leakage rate, while the

actual leakage rate is slightly decreasing.

Such a coincidence is less

likely a failure of flow modeling, it

could be related to the accuracy of the

measured values or the stability of test

conditions. Such a conclusion would

be far less convincing if only one

single model would be applied to

simulate the test series.

Figure 7 shows the current status

concerning validation of the WinLeck

code, which is of course an ongoing

activity. In this figure leakage rates

calculated by best estimate simulations

are compared with experimental

data. Short descriptions of the experiments

are given in [HEC 18b].

While the previous paragraphs

concentrate on the computation of

leakage rates, i.e. the denominator of

the LBB factor, the calculation of

critical crack lengths, i.e. the nominator

of f LBB is only discussed in short

here. For the computation of the

critical size of a leakage, a fracture

mechanical assessment is necessary,

considering the effects of a crack in a

structure under the relevant loads and

the strength of the material. In this

analysis, this is done with the

| | Fig. 7.

Measured leakage rate vs. calculated leakage rate: The origin of each point is indicated by the symbol, while the color indicates the

applied leakage rate model. For selected points estimated uncertainties in measured/calculated values are attached (from [HEC 18b]).

com puter code PROST, which completes

the abilities of the computer

programs for a complete LBB assessment.

This program has been developed

for the assessment of cracked

components and has also applications

for the computation of failure rates.

More details are given in [HEC 17].

Results

In practice, the LBB assessment is done

for individual components or locations

within the piping system. The aim in

this section is to identify trends: Which

components show LBB behavior, and

in which situations is the LBB factor

larger or smaller than unity?

For such a generic assessment, a

systematics for piping parts has to be

proposed, and certain assumptions

have to be made. A sensitivity study

with the focus on pipe sizes is given in

[HEC 18a], while the authors in

[GIL 18] revealed the influence of

fracture toughness. In the following,

the investigation [HEC 16] of pipes

under PWR conditions with a common

generic design criterion is taken

as a starting point. The inner diameter

of the pipe is varied from 25 mm to

800 mm. The assumed operating

temperature is 320 °C, while the

operating pressure is 15.6 MPa. A

generic material with elastic modulus

of 180 GPa, a yield strength of

150 MPa, and ultimate strength of

triple yield strength, and a fracture

toughness 190 MPa m 1/2 is assumed.

As the design rule for the pipe wall

thickness, the membrane stress

matches 50 % of the yield stress – thus

this example considers also material

properties in the design rules. The

leakage detection threshold is set to

the typical value of 63 g/s mass flow

rate for PWR [RAH 96]. For the computation

of the critical crack length,

an additional bending load of 40 % of

the maximal plastic limit bending is

assumed.

The LBB factor for these pipes is

shown in Figure 8. It shows that the

turning point for LBB behavior is close

to the 100 mm diameters pipe. The

pipes of 200 mm diameter and more

have LBB factors larger than unity, i.e.

the larger pipes are LBB conformal.

The pipes of 50 mm diameter and less

have LBB factors smaller than unity,

and LBB is not expected. The finding

that LBB is pipe size dependent is discussed

in more detail in [HEC 18a].

The reason of this finding is that the

critical crack size scales differently

than the detectable leakage size –

especially for this basic example, the

critical leakage angle is a constant.

Environment and Safety

Leakage Assessment in Leak-Before-Break Analysis ı Klaus Heckmann and Jürgen Sievers


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

The concept of the LBB factor gives

the opportunity to study (and

quantify) relevant influence factors

beyond the pure geometry of piping

sizes. The example shown in Figure 8

is the base case for this sensitivity

analysis. Based on [HEC 16], four

parameters are selected:

pp

The yield stress level which

influences the wall thickness by

the design rule,

pp

the fracture toughness which

influences the critical crack size,

pp

the leakage detection threshold

which influences the detectable

crack size, and

pp

the safety factor on wall thickness

(i.e. a scaling factor resulting in

thicker walls).

The results of this sensitivity study

and the comparison with the initial

data set (as shown in Figure 8) is

shown in Figure 9. The LBB factor is

color-coded: yellow indicates a factor

close to the acceptance criterion

f LBB = 1, while red indicates a failed

LBB verification. Blue and green

values correspond to cases, in which

the LBB criterion is met.

This sensitivity study can be read

from the LBB factor landscape. A larger

fracture toughness leads to larger

allowable through-thickness cracks

and therefore larger LBB factors. A

change of the yield stress has effects on

both the critical as well as the detectable

crack size. In this context it must

be considered that a component with a

higher yield stress has a thinner wall

due to the design rule. Therefore, an

increase in yield stress effects a

decrease of the critical crack size and

the detectable crack size too, due to the

increase in flow rate. As a result, the

LBB area is slightly reduced for larger

pipes. The influence for the detections

threshold is also very pronounced, a

better sensibility of the leakage monitoring

system eases the LBB verification,

i.e. the LBB area is increased for

lower leakage detection thresholds.

Remark ably, the wall thickness safety

factor has a much less significant effect

on the LBB behavior. The use of a

thicker boundary in component design

is intuitively a good approach for increased

safety, because this increases

the resilience of a structure with respect

to peak loads or even ageing. However,

the LBB effect relies on released mass

flow coming through leakages, but the

leakage flow is diminished by the

thicker structure. Thus, the increase of

structural stability (increased critical

crack size) is compensated by the more

challenging of leakage detection

( increased detectable leakage size).

Summary

In this paper, the challenges of leakage

assessment and the treatment of

postulated leakages are summarized.

A key application field is the LBB

verification, which can be analyzed in

terms of the LBB factor (ratio of the

critical crack length to the detectable

crack length). Assessment strategies

based on the KTA 3206 procedure are

compared to other international procedures

as well as the experience from

measurement evaluation is discussed.

The two computer codes WinLeck for

leakage rate calculation and PROST

for integrity assessment of pres surized

cracked components include the

evaluation scheme of KTA 3206.

Furthermore, results of a sensitivity

study are summarized, which underlines

that the pipe size, the yield

stress, the fracture toughness and

the detection threshold are relevant

influence factors on the LBB behavior

of a component.

Acknowledgment

This work has been performed in the

framework of the German Reactor

Safety Research and was funded by

the German Federal Ministry of

Economic Affairs and Energy (BMWi,

project no. RS1516 and RS1551).

Several preparative works have been

performed in the project 3613R01332

funded by the German Federal

Ministry for the Environment, Nature

Conservation and Nuclear Safety

(BMU).

References

[BMU 15] Federal Ministry for the Environment, Nature

Conservation and Nuclear Safety (BMU): Safety Requirements for

Nuclear Power Plants, March 2015

[GIL 18] Gill, P., Sharples, J., Aird, C.: Simplified LBB Guidance:

Stage 1 — Development of a New Software Tool and Initial

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10.1115/PVP2018-84926, ISBN 978-0-7918-5168-5,

Prague, Czech Republic. ASME, 2018.

[HEC 15] Heckmann, K., Sievers, J.: Code development for

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In Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23), Paper

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Heckmann, K., Sievers, J.: Analysis methods for leakage

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[HEC 18a] Heckmann, K., Sievers, J.: Leak-before-break analyses

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[HEC 18b] Heckmann, K., Sievers, J., Weyermann, F.: Leak Rate

Computation: Flow Resistance vs. Thermal-Hydraulic Aspect.

In ASME Pressure Vessel and Piping Conference, PVP2018-84534,

July 2018.

[HEC 18c] Heckmann, K., Elmas, M., Sievers, J.: Investigations on

various leak types from operational experience and consequences

for leak-before-break assessment of the pressure boundary, 44 th

MPA-Seminar, October 2018.

[ISO 90] Isozaki, T., Shibata, K., Shinokawa, H., Miyazono, S.:

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four-point bending and BWR conditions. International Journal

of Pressure Vessels and Piping 43(1-3), pages 399–411,

January 1990.

| | Fig. 8.

LBB Factor for different generic PWR pipes and selected boundary

conditions.

| | Fig. 9.

LBB factor (color-coded) for different nominal pipe diameters and variated

influence parameters. The boxes indicate the base case.

[JOH 88] John, H., Reimann, J., Westphal, F., Friedel, L.: Critical

two-phase flow through rough slits. International Journal of

Multiphase Flow 14(2), pages155–174, 1988.

[KEF 88] Kefer, V., Kastner, W., Westphal, F., Johm, H., Reimann,

J., Friedel, L.: Vorhersagegenauigkeit von Modellen für Leckraten

aus Rissen in druckführenden Komponenten. In Fortschritte der

Sicherheitstechnik, volume II of DECHEMA – Monographien, pages

123–147. Wiley-VCH, Frankfurt, ISBN 9783527102044, 1988.

[KTA 16] Nuclear Safety Standards Commission (KTA): Break

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Salzgitter, Germany, November 2016.

[NRC 07] US Nuclear Regulatory Commission (NUREG): Leakbefore-break

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NUREG-0800, 3.6.3, March 2007.

[PAU 94a] Paul, D. D., Ghadiali, N., Rahman, S., Krishnaswamy,

P., Wilkowski, G.: SQUIRT - Seepage Quantification of Upsets In

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[PAU 94b] Paul, D., Ahmad, J., Scott, P., Flanigan, L., Wilkowski,

G.: Evaluation and refinement of leak-rate estimation models.

Revision 1. Technical Report NUREG/CR-5128-Rev.1, Battelle,

Columbus, Ohio, BMI-2164-Rev.1, 1994.

[RAH 96] Rahman, S., Olson, R., Rosenfield, A., Wilkowski, G.:

Summary of Results from the IPIRG-2 Round-Robin Analyses.

Project Report NUREG/CR-6337 BMI-2186, Battelle, 1996.

[WIL 17] Williams, P. T., Bass, B. R., Dickson, T. L., Klasky, H. B.:

LEAPOR: A Computer Code for Leakage-Rate Calculations for

Cracks in Cooling Water Piping Systems. Proceedings of ASME

Pressure Vessels and Piping Conference, 2017, PVP2017-65263.

Authors

Dr. rer. nat. Klaus Heckmann

GRS gGmbH, Technical Expert

Cologne, Germany

Dr. rer. nat. habil. Jürgen Sievers

GRS gGmbH, Chief Expert Structure

Mechanics Group

Cologne, Germany

ENVIRONMENT AND SAFETY 485

Environment and Safety

Leakage Assessment in Leak-Before-Break Analysis ı Klaus Heckmann and Jürgen Sievers


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

486

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT

| | Fig. 1.

Material flow and MBAs in the PRIDE.

An Uncertainty Analysis for a Head End

Process in the Pyroprocessing

Wonjong Song, Hoyoung Shin, Myeonghyeon Woo, Min Baek and Moosung Jae

1 Introduction Pyroprocessing technology, currently being developed in the Republic of Korea, transforms

the spent fuels of a light water reactor into fresh MOX fuels for a sodium cooled fast reactor. It is important to manage

nuclear material control in a pyroprocessing facility that treats nuclear materials such as U and Pu in view of safeguard.

Until spent fuel assemblies transported from nuclear power plants are disassembled, and quantitative management of

nuclear materials is carried out using a bulk item unit. However, quantitative management of nuclear materials is

carried out in a unit of weight after the spent fuel assemblies are disassembled. Since the uncertainty that occurs when

the quantitative management of nuclear materials is carried out in a unit of weight rather than by bulk item is relatively

large, various methods are being developed for accurate quantitative management of nuclear materials to reduce the

uncertainty of nuclear materials for safeguard measures.

Since fission products in spent fuel

assemblies have a very high level of

radioactivity, it is difficult to measure

the amount of Pu or U by the gamma

ray detection method, and the uncertainty

is also large. Therefore, a method

of estimating the amount of Pu as

in Eq. (1), called the (Pu/ 244 Cm) mass

ratio method, can be used as an alternative

method by detecting the

amount of 244 Cm that decays by spontaneous

fission [1, 2].

