atw - International Journal for Nuclear Power | 2.2024
Internationale Entwicklungen und Trends
Internationale Entwicklungen und Trends
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ISSN: 1431-5254 (Print) | eISSN: 2940-6668 (Online)<br />
32.50 €<br />
<strong>International</strong> <strong>Journal</strong> <strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong><br />
2024 2<br />
Modelling of hydrogen production<br />
tech nologies in an integrated energy system<br />
at different carbon constraints<br />
nucmag.com<br />
Aktuelle Entwicklungen euro päischer Kernkraftprogramme:<br />
Europa auf dem Weg zu einem<br />
maß geblichen Akteur bei Neubau und Entwicklung<br />
in der Kernenergie<br />
Programmvorschau<br />
Seit 68 Jahren im Dienste der Kerntechnik
Editorial<br />
3<br />
Abschied von 100 Prozent Erneuerbaren in der<br />
Stromerzeugung – erster Schritt oder Notnagel?<br />
Anfang Februar wurde von der Bundesregierung ein Ausblick auf eine Kraftwerksstrategie in Begleitung der<br />
Stromwende vorgestellt. Es handelt sich dabei zwar noch nicht um eine Strategie, die Investoren tatsächlich<br />
Auskunft über die Rahmenbedingungen für neue Gaskraftwerke geben könnte, aber doch um lang erwartete<br />
Eckpunkte zur Absicherung der Stromversorgung in einem System mit immer mehr erneuerbaren, insbesondere<br />
volatilen Energieerzeugern.<br />
Unausgesprochen sind die Eckpunkte dennoch ein Abschied<br />
vom Mantra einer Vollversorgung durch 100 Prozent<br />
erneuerbare Energien. Um die Ver sorgungssicherheit<br />
langfristig aufrecht zu erhalten, soll es zunächst 10 Gigawatt<br />
geförderte Kapazität an Gaskraftwerken und später<br />
einen technologieoffenen Kapazitätsmarkt geben. Man<br />
versucht zwar dies mit dem Hinweis auf eine Umstellung<br />
auf „grünen“ Wasser stoff zu bemänteln. Aber angesichts<br />
der hohen Unsicherheit über die künftige Verfügbarkeit<br />
solchen Wasserstoffs und dem Einschluss auch von „blauem“<br />
Wasserstoff, der aus Erdgas mit anschließender CO₂-<br />
Abscheidung gewonnen wird sowie der CCS-Technologie<br />
auch am Kraftwerk, wird klar, dass hier tatsächlich eine<br />
Gaskraftwerksstrategie vorbereitet wird. Entsprechend<br />
gab es bereits grundsätzliche Kritik seitens einer der<br />
Hauptverfechterinnen der Wende zu 100 Prozent erneuerbaren<br />
Energien, Frau Kemfert vom DIW, sowie von der<br />
grünen Partei wegen des Tabubruchs hinsichtlich CCS als<br />
Kraftwerkstechnologie.<br />
Wenn man optimistisch ist, kann man gerade im Gegensatz<br />
zu den Kritikern in der geplanten Gaskraftwerksstrategie<br />
einen ersten Schritt zurück zur energiewirtschaftlichen<br />
Vernunft erkennen, zur Erkenntnis, dass die<br />
theoretischen Konzepte für eine Vollversorgung durch<br />
überwiegend volatile Energieträger mit riesigen Überkapazitäten,<br />
massivem Netzausbau, teuren Speichern und<br />
Elektrolyseuren sowie großen Mengen an abschaltbaren<br />
oder verschiebbaren Lasten nicht realistisch umsetzbar<br />
oder extrem teuer sind. Die Folgerung, auch den weiteren<br />
Ausbau von erneuerbaren Erzeugungsanlagen und Netzen<br />
infrage zu stellen, ist aber in Deutschland noch nicht<br />
erkennbar.<br />
Realistisch betrachtet, handelt es sich bei den Eckpunkten<br />
zu einer deutlich geschrumpften Gaskraftwerksstrategie<br />
vermutlich um einen Notnagel, den man so schnell wie<br />
möglich einschlagen muss, um die Illusion eines Kohleausstiegs<br />
bis 2030 wenigstens bis zur Wahl 2025 aufrecht<br />
zu erhalten. Die Bundesregierung selbst nennt die vorab<br />
anzureizenden 10 GW Gaskraftwerke eine no regret Maßnahme,<br />
also sinnvoll auch dann, wenn man sich hinterher<br />
alles wieder anders überlegt. Sie wird mit 16 Milliarden<br />
Euro Förderung aus dem Klima- und Trans<strong>for</strong>mationsfonds<br />
unterlegt. Eine stolze Summe für Gasturbinenanlagen,<br />
die auch bei den potentiellen Investoren das „no<br />
regret Gefühl“ erzeugen soll. Allerdings sind die 10 GW<br />
bei weitem nicht genug zur Absicherung eines Kohleausstiegs,<br />
bei dem 37,5 GW Kapazität in Rede stehen. Und die<br />
anderen angekündigten Maßnahmen sind noch zu konkretisieren<br />
oder unzureichend wie die Verbesserung der<br />
Marktregulierung für Speicher und Elektrolyseure oder<br />
die Förderung von bis zu 500 MW Kraftwerkskapazität,<br />
die ausschließlich mit Wasserstoff betrieben wird.<br />
Auch bei der Umsetzung der verkleinerten Kraftwerksstrategie<br />
gibt es aber Untiefen: Offenbar ist geplant, die<br />
beihilferechtliche Genehmigung durch die EU-Kommission<br />
unter dem Punkt 4.1 der Leitlinien für staatliche<br />
Klima-, Umweltschutz- und Energiebeihilfen 2022 zu<br />
erhalten, „Beihilfen zur Verringerung und zum Abbau von<br />
Treibhausgasemissionen, u. a. durch die Förderung von<br />
erneuerbaren Energien und von Energieeffizienz“ und<br />
nicht dem nahe liegenden Punkt 4.8, „Beihilfen zur<br />
Gewährleistung der Stromversorgungssicherheit“. Hintergrund<br />
könnte die Befürchtung sein, dass die Kommission<br />
im letzteren Fall eine beihilferechtliche Erlaubnis von der<br />
Einrichtung unterschiedlicher Strompreisgebotszonen in<br />
Deutschland abhängig macht. Für