(1)

The amount of Pu is estimated by

multiplying the (Pu/ 244 Cm) mass

ratio by the amount of 244 Cm after the

amount of 244 Cm is measured by detecting

the neutrons emitted through

spontaneous fission of 244 Cm. In

Eq. (1), the (Pu/ 244 Cm) mass ratio

can be obtained by the burnup calculations

of computer simulations as

well as by a destructive analysis.

In addition, the amount of Pu and

244 Cm produced by the height of the

nuclear fuel assemblies is different

when burned. As a result, the heterogeneous

property of the (Pu/ 244 Cm)

mass ratio are formed according to the

height of the spent fuel assemblies

[3]. If the amount of Pu is estimated

by the (Pu/ 244 Cm) mass ratio method,

there is a high probability that uncertainty

is yielded due to the heterogeneous

property of the (Pu/ 244 Cm)

mass ratio.

Therefore, the scale and characteristics

of the pyroprocessing facility

under development in the Republic

of Korea were researched, and the

main steps in which uncertainty could

be yielded were investigated in a head

end process. The burnup calculations

based on the computer codes were

simulated to identify the heterogeneous

properties of the (Pu/ 244 Cm)

mass ratio, and the main steps were

simulated to yield the uncertainty of

the (Pu/ 244 Cm) mass ratio [4].

2 Scale and Characteristics

of the Pyroprocessing

Facility in Korea

In 2011, the conceptual design of

the KAPF+ (Korea Advanced Pyroprocess

Facility Plus), which is a commercial

pyroprocessing facility with a

400 tHM/yr process capability, was

completed in the Republic of Korea

[5, 6]. The design characteristics of

the PRIDE (Pyroprocess Integrated

Inactive Demonstration Facility),

which is currently in operation as

an engineering-scale pyroprocessing

facility, were used because there were

few published data on the KAPF+

design characteristics.

Considering the quantitative management

of nuclear materials, the

PRIDE is divided into three MBAs

(Material Balance Areas) depending

on the type of nuclear material and

each process environment. MBA-1

includes spent fuel assembly temporary

storage and air cells where the

head end process is performed. MBA-

2 includes a major process that

recovers the U/TRU (Uranium/Transuranic

element) and U metal from

the spent fuels. All the nuclear materials

in MBA-2 are made of metal ingots

and are transferred to MBA-3, which

includes metal ingot storage and

waste storage.

The process flow of the PRIDE

consisting of three MBAs is shown in

Figure 1. When the spent fuel assemblies

are carried into the PRIDE from

the nuclear power plants, the amount

of Pu should be measured initially in

the spent fuel assembly temporary

storage in MBA-1, including the head

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An Uncertainty Analysis for a Head End Process in the Pyroprocessing ı Wonjong Song, Hoyoung Shin, Myeonghyeon Woo, Min Baek and Moosung Jae


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end process. However, it is difficult to

measure the amount of Pu in the spent

fuel rods independently, so the total

weight declared in the nuclear power

plants is used as it is. Therefore, the

amount of Pu should be measured in

the head end process to verify the total

weight of Pu declared in the nuclear

power plants [7].

The head end process of interest in

this study consists of four steps. The

first step is the disassembling step to

remove the attachments of a spent

fuel assembly and to extract the fuel

rods. The second step is the rod chopping

step to cut the extracted fuel rods

to a short length. The third step is the

oxidative decladding step to oxidize

UO 2 to U 3 O 8 at high temperature and

air conditions. The fourth step is the

homogenization step to homogenize

the TRU composition of the oxidized

U 3 O 8 powder using a mixer. It is

assumed that the capacity of the oxidative

decladding and homogenization

step is 50 kg/batch [7], and the

total amount of Pu should be estimated

by measuring the amount of Pu

in the oxidized U 3 O 8 powder made in

the homogenization step for each

batch. If the (Pu/ 244 Cm) mass ratio

method is used, the detected amount

of 244 Cm should be multiplied by the

(Pu/ 244 Cm) mass ratio. Therefore, the

uncertainty of the (Pu/ 244 Cm) mass

ratio should be analyzed for reliable

quantitative management of nuclear

materials [8, 9].

3 Application Methodology

The burnup calculations were simulated

using MCNP6 and CINDER’90 to

determine the element composition

ratio in a spent fuel assembly. For this

calculation, a reference reactor was

selected and the nuclear fuel design

characteristics were analyzed. The

burnup periods and the cooling periods

were variously set to analyze

whether the uncertainty of the

(Pu/ 244 Cm) mass ratio was affected.

To calculate the uncertainty of the

(Pu/ 244 Cm) mass ratio that occurs

during the head end process, random

samplings were performed considering

the capacity of the head end

process.

assembly information were obtained

through analysis of the nuclear design

report [10]. The core design characteristics

of OPR1000 are shown in Table

1, and the information of each nuclear

fuel assembly of OPR1000 is shown in

Table 2. The design specifications of

the fuel rods inside the nuclear fuel

assemblies are shown in Figure 2 [11].

To calculate the burnup distribution

in a nuclear fuel assembly and to

reduce the time required for calculation

of the entire core, the calculation

scale was reduced to a unit of nuclear

fuel assembly. Since reactor operators

will load nuclear fuel assemblies so

that they are uniformly burned, their

loading pattern is assumed to be radially

symmetric.

Nuclear fuel assemblies are characterized

by initial enrichment, fuel rod

Fuel

assembly

Enrichment

(w% 235 U)

| | Tab. 2.

OPR1000 fuel assembly information.

Burnup

(MWd/kgU)

Characteristic factor

arrangement, and presence of a gadolinium

poison rod. The A0, B0, B2,

and C0 fuel assemblies with different

characteristics were selected, and the

burnup calculations were simulated.

The modeling of each nuclear fuel

Value

Thermal power (MW th ) 2815

Inlet/Outlet temperature (°C) 295.8/327.3

Pellet/Clad material

UO 2 /ZIRLO

Pellet density (g/cm 3 ) 10.44

Pellet diameter (cm) 0.826

Clad inner/outer diameter (cm) 0.843/0.970

Active length (cm) 381

Fuel pitch (cm) 1.285

Assembly array

| | Tab. 1.

OPR1000 core design characteristics.

Number of

fuel rods

Number of Gd

poison rods

A0 1.42 11.6 – 14.2 236 -

B0 2.92/2.42 37.1 – 39.7 184 /52 -

B1 2.92/2.43 30.2 – 31.7 176 /52 8

B2 2.92/2.43 24.0 – 30.8 128/100 8

C0 3.43/2.93 33.8 – 44.1 184 /52 -

C1 3.43/2.93 30.3 – 41.7 124/100 12

D0 4.42/3.93 40.0 – 51.2 184 /52 -

D2 4.42/3.93 47.0 – 51.2 172 /52 12

E0 4.50/4.00 26.4 – 34.5 184 /52 -

E1 4.50/4.00 29.6 – 37.5 176 /52 8

E2 4.50/4.01 29.9 – 39.2 172 /52 12

F0 4.50/4.01 15.2 – 16.6 184 /52 -

F1 4.50/4.01 18.4 – 22.4 176 /52 8

F2 4.50/4.01 20.1 – 22.0 172 /52 12

16x16

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 487

3.1 Reference reactor

To accurately evaluate the characteristics

of the nuclear fuel assemblies, the

inside of the nuclear reactor core

should be designed in the same

manner as the actual nuclear reactor.

In this study, OPR1000 was selected as

a reference reactor, and the core

design characteristics and nuclear fuel

| | Fig. 2.

Cross-sectional diagram of the fuel rod, control rod, Gd poison rod, and guide tube.

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DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 488

| | Fig. 3.

Axial and radial MCNP6 modelling of the A0, B0, B2, and C0

nuclear fuel assemblies.

assembly is shown in Figure 3, where

Mat is the control parameter in the

computer code. This will be explained

in Section 3.3.1.

3.2 Computer codes

3.2.1 MCNP6

MCNP6, developed at the Los Alamos

national laboratory, is the representative

Monte Carlo-based particle transport

analysis code. MCNP6 provides

transport models for neutrons, photons,

and electrons as well as various

heavy particles. It provides physics

models and various nuclear data options

to simulate physical phenomena

such as spallation reactions in the

high-energy region. MCNP6 generates

random numbers to stochastically

simulate the behavior of the particles

and estimate the solution of the

Boltzman transport equation. The

| | Fig. 4.

Linkage system between MCNP6 and CINDER’90.

transport calculations are simulated

assuming the location of a nuclear

fission source. Then the transport

calculations are repeatedly simulated

to converge the location of the nuclear

fission. Particle information such as

the neutron flux, reaction rate, and Q

value is recorded from the point of

time when convergence is completed.

In other words, the moving distance,

the reaction probability, and the

energy of the particle are represented

stochastically through random

number generation, and the eigenvalue

and eigenvector are obtained

through the power iteration method

[12].

When a deterministic method is

used, the matrix of the transportation

operator becomes larger in the discretization

process. Therefore, the

efficiency of the burnup calculations

becomes low, and the interpretation

value may be distorted. In this study,

the neutron transport calculations

were simulated by MCNP6, which has

been verified for various problems

[13].

3.2.2 CINDER’90

CINDER’90 was developed in the

Bettis atomic power laboratory to simulate

the reactor irradiation calculations.

Later, the Los Alamos National

Laboratory extended the use of

CINDER’90 to accelerator-driven systems

and high-energy applications.

CINDER’90 can be used to calculate

the nuclide inventory, activity concentration,

delayed neutron and gamma

ray production rate, and decay heat

from 3,400 nuclides. CINDER’90

provides users with the solution of

the Bateman equation, a differential

equation describing the time-dependent

ratio of the nuclides in terms of

generation and extinction in order to

describe changes in the nuclides of the

materials. CINDER’90 contains the

neutron nuclear reaction cross section

of 63 groups. It is comprised of the

ENDF/B, JEF, JENDL nuclear data,

and the GNASH nuclear data to obtain

a multi-domain nuclear reaction cross

section. The neutron flux used to

determine the nuclear reaction cross

section of the groups is the spectrum

of a typical reactor system, which is

used to construct its own multi-group

nuclear reaction cross section [14].

CINDER’90 has been verified in the

burnup calculation, and the linkage

system provided by MCNP6 can be

used [15, 16]. Therefore, in this study,

the behavior of fission products was

tracked using CINDER’90 for the

burnup calculations.

3.2.3 Linkage system between

MCNP6 and CINDER’90

The burnup calculations are simu lated

by repeating the neutron transport calculations

and the nuclide inventory

calculations. In other words, the neutron

flux, reaction rate, and Q value at

a specific point are obtained through

neutron transport calculations of

MCNP6, and then CINDER’90 uses this

information to calculate the nuclide

inventory over time. This result is

again reflected in the input file of

MCNP6 and used for the neutron

transport calculations [17, 18].

In the linkage system between

MCNP6 and CINDER’90, each timestage

is assumed to be a static state.

Therefore, it is assumed that there is

no change in the neutron flux within

the specified time-step. However, the

neutron flux is affected by the changes

in the nuclides. For example, 135 Xe

has a large neutron absorption cross

section, causing it to have a large effect

on the criticality and neutron flux.

The errors are caused by assuming

that the static state can be solved by

constructing the time-step densely.

However, the dense time-step increases

the calculation time. Therefore,

the predictor-corrector method is

applied to the linkage system between

MCNP6 and CINDER’90 to improve

the efficiency of the burnup calculations.

This method uses the composition

ratio of the materials at the

middle point of the time-step when

obtaining the neutron flux within the

time-step [19]. Figure 4 shows the

burnup calculation procedure of the

predictor-corrector method in the

linkage system, and the following procedures

are repeatedly performed.

1 Calculate the degree of burnup at

the middle point of the time-step

using CINDER’90

3 [t(i) → t(i + 0.5)]

(Predictor step)

2 Recalculate the neutron flux and

reaction rate at the middle point of

the time-step

3 Calculate the degree of burnup at

the desired point using the neutron

flux and reaction rate recalculated

3 [t(i) → t(i + 0.5)]

(Corrector step)

3.3 Input files for computer

codes

3.3.1 Control factors of the

linkage system

MCNP6 can simulate the linkage

calculation with the CINDER’90 code

using the BURN CARD option in the

input files. The BURN CARD includes

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eight parameters: TIME, POWER,

PFRAC, MAT, MATVOL, OMIT, AF-

MIN, and BOPT. The characteristics of

each parameter used in this study are

as follows.

The parameter TIME is used to set

the time-step. If the time-step is too

long for the burnup calculations

assuming a constant neutron flux, an

error may occur in the result. For 135 Xe

with a very large neutron absorption

cross section, it should be divided at a

sufficient time-step until the oscillation

of the neutron flux reaches equilibrium.

Therefore, in this study, the length

of the time-step at the beginning of the

burnup calculations is short.

The parameter POWER controls

the reactor power with a unit of MW th .

Generally, the maximum power is

used, and in this study, it was assumed

that the power of each nuclear fuel assembly

is 16 MW th during the burnup

period. This value is derived by dividing

the total core power of 2,815 MW th

by the total number of the nuclear fuel

assemblies. It was assumed that the

power of each nuclear fuel assembly

was the same in the entire core.

The parameter PFRAC is used to

define the power ratio at each timestep

in CINDER’90. For the cooling

calculations, specific nuclides can be

tracked using the PFRAC value of

zero. That is, the burnup history can

be simulated using the PFRAC.

In the linkage system, the burnup

calculations are simulated on a material

basis. The parameter MAT defines

what materials are burned by the user.

Then, the materials defined in the

material card of the MCNP6 input file

are selected. In this study, only the

materials of the nuclear fuel assemblies

were burned and tracked.

MCNP6 is not suitable for calculating

the volume of complex geometric

shapes. For the burnup calculations,

the burnup target volume must be

accurately designed. The parameter

MATVOL sets the total volume of the

burnup material that has a unit of

cm 3 .

The parameter OMIT is used to

exclude the nuclides that do not have

nuclear data from the transport calculations.

The nuclides omitted in the

transport calculations do not affect

the burnup calculations.

The parameter AFMIN defines

the minimum atom fraction of the

nuclides tracked. If it is less than the

specified value, the nuclide is excluded

from the transport calculation.

The default value is 10 -10 , which can

be assigned a higher value to improve

the calculation time but reduces the

Burnup

region

Burnup region

length (cm)

accuracy of tracking the nuclides.

In this study, the AFMIN is set to 10 -15

for the accuracy of tracking the

nuclides.

The parameter BOPT controls

the burnup calculations and output

format. The parameter BOPT has B1,

B2, and B3 input factors, and the

contents controlled by each factor are

as follows.

1 Factor B1 defines the Q value. In

this study, the default value is

used.

2 Factor B2 controls the output

format. In this study, we set the B2

value to 24 to track all the nuclides

in the fission product array.

3 Factor B3 is a model option that

determines whether to replace

the reaction of nuclides without

nuclear data with a physical model.

Cumulative

height (cm)

Coolant

temperature (°C)

In this study, the default values are

used.

To obtain the axial burnup distribution,

each fuel rod is divided into 38

burnup regions, as shown in Table 3.

For efficient calculation, the middle

region of each fuel rod is divided into

long length burnup regions, and both

the ends of each fuel rod are divided

into short length burnup regions [20].

3.3.2 Temperature and density

distribution of the coolant

Coolant flows up from the bottom of a

nuclear fuel assembly to remove the

heat generated from the fuel in the

reactor. At this time, as the temperature

of the coolant rises, the nuclear

reaction cross section and density of

the nuclear reaction are changed,

affecting the neutron flux in the core.

Coolant density

(kg/m 3 )

1 1.00 1 295.80 735.00

2 1.00 2 295.80 735.00

3 1.00 3 295.80 735.00

4 1.00 4 295.81 734.99

5 1.00 5 295.81 734.98

6 5.00 10 295.83 734.94

7 5.00 15 295.88 734.83

8 5.00 20 295.96 734.68

9 5.00 25 296.07 734.46

10 5.00 30 296.20 734.20

11 10.00 40 296.46 733.70

12 10.00 50 296.88 732.86

13 10.00 60 297.40 731.82

14 15.00 75 298.19 730.22

15 15.00 90 299.31 727.92

16 20.00 110 300.87 724.71

17 20.00 130 302.91 720.42

18 30.25 160.25 305.81 714.17

19 30.25 190.50 309.60 705.69

20 30.25 220.75 313.50 696.52

21 30.25 251 317.29 687.19

22 20.00 271 320.19 679.70

23 20.00 291 322.23 674.22

24 15.00 306 323.79 669.92

25 15.00 321 324.91 666.74

26 10.00 331 325.70 664.47

27 10.00 341 326.22 662.96

28 10.00 351 326.64 661.73

29 5.00 356 326.90 660.98

30 5.00 361 327.03 660.59

31 5.00 366 327.14 660.28

32 5.00 371 327.22 660.04

33 5.00 376 327.27 659.88

34 1.00 377 327.29 659.82

35 1.00 378 327.29 659.80

36 1.00 379 237.30 659.79

37 1.00 380 237.30 659.79

38 1.00 381 327.30 659.79

| | Tab. 3.

Coolant temperature and density distribution for each burnup region of the nuclear fuel assembly height.

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 489

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DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 490

Time

step

Cumulative

days

Therefore, the temperature distribution

of the coolant must be simulated

to calculate the burnup distribution

accurately.

In this study, since the burnup

calculations are simulated in a unit of

the nuclear fuel assembly, the radial

distribution is not considered. The

coolant temperature by height of the

nuclear fuel assembly is expressed by

the trigonometric function as shown

in Eq. (2). The inlet and outlet temperature

of the coolant are set at 295.8 °C

and 327.3 °C, respectively, as shown in

Table 1. Also, since MCNP6 cannot

define a continuous temperature

profile, Eq. (3) is used to set the average

temperature to the representative

temperature in each burnup region.

The pressure of the coolant is assumed

to be 15.5 MPa, and the densities

corresponding to the temperature

of each burnup region are set using

the NIST database. The temperatures

and densities for each burnup region

are shown in Table 3.



(2)

(3)

3.3.3 Burnup history

The distribution of the nuclides in the

nuclear fuel assemblies differ depending

on the burnup history. To simulate

the burnup calculations of the nuclear

fuel assemblies in a similar manner,

the burnup history of each nuclear

fuel assembly must be accurately

determined. Therefore, in this study,

Durative

days

Power

fraction

1 1 1 1

2 3 2 1

3 5 2 1

4 10 5 1

5 25 15 1

6 50 25 1

7 100 50 1

8 200 100 1

9 300 100 1

10 400 100 1

11 500 100 1

12 600 100 1

13 700 100 1

14 800 100 1

15 4450 3650 0 (10 years cooling)

16 8100 3650 0 (20 years cooling)

17 11750 3650 0 (30 years cooling)

18 15400 3650 0 (40 years cooling)

the burnup history is defined as shown

in Table 4.

As mentioned in Section 3.2.3,

Because the neutron absorption

cross section of 135 Xe is very large,

it is necessary to define the short

time-step until the concentration of

135 Xe reaches equilibrium at the

beginning of the burnup calculations.

3.4 Random sampling method

for the head end process

It is assumed that the extracted fuel

rods are cut into lengths of 1 cm

during the rod chopping step. In this

study, a 1 cm piece is denoted as a

pellet for convenience, and a total of

381 pellets are produced when one fuel

rod is chopped. The number of

spent fuel rods corresponding to the

capacity of the oxidative decladding

and homogenization step is approximately

24, as shown in Table 1. Therefore,

a total of 9,144 pellets per batch

are oxidized and pulverized. The

homogenization of the oxidized

powder is then carried out in the

homogenization step, and the amount

of 244 Cm is detected to estimate the

amount of Pu. The (Pu/ 244 Cm) mass

ratio is used here. Therefore, 236

spent fuel rods are cut into 89,914

pellets through the rod chopping step,

and a random sampling of the 9,144

selected pellets is repeated 1,000

times to calculate the uncertainty. At

this time, the random samplings are

performed without a replacement.

This process is shown in Figure 5

[21].

To perform random sampling, the

burnup calculation results of the

MCNP6 and CINDER’90 code were

used. It is assumed that the fuel rods

of each spent fuel assembly have the

same element composition in the

radial direction. It is also assumed

that when cutting with 1 cm long

pellets, the pellets in the same burnup

region have the same element composition

in the axial direction. Therefore,

the input matrices (89,916 by 2)

with Pu and 244 Cm mass information

are made for the four spent fuel assemblies.

These input matrices are

pro vided into the algorithm written

in C++ language, and the random

samplings are repeated 1,000 times.

When 9,144 pellets are selected,

the probability that each pellet is

selected is assumed to be a uniform

probability mass function, and the

random samplings are performed by

generating random numbers in the

C++ algorithm. This process is shown

in Figure 6.

4 Results and Discussions

Based on the results of the burnup

calculations according to various

burnup and cooling periods, it was

confirmed that the mass distribution

of Pu and 244 Cm in each spent fuel

assembly was heterogeneous in the

axial direction. In addition, the trends

of the uncertainty of the (Pu/ 244 Cm)

mass ratio according to the burnup

and cooling periods was analysed by

the results of the random samplings

using the input matrices.

4.1 Heterogeneous property

of the (Pu/ 244 Cm) mass

ratio by height of the

spent fuel assemblies

Considering the burnup calculations,

the mass distribution of Pu and 244 Cm

was heterogeneous by the height of

the spent fuel assemblies. Accordingly,

the (Pu/ 244 Cm) mass ratio also

showed the heterogeneous property

by the height of the spent fuel assemblies.

The mass distributions of Pu and

244 Cm were larger in the middle of the

spent fuel rod, fewer at both ends, and

the (Pu/ 244 Cm) mass ratio showed the

opposite trend. Also, it was confirmed

that a spent fuel assembly with low

initial enrichment had a smaller

(Pu/ 244 Cm) mass ratio. The reason

why the mass distributions of Pu and

244 Cm are higher in the middle of the

spent fuel assemblies is that the higher

the neutron flux, the more neutrons

are absorbed in U, and the more Pu is

generated. In addition, 244 Cm generated

from nuclear decay of Pu had a

similar mass distribution trend. The

results of dividing the maximum

(Pu/ 244 Cm) mass ratio by the minimum

(Pu/ 244 Cm) mass ratio are

shown in Table 5, and the distributions

of the (Pu/ 244 Cm) mass ratio are

shown in Figure 7. Therefore, it is

confirmed that the uncertainty of the

(Pu/ 244 Cm) mass ratio can occur

when the capacity of the oxidative

decladding and homogenization step

is considered in the head end process.

4.2 Uncertainty analysis of the

(Pu/ 244 Cm) mass ratio in

the head end process

The results of the random samplings

for each spent fuel assembly are

shown in Table 6. The uncertainties

were calculated by Eq. (4) based on

the results of the random samplings.

| | Tab. 4.

Burnup history in the burnup calculations (400 to 800 days).


(4)

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| | Fig. 5.

Process of the rod chopping step and the random sampling.

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 491

| | Fig. 6.

Process of obtaining input matrices for random sampling.

where σ R : Standard deviation of the

(Pu/ 244 Cm) mass ratio

σ Pu , σ 244Cm : Standard deviation of the

Pu and 244 Cm mass from the random

samplings

E(Pu), E( 244 Cm): Expected value of

the Pu and 244 Cm mass from the random

samplings

σ Pu,244Cm : Covariance of the Pu and

244 Cm mass from the random samplings

E(Pu× 244 Cm): Expected value of the

product of the Pu and 244 Cm mass

from the random samplings

R=E(Pu)/E( 244 Cm)

The parameter σ R decreased with a

longer burnup period and increased

with a longer cooling period in all the

spent fuel assemblies. To analyze the

reason for this trend, the changes of

R, E(Pu), E( 244 Cm), σ Pu , and σ 244Cm

were analyzed according to the

burnup periods and cooling periods.

4.2.1 Uncertainty analysis

by burnup period

The variations of R, E(Pu), E( 244 Cm),

σ Pu , and σ 244Cm according to the

burnup periods are shown in Table 7.

Fuel

assembly

A0

B0

B2

C0

Cooling

period (yr)

Burnup period (day)

400 500 600 700 800

0 64,371 21,031 8,604 4,931 2,943

10 67,084 21,847 8,940 5,104 3,027

20 69,049 22,513 9,221 5,250 3,108

30 70,444 22,957 9,406 5,350 3,164

40 71,292 23,260 9,525 5,416 3,199

0 7,999 3,715 2,398 1,205 899

10 8,244 3,843 2,483 1,250 931

20 8,433 3,942 2,551 1,284 956

30 8,552 4,007 2,595 1,308 973

40 8,630 4,047 2,625 1,323 984

0 76,333 15,032 4,536 2,562 1,225

10 79,503 15,621 4,723 2,657 1,270

20 81,465 16,054 4,860 2,735 1,306

30 82,786 16,337 4,952 2,786 1,330

40 83,621 16,519 5,012 2,819 1,347

0 7,667 3,733 2,339 1,320 1,004

10 7,887 3,860 2,418 1,368 1,040

20 8,050 3,952 2,483 1,405 1,069

30 8,156 4,012 2,525 1,430 1,088

40 8,225 4,052 2,553 1,446 1,101

| | Tab. 5.

[(Pu/ 244 Cm) mass ratio]max / [(Pu/ 244 Cm) mass ratio]min according to the burnup and cooling periods.

Decommissioning and Waste Management

An Uncertainty Analysis for a Head End Process in the Pyroprocessing ı Wonjong Song, Hoyoung Shin, Myeonghyeon Woo, Min Baek and Moosung Jae


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 492

Fuel

assembly

A0

B0

B2

C0

Cooling

period

(yr)

Burnup period (day)

400 500 600 700 800

R σ R R σ R R σ R R σ R R σ R

0 1,212 7.8 560 3.4 310 1.7 190 1.0 128 0.6

10 1,723 11.4 793 4.6 438 2.4 267 1.4 180 0.9

20 2,454 17.1 1,128 6.8 621 3.2 379 1.9 256 1.2

30 3,538 22.8 1,621 9.9 890 4.9 544 2.8 367 1.9

40 5,126 31.9 2,345 13.9 1,288 7.0 787 4.1 530 2.7

0 5,922 33.2 2,296 11.6 1,092 5.2 599 2.7 363 1.5

10 8,467 47.1 3,262 16.2 1,544 7.4 844 3.6 510 2.2

20 12,137 66.0 4,659 23.6 2,199 10.5 1,199 5.5 724 3.0

30 17,553 90.3 6,718 33.7 3,164 14.9 1,722 7.7 1,037 4.3

40 25,503 137.3 9,747 48.7 4,581 21.4 2,491 11.5 1,500 6.5

0 4,248 28.2 1,803 9.9 909 4.5 509 2.3 317 1.3

10 6,068 40.2 2,558 14.1 1,284 6.3 718 3.2 446 1.9

20 8,693 52.4 3,652 19.9 1,826 8.8 1,018 4.7 632 2.6

30 12,553 80.5 5,262 30.2 2,626 12.5 1,462 6.9 907 3.8

40 18,235 117.8 7,639 41.9 3,804 19.0 2,115 10.1 1,311 5.6

0 8,743 46.7 3,351 16.6 1,564 7.6 846 3.7 501 2.1

10 12,528 67.4 4,772 23.4 2,213 10.6 1,193 5.4 705 3.1

20 18,009 96.2 6,829 33.6 3,156 15.0 1,697 7.4 999 4.3

30 26,049 140.4 9,852 49.1 4,545 21.8 2,439 10.8 1,434 6.1

40 37,894 202.8 14,297 73.9 6,590 31.6 3,530 15.7 2,074 8.9

| | Tab. 6.

R and σ R according to the burnup and cooling periods for each fuel assembly.

Fuel

assembly

A0

B0

B2

C0

E, σ, (σ/E) Burnup period (day)

400 500 600 700 800

E(Pu) 280.1520 315.3811 345.1305 370.8495 393.9594

E( 244 Cm) 0.1141 0.2795 0.5554 0.9761 1.5388

σ Pu 0.6754 0.6783 0.7155 0.7649 0.7085

σ 244Cm 0.0008 0.0016 0.0029 0.0050 0.0077

σ Pu /E(Pu) 0.0024 0.0022 0.0021 0.0021 0.0018

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0070 0.0057 0.0052 0.0051 0.0050

E(Pu) 251.6012 289.2429 321.0706 349.5939 374.4729

E( 244 Cm) 0.0207 0.0621 0.1460 0.2916 0.5172

σ Pu 0.5577 0.5897 0.6220 0.6598 0.6475

σ 244Cm 0.0001 0.0003 0.0007 0.0013 0.0023

σ Pu /E(Pu) 0.0022 0.0020 0.0019 0.0019 0.0017

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0053 0.0050 0.0047 0.0045 0.0044

E(Pu) 255.9669 293.3882 325.3019 353.3708 377.8758

E( 244 Cm) 0.0294 0.0803 0.1781 0.3468 0.5973

σ Pu 0.6529 0.6799 0.6488 0.645 0.7338

σ 244Cm 0.0002 0.0004 0.0008 0.0016 0.0025

σ Pu /E(Pu) 0.0026 0.0023 0.0020 0.0018 0.0019

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0068 0.0050 0.0045 0.0046 0.0042

E(Pu) 243.4722 281.3747 314.5411 343.4869 368.7115

E( 244 Cm) 0.0135 0.0412 0.0996 0.2024 0.3688

σ Pu 0.5182 0.5789 0.6251 0.6033 0.6856

σ 244Cm 0.0001 0.0002 0.0005 0.0009 0.0016

σ Pu /E(Pu) 0.0021 0.0021 0.0020 0.0018 0.0019

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0074 0.0049 0.0050 0.0044 0.0043

| | Tab. 7.

Expected values, standard deviation, and fractional uncertainty according to the burnup periods for each spent fuel assembly

(cooling period: 20 years).

Only the variations of the parameters

above for the 20 years cooling period

are shown in Table 7 because they

had the same trend for the various

cooling periods when the burnup

period became longer.

The parameters E(Pu) and

E( 244 Cm) tended to increase as the

burnup period became longer. This is

because more and more 238 U absorbs

neutrons and changes to 239 Pu as

the burnup period becomes longer.

During the burnup, the amount of

244 Cm from nuclear decay of Pu also

increased. However, parameter R

tended to decrease as the burnup

period became longer because the

change rate of E( 244 Cm) was much

larger than that of E(Pu).

The parameters σ Pu and σ 244Cm

tended to increase as the burnup

period became longer, and the trend

of increase was more apparent in the

variation of σ 244Cm . The reason for

this is that as the burnup period

becomes longer, the mass distribution

of 244 Cm becomes more and more

heterogeneous, and the results are

shown in Figure 8. Since the same

trend was found in all the spent fuel

assemblies, only the results of the A0

spent fuel assembly are shown.

The fractional uncertainties, σ Pu /

E(Pu) and σ 244Cm /E( 244 Cm), that

dominantly affect σ R had a decreasing

trend as the burnup period became

longer. During this time, σ R decreased

because R and σ Pu /E(Pu) decreased.

The term including the covariance in

Eq. (2) did not have a significant effect

on σ R because it was about 1,000

times smaller than the fractional

uncertainty of Pu and 244 Cm.

4.2.2 Uncertainty analysis by

cooling period

The variations of R, E(Pu), E( 244 Cm),

σ Pu , and σ 244Cm according to the cooling

periods are shown in Table 8. As

in Section 4.2.1, only the variations of

the above parameters for the 600 days

burnup period are shown in Table 7

because they had the same trend for

the various burnup periods when the

cooling period became longer.

The parameters E(Pu) and

E( 244 Cm) tended to decrease as the

cooling period became longer. The

reason for the decrease in E(Pu) is

because no further burnup reactions

occurred, and the Pu mass is reduced

by nuclear decay. On the other hand,

in the case of 244 Cm, the mass loss by

nuclear decay of 244 Cm, and the mass

gain by nuclear decay of Pu occurred

together. The amount of mass loss is

much larger than the mass gain of

244 Cm because the half-lives of the

major Pu nuclides are much longer

than the half-life of 244 Cm as is clear in

Table 9. Therefore, parameter R

tended to increase as the cooling

period became longer because the

change rate of E( 244 Cm) was much

larger than that of E(Pu).

The parameters σ Pu and σ 244Cm

tended to decrease as the cooling

period became longer. This is because

the mass change of Pu and 244 Cm is

larger at the middle region of the

spent fuel assemblies than at both

their end regions. Therefore, parameters

σ Pu and σ 244Cm decrease as the

Decommissioning and Waste Management

An Uncertainty Analysis for a Head End Process in the Pyroprocessing ı Wonjong Song, Hoyoung Shin, Myeonghyeon Woo, Min Baek and Moosung Jae


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

| | Fig. 7.

Distributions of the Pu mass (upper left), 244 Cm mass (upper right), and (Pu/ 244 Cm) mass ratio (bottom) for each spent fuel assembly (burnup period: 600 days, cooling period: 20 years).

mass distributions of Pu and 244 Cm

become flat in the axial direction of

the spent fuel assemblies, as shown in

Figure 9. Since the same trend was

found in all the spent fuel assemblies,

only the results of the A0 spent fuel

assembly are shown.

The fractional uncertainties, σ Pu /

E(Pu) and σ 244Cm /E( 244 Cm), did not

tend to increase or decrease as the

cooling period becomes longer. Therefore,

the variation of R had a greater

influence on σ R than that of the

fractional uncertainties as the cooling

period became longer. As in Section

4.2.1, the covariance term had almost

no effect on the variation of σ R because

the covariance term was 1,000

times smaller than the fractional uncertainties.

| | Fig. 8.

Mass distributions of Pu and 244 Cm according to the burnup periods in the axial direction for the A0 spent fuel assembly

(cooling period: 20 years).

Fuel

assembly

E, σ, (σ/E) Cooling period (yr)

0 10 20 30 40

E(Pu) 369.6862 356.6974 345.1305 337.7151 333.1888

DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 493

5 Conclusions

This study analyzed the uncertainty of

the (Pu/ 244 Cm) mass ratio that can

occur in the head end process during

pyroprocessing. From the burnup

calculations of MCNP6 and CINDER’90,

it was found that the axial mass distributions

of Pu and 244 Cm are heterogeneous

in spent fuel assemblies and that

the axial (Pu/ 244 Cm) mass ratio distribution

is also heterogeneous. Based on

the results of the random samplings

using the uniform probability mass

function, it was determined that the

uncertainty of the (Pu/ 244 Cm) mass

ratio decreases as the burnup period

becomes longer and increases as the

cooling period becomes longer.

More accurate analysis would be

possible if the burnup calculations that

reflect the location of the nuclear fuel

assemblies in the core are carried out

by reflecting the latest KAPF+ design

data. More accurate analysis would

also be possible if the radial material

composition were used by considering

the distribution of the reactor power instead

of the same radial material composition

in the random samplings using

the uniform probability mass function.

A0

B0

B2

C0

E( 244 Cm) 1.1910 0.8143 0.5554 0.3790 0.2585

σ Pu 0.7713 0.7165 0.7155 0.7137 0.6989

σ 244Cm 0.0064 0.0046 0.0029 0.0020 0.0014

σ Pu /E(Pu) 0.0021 0.0020 0.0021 0.0021 0.0021

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0054 0.0057 0.0053 0.0054 0.0054

E(Pu) 341.8210 330.7587 321.0706 315.0521 311.1833

E( 244 Cm) 0.3128 0.2141 0.1460 0.0996 0.0679

σ Pu 0.6830 0.6646 0.6220 0.6363 0.5958

σ 244Cm 0.0015 0.0010 0.0007 0.0005 0.0003

σ Pu /E(Pu) 0.0020 0.0020 0.0019 0.0020 0.0019

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0048 0.0048 0.0047 0.0047 0.0046

E(Pu) 346.9656 335.2351 325.3019 319.0523 315.0506

E( 244 Cm) 0.3815 0.2610 0.1781 0.1215 0.0828

σ Pu 0.6906 0.6663 0.6488 0.6367 0.6394

σ 244Cm 0.0019 0.0013 0.0008 0.0006 0.0004

σ Pu /E(Pu) 0.0020 0.0020 0.0020 0.0020 0.0020

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0049 0.0048 0.0047 0.0047 0.0048

E(Pu) 333.7767 323.5486 314.5411 308.9040 305.4194

E( 244 Cm) 0.2134 0.1462 0.0996 0.0680 0.0463

σ Pu 0.7098 0.6141 0.6251 0.6084 0.6017

σ 244Cm 0.0010 0.0007 0.0005 0.0003 0.0002

σ Pu /E(Pu) 0.0021 0.0019 0.0020 0.0020 0.0020

σ 244Cm /E( 244 Cm) 0.0049 0.0048 0.0047 0.0047 0.0048

| | Tab. 8.

Expected value, standard deviation, and fractional uncertainty according to the cooling periods for each spent fuel assembly

(burnup period: 600 days).

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DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT 494

| | Fig. 9.

Mass distributions of Pu and 244 Cm according to the cooling periods in the axial direction for the A0 spent fuel assembly

(burnup period: 600 days).

Nuclide

This study confirms that the

uncertainty of the (Pu/ 244 Cm) mass

ratio can lead to uncertainty of the

quantitative management of nuclear

materials in the head end process. The

results can be used to derive a more

precise and reliable nuclear material

management plan in view of safeguard

measures.

Acknowledgements

This work was supported by the Korea

Institute of Nuclear Non-proliferation

and Control (KINAC) and partly

supported by the Nuclear Safety

Research Center through the Korea

Radiation Safety Foundation, and

granted financial resources from the

Nuclear Safety and Security Commission

(Grant number 1305008).

References

Half-life (yr)

238 Pu 87.7

239 Pu 24,110

240 Pu 6,651

241 Pu 14.325

242 Pu 375,000

244 Cm 18.1

| | Tab. 9.

Half-lives of the major Pu nuclides and 244 Cm.

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(2004). Neutron and Gamma Ray Source Evaluation of LWR

High Burn-up UO2and MOX Spent Fuels. Journal of nuclear

science and technology, 41(4), 448-456.

[21] Lee, T. H., Kim, Y. S., Kwon, T. J., Shin, H. S., & Kim, H. D.

(2012). Determination of the plutonium mass and curium

ratio of spent fuel assemblies for input nuclear material

accountancy of pyroprocessing, and analysis of their errors.

Nuclear Technology, 179(2), 196-204.

Authors

Wonjong Song

Hoyoung Shin

Myeonghyeon Woo

Department of Nuclear

Engineering

Hanyang University

Seoul, Korea, 04763

Moosung Jae

Min Baek

Korea Institute of Nuclear Nonproliferation

and Control (KINAC)

Daejeon, Korea, 34054

Decommissioning and Waste Management

An Uncertainty Analysis for a Head End Process in the Pyroprocessing ı Wonjong Song, Hoyoung Shin, Myeonghyeon Woo, Min Baek and Moosung Jae


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

495

Anforderungen von Industrie

und Wirtschaft an die Energiepolitik

J. R. Thumann, Berlin

Der BDI meldet sich zu Fragen der Kernenergie immer wieder mit klaren Aussagen zu Wort. Das hat Tradition:

Der BDI-Arbeitskreis Kernenergie ist das älteste Gremium der Wirtschaft, das sich seit seiner Gründung im Jahre 1955

für die friedliche Nutzung der Kernenergie in Deutschland engagiert. Seit 1959 wird dieser Arbeitskreis gemeinsam mit

dem Deutschen Atomforum geführt.

| | Jahrestagung Kerntechnik 2007 in der Stadthalle Karlsruhe.

Jürgen R. Thumann vor dem Plenum.

„Die Nutzung der Kernenergie zu friedlichen Zwecken“ ist

ein zentrales energiepolitisches Anliegen, an dem sich in

Deutschland die Geister scheiden; und an dem sich die

Politik der Großen Koalition gern vorbeimogelt. Der BDI

wirbt für einen vernünftigen Umgang mit diesem Energieträger.

Insofern ist mein Auftritt auf der Jahrestagung

Kerntechnik auch ein Zeichen der politischen Solidarität.

Kernenergie für eine zukunftsfähige Klimaund

Energiepolitik

Kernenergie ist für die Industrie unabdingbarer Bestandteil

einer zukunftsfähigen Klima- und Energiepolitik.

Die Industrie hat konkrete Anforderungen an die

Energie politik. Sie orientieren sich an den Fakten.

1. Strom und Gas sind die wichtigsten Energien für die

Industrie. Knapp 90 % der gesamten Energiekosten der

deutschen Industrie entfallen auf Strom und Gas.

2. Die deutsche Industrie benötigt insgesamt 250 Mrd.

kWh Strom pro Jahr. Das ist fast die Hälfte der

deutschen Stromerzeugung. In Industrieproduktionen

wie der Aluminium- und Chlorherstellung sind die

Stromkosten höher als die Lohnkosten. Die stromintensiven

Branchen Chemie, Glas, Nichteisenmetalle,

Papier, Stahl und Zement sind industrielle Kerne mit

650.000 Beschäftigten und stehen im internationalen

Wettbewerb.

3. Fakt ist auch: Die Strom- und Gaspreise in Deutschland

zählen in Europa zu den höchsten.

Ein jüngst vorgestelltes wissenschaftliches Gutachten

unter Mitwirkung des Hamburgischen Weltwirtschaftsinstituts

und der Gesellschaft für Wirtschaftliche Strukturforschung

aus Osnabrück hat die Zusammenhänge von

Strompreis und Wirtschaftswachstum modellhaft herausgearbeitet:

Wären 2006 die Strompreise in Deutschland

um 30 % niedriger gewesen, hätte das Wirtschaftswachstum

um rund 0,4 %-Punkte höher ausfallen können.

Ein solches Plus an Wachstum hätte mindestens 80.000

Menschen zusätzlich in Lohn und Arbeit gebracht! Der

Preisindex der Lebenshaltung hätte um 0,5 % niedriger

liegen können.

Klar ist: Die deutsche Industrie braucht Energie zu

bezahlbaren Preisen. Kernenergie bietet neben der Braunkohle

die kostengünstigste Stromerzeugung. Ein Ausstieg

aus der Kernenergie würde die Strompreise weiter spürbar

steigen lassen.

Die weitere Nutzung der Kernenergie gewährleistet

die internationale Wettbewerbsfähigkeit der deutschen Industrie;

und nur eine wettbewerbsfähige Industrie sichert

Deutschlands Wohlstand.

Wir brauchen die Kernenergie auch für den Klimaschutz.

Bekannt ist der Beschluss der europäischen

Staats- und Regierungschefs von Anfang März 2007 beim

Frühjahrsgipfel. Bis 2020 wollen wir:

pp

Den CO 2 -Ausstoß um 20 % verringern.

pp

Den Anteil der erneuerbaren Energien auf 20 %

steigern.

pp

Die Energieeffizienz um 20 % verbessern.

Bundesumweltminister Gabriel hat für Deutschland draufgesattelt.

Bis 2020 soll in Deutschland der CO 2 -Ausstoß im

Vergleich zu 1990 um 40 % verringert werden. Ein wahrlich

ehrgeiziges Ziel! Aber wer den Wettlauf gegen den

Klimawandel gewinnen will, darf nicht sein schnellstes

Pferd aus dem Rennen nehmen.

Strom aus Kernenergie ist grundsätzlich CO 2 -frei. Auch

wenn dies gelegentlich Parteivorsitzende anders sehen.

Die Kraftwerke, die die Kernenergie ersetzen könnten,

sind Kraftwerke auf Basis von Kohle und Erdgas. Denn

nur diese können, technisch gesehen, in der Grundlast

gefahren werden.

Unterstellt man, dass diese Ersatz-Kraftwerke mit

dem besten Wirkungsgrad ausgestattet sind, würden sie

dennoch zusätzlich Kohlendioxid produzieren. Die

Schätzungen gehen von bis zu 120 Mio. t pro Jahr aus.

Zusätzlich!

Energie und wirtschaftliche Entwicklung

Wir stehen vor der Herausforderung, wirtschaftliche

Entwicklung und Wohlstand zu sichern und zugleich den

CO 2 -Ausstoß zurückzuführen. Die in Europa seit Langem

Am 7. und 8. Mai

2019 begingen wir

das 50. Jubiläum

unserer Jahrestagung

Kerntechnik. Aus

diesem Anlass öffnen

wir unser atw-Archiv

für Sie und präsentieren

Ihnen in jeder

Ausgabe einen

historischen Beitrag.

Rede zur Jahrestagung

Kerntechnik

2007 des Präsidenten

des Bundesverbandes

der Deutschen

Industrie e.V., Jürgen

R. Thumann am

22. Mai 2007

in Karlsruhe.

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Anforderungen von Industrie und Wirtschaft an die Energiepolitik ı J. R. Thumann, Berlin


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

496

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

erreichte Entkopplung von wirtschaftlichem Wachstum

und Primärenergieverbrauch zeigt, dass dies grundsätzlich

möglich ist. Aber Wirtschaftswachstum, das wir alle

wollen und dringend benötigen, bedeutet immer noch

mehr Energieeinsatz.

Hier müssen wir eine tragfähige Brücke in eine

CO 2 -ärmere Zukunft schlagen.

Eine gemeinsame Energiepolitik

Wir wollen die Brücke in eine CO 2 -ärmere Zukunft mit der

Politik gemeinsam bauen.

Vier Pfeiler stützen diese Brücke:

pp

Eine globale CO 2 -Minderungs-Strategie

pp

Energieeffizienz

pp

Ein breiter Energiemix

pp

Energieforschung und -entwicklung

Eine globale CO 2 -Minderungs-Strategie

Zum ersten Pfeiler, der globalen CO 2 -Minderungs-

Strategie.

Die deutsche Industrie nimmt ihre Verantwortung sehr

ernst. Sie arbeitet an langfristigen Strategien, um den

Klimawandel wirksam zu begrenzen.

Unter dem Dach des BDI haben sich bis heute 45

führende Unternehmerpersönlichkeiten zur Initiative

„Wirtschaft für Klimaschutz“ zusammengeschlossen.

Denn die Industrie will innovative Lösungen für

den Klimaschutz entwickeln und diesem zum Durchbruch

verhelfen; weltweit!

Deutschland ist Weltmarkt- und Innovationsführer in

Umwelttechnologien. Aber weder wir Deutschen noch wir

Europäer können das Problem alleine lösen. Der EU-Anteil

am weltweiten CO 2 -Ausstoß beträgt rund 15 %. Angesichts

des rasanten Wachstums in anderen Volkswirtschaften

wird sich der Anteil Europas weiter verringern. Klimaschutz

ist eine globale Herausforderung und braucht

globale Antworten.

Deshalb müssen wir die USA, China, Indien und andere

große Emittenten in den Klimaschutz politisch einbinden.

Darüber hinaus müssen Entwicklungen gestoppt werden,

die unser Bemühen, CO 2 -Emissionen zu senken, konterkarieren.

Vor allem die Rodung gigantischer Flächen von

Regenwäldern; zum Beispiel in Brasilien, Malaysia oder

Indonesien. Die Politik muss in diesem Bereich ihre

Bemühungen verstärken und gemeinsam mit den Entwicklungs-

und Schwellenländern die Suche nach pragmatischen

Lösungen intensivieren. Globale Konzepte für

den Klimaschutz – darum bemüht sich der BDI. So hat der

BDI im Vorfeld des G8-Gipfels in Heiligendamm erstmalig

die Industriepräsidenten der G8-Staaten zusammengeführt.

Die internationale Wirtschaft hat der Politik

geschlossen ihre Empfehlungen auch für den Klimaschutz

mit auf den Weg gegeben.

Effiziente Technologien

Zweiter Pfeiler der Brücke in eine CO 2 -ärmere Zukunft

sind effiziente Technologien.

Hier schlummern große Potenziale. Wenn wir beispielsweise

die Kohlekraftwerke weltweit auf den neuesten

Stand brächten, könnten wir auf einen Schlag über

1,6 Mrd. t CO 2 einsparen. Eine Ersparnis von 6 % der

heutigen weltweiten CO 2 -Emissionen!

Unsere Unternehmen bieten heute Kraftwerke an,

deren Wirkungsgrad deutlich über 50 % liegt. Angestrebt

werden Kraftwerke mit 60 %. Auch das CO 2 -arme

Kohlekraftwerk ist in der Entwicklung.

Mit einer ausgefeilten Kraft-Wärme-Kopplungstechnologie

können sogar bis zu 90 % Wirkungsgrad erzielt werden.

Imprint

| | Editorial Advisory Board

Frank Apel

Erik Baumann

Dr. Erwin Fischer

Carsten George

Eckehard Göring

Dr. Florian Gremme

Dr. Ralf Güldner

Carsten Haferkamp

Christian Jurianz

Dr. Anton Kastenmüller

Prof. Dr. Marco K. Koch

Ulf Kutscher

Herbert Lenz

Jan-Christan Lewitz

Andreas Loeb

Dr. Thomas Mull

Dr. Joachim Ohnemus

Olaf Oldiges

Dr. Tatiana Salnikova

Dr. Andreas Schaffrath

Dr. Jens Schröder

Norbert Schröder

Prof. Dr. Jörg Starflinger

Dr. Brigitte Trolldenier

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| | Editorial Office

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Im Tal 121, 45529 Hattingen, Germany

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ISSN 1431-5254

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Anforderungen von Industrie und Wirtschaft an die Energiepolitik ı J. R. Thumann, Berlin


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Voraussetzung ist, dass Strom- und Wärmebedarf

möglichst ganzjährig anfallen. Dies ist in vielen Industriebereichen

der Fall. Sie nutzen die Kraft-Wärme-Kopplung

in großer Intensität. Der Ausbau der Kraft-Wärme-

Kopplung in der öffentlichen Versorgung macht aber

nur dann Sinn, wenn zusätzliche Wärmesenken durch

Nah- und Fernwärmenetze erschlossen werden.

Auch bei der Nutzung der erneuerbaren Energien ist

Deutschland technologisch führend. Das werden wir

weiter ausbauen. Nur so können wir die Wirtschaftlichkeit

der erneuerbaren Energien steigern.

Effiziente Technologie brauchen wir auch bei der

Herstellung von Produkten. Bei vielen Investitions- und

Konsumgütern hat die deutsche Industrie den Energieverbrauch

stark gesenkt. Wir haben die Verfahrenstechniken

in der Herstellung von Gütern verbessert. Gleichzeitig

haben wir bei den Verbrauchsgeräten wie Herden, Kühlschränken

oder Kommunikationsgeräten die Energieeffizienz

deutlich verbessert. Auch die in letzter Zeit zu

Unrecht gescholtene deutsche Automobilindustrie hat

große Fortschritte erreicht. Für unsere Autohersteller ist

Klimaschutz seit Jahren ein zentrales Thema. Das zeigt

zum Beispiel eine innovative Technologie wie der

Clean-Diesel.

Die wichtigste Voraussetzung für Fortschritte bei

der Energieeffizienz waren und bleiben Investitionen.

Investitionen in den Strukturwandel und in die verfahrenstechnische

Modernisierung. Triebfeder ist auch hier der

Wettbewerb. Er zwingt die Unternehmen, in die Entwicklung

und Anwendung energieeffizienter Technik

zu investieren. Unternehmen werden auch kleinste

Potenziale zur Senkung der Kosten ausschöpfen. Immer,

egal wie hoch oder niedrig die Energiepreise sind. Sie

brauchen dafür keine politisch verteuerten Energiepreise.

Politische Lasten auf den Strom- und Gaspreisen begrenzen

nur die Spielräume für Investitionen – auch in

die Energieeffizienz.

Wettbewerb fördern und ein günstiges Investitionsklima

schaffen sind die entscheidenden Weichen für mehr

Energieeffizienz in der Wirtschaft. Sind diese Weichen

gestellt, kann auf den Marktmechanismus und auf die

Eigenverantwortung der Unternehmer vertraut werden.

Auch was die privaten Endverbraucher betrifft, sollte

die Politik nicht auf Zwänge und Verbote setzen, sondern

besser auf die richtige Informationspolitik. Ein Beispiel:

Die Energiesparlampe. Sie hält 15-mal länger als eine

Glühbirne. Sie verbraucht weniger Strom, schont die

Umwelt und spart über ihre Lebensdauer rund 180 Euro.

Dass es sich hier auch für den Privatmann lohnt, zu

investieren, das leuchtet jedem ein. Ganz ohne staatliche

Vorschriften. Man muss es nur klar kommunizieren. Hier

hat auch die Politik eine Aufgabe.

Ein breiter Energiemix

Zum dritten Pfeiler: Wir brauchen einen breiten Energiemix!

Die global wachsende Energienachfrage ist eine

Tatsache. Dafür benötigen wir alle Energieträger und

Technologien. Auch in Deutschland muss der Energiemix

alle Optionen umfassen: fossile, regenerative und eben

auch nukleare. Hierzulande wird oft argumentiert, nur

mit dem Kernenergie-Ausstieg hätten die erneuerbaren

Energien eine echte Chance. Die Realität sieht anders aus.

Im vergangenen Jahrzehnt haben wir in Deutschland

Jahr für Jahr zwischen 160 und 170 Mrd. kWh Strom

aus Kernenergie gewonnen. Das sind fast 27 % unserer

Stromerzeugung.

Parallel dazu sind die erneuerbaren Energien zu einem

wichtigen Faktor herangewachsen. Im letzten Jahr haben

wir rund 73 Mrd. kWh aus Wasser, Wind, Biomasse und

Photovoltaik erzeugt. Erneuerbare Energien liefern damit

knapp 12 % der Gesamtstromerzeugung. Ein Ziel, das wir

erst für Ende 2010 anvisiert hatten!

Übrigens, die industriepolitischen Gründe, die für die

Nutzung der Erneuerbaren heute ins Feld geführt werden,

gelten in gleichem Maße auch noch immer für die Kernenergie:

Politische Erpressbarkeiten vermeiden und eine

unabhängigere Energieversorgung sicherstellen. Das sind

richtige Argumente. Sie haben uns Anfang der 1970er

Jahre maßgeblich motiviert, die Kernenergie überhaupt

erst aufzubauen.

Keine Frage also, erneuerbare Energien gilt es weiter

auszubauen. Gleichzeitig muss die Bundesregierung bei der

anstehenden Reform des „Erneuerbare Energien- Gesetz“

stärker auf den richtigen Zuschnitt der Finanzierung achten.

Die Fördermittel werden derzeit durch eine Umlage

auf den Strompreis aufgebracht.

In diesem Jahr erwarten wir eine Gesamtvergütung

von 6,3 Mrd. Euro für die Einspeisung von regenerativ

erzeugtem Strom in das öffentliche Stromnetz. Diese

Umlage wird die industriellen Strompreise um bis zu 10 %

verteuern! Auf die Wirkung von Strompreisverteuerungen

ist eingangs hingewiesen worden.

Deshalb lautet unsere Devise: Förderung ja. Aber nach

strengen Kriterien und ohne Nachteile für die Industrie.

Eines dieser Förderkriterien muss die Verfügbarkeit

der Energiequellen, von Wind, Sonne oder Biomasse, sein.

In Deutschland scheint die Sonne 700 bis 800 Stunden.

In den Mittelmeerländern 2.000 Stunden und mehr pro

Jahr! Erneuerbare Energien müssen dort ausgebaut werden,

wo die Anlagen am effizientesten sind. Alles andere ist

ökologisch und volkswirtschaftlich nicht optimal.

In einem breiten Energiemix ergänzen sich erneuerbare

Energie und Kernenergie.

Um der Nutzung der Kernenergie ihren Platz zu sichern,

müssen wir in Deutschland die Laufzeiten unserer Kernkraftwerke

verlängern.

Der BDI hat die Auswirkungen längerer Laufzeiten

wissenschaftlich untersuchen lassen. Wir wollten wissen,

welche Auswirkungen zu erwarten sind auf

pp

den Kraftwerkspark,

pp

die Stromerzeugung,

pp

den Brennstoffeinsatz,

pp

die Strompreise,

pp

die Beschäftigung und auf

pp

die CO 2 -Emissionen.

Die Studie liefert überzeugende Gründe, jedes unserer

sicheren Kernkraftwerke um bis zu 20 Jahre länger laufen

zu lassen, als dies derzeit das Atomgesetz vorsieht.

Warum auch nicht? Weltweit zählen unsere Anlagen zu

den sichersten und leistungsfähigsten.

pp

Längere Laufzeiten helfen uns, die Strompreisentwicklung

zu dämpfen. Das fördert unser wirtschaftliches

Wachstum und schafft Arbeitsplätze.

pp

Längere Laufzeiten helfen uns, Zeit zu gewinnen. Damit

Kraftwerke auf regenerativer Basis wirtschaftlich

werden und wir Clean-Coal-Kraftwerke zur Serienreife

bringen.

pp

Längere Laufzeiten sichern uns unseren reichen Schatz

an nuklearer Kompetenz und Know-how.

Es liegt in unserem nationalen Interesse, diese industrielle

Kompetenz für die Zukunft zu erhalten und für die weltweiten

Entwicklungen zu nutzen. Das ist mir als Präsident

der Deutschen Industrie natürlich besonders wichtig.

497

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Anforderungen von Industrie und Wirtschaft an die Energiepolitik ı J. R. Thumann, Berlin


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

498

SPECIAL TOPIC | A JOURNEY THROUGH 50 YEARS AMNT

Umso weniger ist für mich nachzuvollziehen, dass der

Bundesumweltminister den im Atomgesetz vorgesehenen

Strommengen-Übertragungen nicht zustimmen will,

damit Doppelanlagen wie die Kernkraftwerke Biblis A

und Biblis B gleich lang betrieben werden können.

Die Nutzung der Kernenergie auf der Welt wird mit

oder ohne Deutschland weitergehen. Die Weichen haben

die USA gestellt. Die in den USA auf 40 Jahre befristeten

Betriebsgenehmigungen für Kernkraftwerke werden

reihenweise auf 60 Jahre verlängert.

Damit Kernenergie ihren Platz auch im deutschen

Energiemix beibehält, ist die Akzeptanz der Kernenergie

in unserer Gesellschaft entscheidend. Nach einer Untersuchung

der EU-Kommission kann sich die Akzeptanz um

40 % verbessern, wenn die Entsorgungsfrage als gelöst gilt.

Technisch haben wir die Entsorgung gelöst. Wir

brauchen nun politisch überzeugende Schritte, die der

Bevölkerung klar machen, dass sie auch praktisch gelöst

ist. Aber: Seit 1998 treten wir bei der Entsorgung und

Endlagerung radioaktiver Abfälle auf der Stelle.

Der Koalitionsvertrag sieht vor, diesen Stillstand zu überwinden.

Wir fordern deshalb, mit dem Bau des End lagers

Konrad ohne Verzug zu beginnen. Das Bundes verwaltungsgericht

hat die dazu erteilte Genehmigung bestätigt.

Für Gorleben gilt: Der Salzstock muss abschließend

erkundet werden. Die Gründe für das bestehende Moratorium

sind bereits seit anderthalb Jahren entfallen. Einer

weiteren Erkundung des Salzstockes Gorleben kann nicht

entgegengehalten werden, es habe kein ordnungsgemäßes

Standorterkundungsverfahren stattgefunden. Minister präsi

dent Wulff hat mir mitgeteilt, dass Niedersachsen bereits

1976 – geradezu wegweisend – multiple Auswahlkriterien

aufgestellt und bei der Standortentscheidung berücksichtigt

hat. Betrachtet wurden:

pp

soziale

pp

demografische

pp

wirtschaftgeografische

pp

rechtliche und

pp

umweltrelevante Aspekte

Man muss feststellen: Jede weitere Verzögerung untergräbt

die politische Glaubwürdigkeit der Bundesregierung

und verhindert eine größere Akzeptanz der Kernenergie in

unserer Gesellschaft.

Energieforschung und -entwicklung

Für den vierten und letzten Pfeiler gilt: Wir müssen mehr

investieren in Energieforschung und -entwicklung.

Energieforschung sollte existierende Techniken weiterentwickeln

und neue Optionen erschließen. Energieforschung

leistet damit einen Beitrag zu Hochtechnologien

in Deutschland. Gleichzeitig ist der Beitrag Deutschlands

zur Energieversorgung einer wachsenden Weltbevölkerung

gefordert.

Energieforschung sollte den ausgewogenen Energiemix

mit allen Optionen zum Ziel haben und aus öffentlichen

und privaten Mitteln gemeinsam realisiert werden.

Energieforschung ist mit Langfrist- und Risikoaspekten

verbunden und bedarf daher der unterstützenden

Begleitung durch den Staat. Wenn diese Unterstützung

deutlich hinter dem zurückbliebe, was in konkurrierenden

Wirtschaftsräumen staatlicherseits aufgewandt wird, wäre

das eine gefährliche Wettbewerbsverzerrung zulasten

deutscher Unternehmen und Forschungseinrichtungen.

Energieforschung stellt uns vor große Herausforderungen:

pp

Die Weiterentwicklung moderner Kraftwerkstechnik

einschließlich nuklearer Reaktoren.

pp

Die Weiterentwicklung von Brennstoffzellen und erneuerbaren

Energien.

Genauso wichtig sind

pp

Technologieoptionen zur Produktion von Kraftstoffen

für Mobilität und Transport.

pp

Forschung für eine „intelligente“ Netzinfrastruktur, so

genannte Smart Grids, um den wachsenden Transportaufgaben

im europäischen Binnenmarkt gerecht

werden zu können, und

pp

für energieeffizienteres Wohnen; hier ist das Smart-

Energy-Home-Konzept als Pilotmarkt für nachhaltiges

gesundes Wohnen zu nennen.

Daneben muss sich Energieforschung und -entwicklung der

Querschnittstechniken annehmen, wie elektrische Antriebe,

Pumpen oder Kompressoren, und ihre Ver netzung zu

leistungsfähigen Systemen in der Wärme-, Kälte-, Lüftungsund

Klimatechnik. Also: Ein weites Forschungsfeld, für das

sich staatliche Investitionen lohnen.

Das gilt auch für die Kernfusionsforschung. Sie wird in

einer beispiellos globalen Kooperation vorangetrieben, wie

wir sie uns bei der CO 2 -Reduktionsstrategie wünschen.

Noch ist ungeklärt, ob Kernfusion zu einer technischwirtschaftlich

einsetzbaren Energiequelle wird. Aber die

Erfahrungen der letzten 20 Jahre ermutigen, den begonnenen

Weg fortzusetzen. Denn bei aller energiepolitischen

Tagesarbeit brauchen wir eine Vision weit in die

Zukunft. Der Traum von einer unendlichen, nicht versiegenden

Energiequelle. Mit dem Fusionsprojekt könnte

er ein Stück Realität werden. Deutsche Wissenschaftler

und Unternehmen sollten dabei sein.

Besondere Aufmerksamkeit widmen wir hier dem global

abgestimmten Projekt einer Testanlage, die in Frankreich

gebaut wird. Dem International Thermo nuclear Experimental

Reactor, kurz ITER. Vor wenigen Tagen ist der Verein

„Deutsches ITER – Industrie Forum“ gegründet worden.

DIIF, auch eine schöne Abkürzung. Das Ziel: Deutschland

bei diesem Projekt optimal positionieren. Der BDI gehört zu

den Gründern und ist bereit, die Geschäftsführung zu übernehmen.

Das Bundesforschungsministerium unterstützt

dieses neue Instrument durch Anschubfinanzierungen.

Aber das DIIF muss sich bald selbst tragen. Deshalb werbe

ich bei dieser Gelegenheit gern für diesen Verein. DIIF

soll für deutsche Unternehmen den Weg freimachen in

einen Technologiebereich der Zukunft, dem eine Schlüsselrolle

für die künftige Energieversorgung zukommen kann.

Fazit: Vier Pfeiler für die Brücke

der zukünftigen Energie versorgung

Eine Brücke zu errichten, die uns den Weg in eine Zukunft

ermöglicht, in der wir wirtschaftliche Entwicklung und

Wohlstand sichern und gleichzeitig den Klimawandel

wirksam begrenzen.

Darum geht es.

Aber die Brücke kann nur halten, wenn wir sie auf die

4 Pfeiler zugleich bauen:

pp

Eine globale CO 2 -Minderungs-Strategie

pp

Eine höhere Energieeffizienz

pp

Ein breiter Energiemix

pp

Eine intensivere Energieforschung und -entwicklung

Jede andere Konstruktion käme nicht dem Bau einer

tragfähigen Brücke gleich, sondern dem Bau eines Luftschlosses.

Die deutsche Industrie setzt auf die Brücke.

Bauen können wir sie nur gemeinsam mit der Politik.

Für unser aller Zukunft.

Special Topic | A Journey Through 50 Years AMNT

Anforderungen von Industrie und Wirtschaft an die Energiepolitik ı J. R. Thumann, Berlin


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

Inside

499

Herzlichen Glückwunsch!

Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag

und wünscht ihnen weiterhin alles Gute!

November 2019

55 Jahre | 1964

8. Dr. Hannes Wimmer

11. Dr. Andreas Schaffrath, Neufahrn

65 Jahre | 1954

23. Dr. Jürgen Haag, Worms

70 Jahre | 1949

13. Dr. Christian Schönfelder, Köln

76 Jahre | 1943

25. Dr. Holger Teichel, Hemmingen

29. Kurt Frischengruber,

Langensendelbach

77 Jahre | 1942

10. Dipl.-Ing. Harald Klinkert, Ründeroth

79 Jahre | 1940

14. Ing. Uwe Siekmann, Bergisch Gladbach

80 Jahre | 1939

22. Dr. Heinz Koinig, Enzersdorf

28. Dr. Karl-Heinz Blank, Mannheim

81 Jahre | 1938

19. Dr. Friedrich Reiss, Ketsch

82 Jahre | 1937

8. Dr. Hartmut Bilger, Ettlingen

19. Dr. Ulrich Tillessen, Waldshut-Tiengen

26. Dr. Armin Hermann, Brugg/Schweiz

83 Jahre | 1936

10. Dipl.-Ing. Stefan Beliczey,

Bergisch Gladbach

20. Dipl.-Ing. Dieter Scholz, Glashütten

84 Jahre | 1935

13. Dr. Aleksandar Stojadinovic, Köln

85 Jahre | 1934

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

St. Augustin

21. Dr. Werner Rudloff, Uttenreuth

26. Dipl.-Ing. Peter Ruße, Dortmund

89 Jahre | 1930

24. Dr. Urban Cleve, Dortmund

90 Jahre | 1929

9. Dipl.-Ing. Amandus Brandstetter, Köln

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

KTG INSIDE

KTG Inside


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

500

NEWS

*)

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

Top

World energy scenarios 2019

The future of nuclear:

Diverse harmonies in

the energy transition

(wec) There is increasing and widespread

recognition that nuclear energy

will feature in the future global energy

mix and make its contribution to sustainable

development. The growth of

nuclear energy and its role in the global

energy transition will be influenced

by a number of factors.

The pace and direction of the

global energy transition is part of a

much wider set of global developments.

The Grand Transition is under

way and implies a fundamental socioeconomic

transition in response to

the promise of a coming era of digital

and ecological productivity. Within

this broader context, the outlook for

nuclear and other forms of energy is

being shaped by a complex and unpredictable

interplay of global drivers

of change – including decentralisation,

decarbonisation, digitalisation

and evolving geopolitics. Multiple

possible pathways are emerging for

managing a successful global energy

transition from hydrocarbon molecules

to low-carbon energy.

Recognising the diversity of perspectives

on nuclear energy, the World

Energy Council, with contributions

from the World Nuclear Association,

has gathered insights from senior

energy leaders on the future of the

industry. This work has contributed

to the Council’s new global nuclear

perspectives, which have been fed

into an update of the Council’s World

Energy Scenarios.

In this report, the future of nuclear

is described through the lens of the

Council’s World Energy Scenarios

archetype framework – Modern Jazz,

Unfinished Symphony and Hard Rock

– in three plausible, alternative pathways

for the future development of

the sector. This report also describes

implications for the role of nuclear

energy in the global energy transition.

This report aims at facilitating strategic

sharing of knowledge between

experts and promoting a better quality

of strategic conversation among the

Council’s members, energy stakeholders

and policy shapers.

Download: https://bit.ly/2kF58Oi

| | www.worldenergy.org

General Conference reaffirms

key IAEA role in promoting

peaceful use of nuclear

science and technology

(iaea) The 63rd annual IAEA General

Conference concluded with resolutions

adopted affirming the importance

of the Agency’s role in facilitating

the development and use of

nuclear science and technology for

peace, health and prosperity throughout

the world.

The General Conference, held in

Vienna annually, is an opportunity

for all IAEA Member States to jointly

Operating Results September 2018

Plant name Country Nominal

capacity

Type

gross

[MW]

net

[MW]

Operating

time

generator

[h]

Energy generated, gross

[MWh]

Month Year Since

commissioning

Time availability

[%]

Energy availability

[%] *) Energy utilisation

[%] *)

Month Year Month Year Month Year

OL1 Olkiluoto 1) 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 1,4) 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 1,2,7) 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 6,7) 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 1,2,7) 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 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 1) 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 2) 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 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 1,2) 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 PWR BE 454 433 0 0 1 229 715 135 444 462 0 41.22 0 41.20 0 41.33

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

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

Plant name

Type

Nominal

capacity

gross

[MW]

net

[MW]

Operating

time

generator

[h]

Energy generated, gross

[MWh]

Time availability

[%]

Energy availability Energy utilisation

[%] *) [%] *)

Month Year Since Month Year Month Year Month Year

commissioning

KBR Brokdorf 2) 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 1,2) 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

KWG Grohnde 1,2) DWR 1430 1360 720 979 975 7 956 929 374 584 508 100.00 90.39 100.00 88.79 94.45 84.35

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

KKI-2 Isar 4) 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

GKN-II Neckarwestheim 4) 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

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

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

consider matters related to the IAEA’s

ongoing work, budget and priorities.

This year over 3000 participants

attended the event, including delegates

from 152 of the IAEA’s 171

Member States, and from international

organizations, non-governmental

organizations and the media.

Conference delegates adopted

resolutions on strengthening the

Agency's activities related to nuclear

science, technology and applications;

strengthening its technical cooperation

activities, and strengthening the

effectiveness and improving the

efficiency of IAEA safeguards.

| | www.iaea.org

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

1980

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

1985

Year

* Actual nominal USD prices, not real prices referring to a base year. Sources: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2019

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

180.00

160.00

140.00

1990

1995

2000

2005

) 1

2010

2015

2019

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

140.00

) 1

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

| | Uranium spot market prices from 1980 to 2019 and from 2008 to 2019. 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. 2008

18.00

16.00

Jan. 2009

Jan. 2010

Jan. 2011

Jan. 2012

Jan. 2013

Sources: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2019

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

20.00

) 1

Jan. 2014

Jan. 2015

Jan. 2016

Jan. 2017

Jan. 2018

Jan. 2019

Jan. 2020

501

NEWS

) 1 Sources: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2019

Europe

93 European associations call

on EU to give top priority to

research and innovation

(foratom) 93 European associations,

including FORATOM, have issued a

joint statement urging EU institutions

to create an ambitious Horizon Europe

Programme and treat research

and innovation (R&I) as a priority under

the next Multiannual Financial

Framework 2021-2027. To this end,

the signatories call for the allocation

of at least €120 billion to the Horizon

Europe programme to help Europe address

many of the current challenges.

In the statement, the signatories

underline that Europe needs to build on

the success of the Horizon 2020 programme,

scale up the investments

made so far and agree on a budget that

paves the way for Europe to deliver on

the key societal challenges of today and

tomorrow. Such an approach would

allow the European Union to maintain

its global inno vation leadership.

“This statement, signed by almost

100 European associations, rightly

notes that we need to work together

within the European Union to

address the current challenges facing

Europe and deliver on the agreed

Sustainable Development Goals”, says

FORATOM Director General Yves

Desbazeille. “We are honoured to

participate in this initiative as we

share the view that Europe needs to

invest significantly more in pan-

European R&I collaboration, part of

which should support the development

of low- carbon technologies

such as nuclear”.

The signatories of the joint statement

call for Horizon Europe to focus

on delivering the following:

pp

boost Europe’s future growth,

employment and competitiveness,

pp

secure Europe’s seat amongst the

frontrunners of the technological

revolution,

120.00

100.00

80.00

60.00

40.00

20.00

0.00

Jan. 2008

Jan. 2009

Jan. 2010

Jan. 2011

Jan. 2012

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

pp

develop and scale up the technologies

that will power the continent

in the 21st century.

In order to achieve these goals, the

associations encourage the EU Institutions

to allocate at least a 60% Horizon

Europe’s total budget to pillar II “ Global

Challenges and European Industrial

Competitiveness”. This will enable the

building of long-term partnerships

among the various European R&I actors,

reduce uncertainty and stimulate

business investment in Europe.

These objectives are in line with

FORATOM’s recommendations towards

EU R&I projects. In its recent

position paper, the association underlines

the importance of receiving a

higher level of financial support from

the EU and allocating these funds to

those areas which provide the most

added value, ensuring long-term partnerships

for cross-sectoral innovation.

“It makes absolute sense that the

Horizon Europe implementation

strategy and other EU investments

should be designed to support all

industries that can help meet EU goals

such as energy security and decarbonisation.

Sector coupling will be a

key element in the EU’s R&I strategy,

and it is here, for example, where the

nuclear industry should be included

in EU R&I partnerships and projects

which can benefit from existing

nuclear reactors and advanced designs”,

adds Yves Desbazeille.

In FORATOM’s view, ensuring that

the Horizon Europe and Euratom

2021-2025 programmes complement

each other by linking common

themes and cross-cutting aspects is

Jan. 2013

Jan. 2014

Jan. 2015

Jan. 2016

Jan. 2017

Jan. 2018

Jan. 2019

Jan. 2020

Sources: Energy Intelligence, Nukem; Bild/Figure: atw 2019

14.00

12.00

10.00

8.00

6.00

4.00

2.00

0.00

Jan. 2008

Jan. 2009

paramount for successful EU partnerships.

| | www.foratom.org

Did you watch Chernobyl?

(world-nuclear) HBO aired a miniseries

this year. The information paper

by the World Nuclear Association

provides facts and lessons learned.

Weblink: https://bit.ly/2mqX2JJ

| | www.world-nuclear.org

Market data

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

| | Separative work and conversion market price ranges from 2008 to 2019. 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.

(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)].

Jan. 2010

Jan. 2011

Jan. 2012

Jan. 2013

2019

January 2019

pp

Uranium: 28.70–29.10

pp

Conversion: 13.50–14.50

pp

Separative work: 41.00–44.00

July 2019

pp

Uranium: 24.50–25.60

pp

Conversion: 18.00–19.00

pp

Separative work: 47.00–49.00

| | Source: Energy Intelligence

www.energyintel.com

Jan. 2014

Jan. 2015

Jan. 2016

Jan. 2017

Jan. 2018

Jan. 2019

Jan. 2020

News


atw Vol. 64 (2019) | Issue 10 ı October

502

NUCLEAR TODAY

John Shepherd is a

journalist who has

covered the nuclear

industry for the past

20 years and is

currently editor-in-chief

of UK-based Energy

Storage Publishing.

Sources:

‘The Week’ profile

on Senators Sanders

and Warren

https://bit.ly/2km7S3f

Bernie Sanders

website

https://bit.ly/2HM4V6e

Nuclear Energy

Institute on air quality

https://bit.ly/2koMRoF

2020 Climate Vision or is

Nuclear Obscured by the Fog?

John Shepherd

Has it now become endemic in public discourse that what is said with total disregard of the facts is allowed to masquerade

as truth?

This is a question I have pondered a lot of late and it has

been at the forefront of my thoughts as I watched political

momentum picking up in the US, in the run-up to the 2020

elections.

The US will go to the polls in just over a year from now

and Democratic hopefuls seeking to succeed Republican

Donald Trump are busy jousting among themselves for the

right to be crowned as their party’s nominee, allowing

them to go head-to-head with the president (assuming of

course Trump will be the Republicans’ standard bearer).

However, let’s not get bogged down in political process.

It is the policies relating to climate change, espoused by a

couple of the Democratic challengers, that has taken me

aback.

Senators Bernie Sanders and Elizabeth Warren, considered

to be credible frontrunners by analysts of the US

political scene – and touted by some to be a potential

winning ‘dream ticket’ if they partner up – have made what

even some in the media regard as a “serious policy error”. In

recent campaign speeches, both “disavowed” the use of nuclear

energy.

Sanders’ climate plan would reportedly put a

“ moratorium“ on existing nuclear power licence renewals.

Meanwhile, Warren told a public meeting that “we won‘t

be building new nuclear plants”. She was quoted as saying:

“We will start weaning ourselves off nuclear and replace it

with renewables.”

These two political figures are clearly competent, able,

articulate and respected members of the Senate. What

appears to make them both nuclear ‘deniers’ is hard to

fathom. Warren’s online policy statement says: “Climate

change is an existential threat. It’s real, it’s man-made, and

we’re running out of time to address it. Our government

needs to take bold action and use all the tools available

(my italics, not the senator’s) to combat climate change

before it’s too late.”

Sanders’ campaign policy brief says: “Overwhelming

scientific consensus (my italics) indicates that climate

change is already exacerbating extreme weather events like

heat waves, wildfires, droughts, floods, and hurricanes.”

But it appears Sanders is prepared to kiss scientific fact

goodbye, because he also claims: “Climate change disproportionately

affects the most vulnerable communities.

These are often communities of colour. Liquefied natural

gas compressors, coal plants, nuclear power plants, and

other fossil fuel industries are often located in minority

communities and tremendously impact air and water

quality for the people living there.”

The senator is right that nuclear impacts air and water

quality – but for the good and not as he implies.

Some readers might respond by saying that ‘politicians

can be expected to speak mistruths and indulge in

fake news if it suits them’. And therein lies the problem.

Why should the nuclear industry allow falsehoods to

seep into a nation’s consciousness and embed themselves

as fact? That, I would suggest, is far more dangerous

than any cocktail of noxious substances released into

the air.

The facts are, of course, that in the US and elsewhere,

nuclear power is a major contributor to clean air. In fact,

from 1990 to 1995, US states that increased nuclear

electricity generation by just 16 % reduced their emissions

by 37 %. Meanwhile, independent federal and state

regulators provide oversight of nuclear plant environmental

programmes – something which Senator Sanders

appears to ignore.

My objective here is not to become embroiled in a political

campaign, simply to air the facts. And, for balance, I should

draw attention to President Trump’s disdain for the science

around the causes of global warming – but at least his

administration is supportive of expanding nuclear energy.

No longer does nuclear have to be a shrinking violet,

modest and introverted. Gone are the days when the

general public could easily be fooled into equating atomic

energy with nuclear weapons and all the negative connotations

that might engender. The world has grown up,

thanks largely to a greater acceptance of scientific fact that

has allowed nuclear to bloom and grow.

True, not every country has a harmonious relationship

with nuclear power. Other politicians with personal axes to

grind have largely seen to that! But hope springs eternal.

There are plenty of independent institutions out there

whose raw, honest data speaks truth to power.

Just a few months ago, the International Energy Agency

(IEA) said that “nuclear power had avoided about 55 gigatonnes,

of CO 2 emissions over the past 50 years, nearly

equal to two years of global energy-related CO 2 emissions”.

In the US, a significant number of nuclear power plants

could already be at risk of closing in the next five to 10

years as a result of a distorted electricity market. Globally,

the IEA has warned against the perils of allowing a ‘nuclear

fade’. “The absence of further lifetime extensions and new

projects worldwide could result in an additional four

billion tonnes of CO 2 emissions, underlining the importance

of the nuclear fleet to low-carbon energy transitions

around the globe.”

The IEA has also noted that, in emerging and developing

economies, particularly China, the nuclear fleet will

provide low-carbon electricity for decades to come.

We all need to be on our guard. If we hear a politician,

indeed anyone, talking about an ‘existential threat’ in

relation to climate change – and nuclear is not referenced

as being part of the solution – that should be a wake-up

call. Don’t let them get away with it.

It’s been more than a century since the American

historian, Henry Adams, noted that “practical politics

consists in ignoring facts”. One way to counter that is to

recall a quotation from the English writer and philosopher

Aldous Huxley: “Facts do not cease to exist because they

are ignored.”

Nuclear Today

2020 Climate Vision or is Nuclear Obscured by the Fog? ı John Shepherd


Kommunikation und

Training für Kerntechnik

Strahlenschutz – Aktuell

In Kooperation mit

TÜV SÜD Energietechnik GmbH

Baden-Württemberg

Seminar:

Das neue Strahlenschutzgesetz –

Folgen für Recht und Praxis

Seminarinhalte

1. Teil | Das neue Strahlenschutzgesetz (StrlSchG)

ı Das neue StrlSchG: Historie

ı Inkrafttreten des StrlSchG

ı Überblick über grundlegende Änderungen

ı Die Entwürfe der neuen Strahlenschutzverordnung(en) (soweit zum Seminarzeitpunkt vorliegend)

2. Teil | Auswirkungen auf die betriebliche Praxis

ı Genehmigungen, Zuständigkeiten

ı Begriff der Expositionssituation (geplant, bestehend, Notfall), NORM

ı Aufsichtsprogramm, § 180 StrlSchG, Rechtfertigung

ı Notfallpläne

ı Änderungen für SSV/SSB

ı Dosisgrenzwerte

ı Strahlenschutzregister

3. Teil | Strahlenschutz im Back End

ı Freigabe und Entsorgung

ı Altlasten

ı Baustoffe

Zielgruppe

Die 2-tägige Schulung wendet sich an Fach- und Führungskräfte, an Projekt- und Abteilungsleiter und

Experten aus den Bereichen Betrieb, Abfälle, Genehmigung, Strategie und Unternehmens kommunikation

sowie an Juristen.

Referenten

Dr. Maria Poetsch

Dr. Christian Raetzke

ı Strahlenschutzexpertin bei der TÜV SÜD Energietechnik GmbH

Baden-Württemberg

ı Rechtsanwalt, Leipzig

Wir freuen uns auf Ihre Teilnahme!

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

Termine

2 Tage

13. bis 14. November 2019

28. bis 29. Januar 2020

17. bis 18. März 2020

16. bis 17. Juni 2020

Tag 1: 10:30 bis 17:30 Uhr

Tag 2: 09:00 bis 16:30 Uhr

Berlin

Teilnahmegebühr

1.598,– € 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@KernD.de


VPC - EXPANDING INTO NUCLEAR TECHNOLOGY

Repository Documentation Rethought – A comprehensive approach

from untreated waste to packages for final disposal

You can find out more about VPC‘s Nuclear Services if you scan this QR code:

www.vpc-group.biz

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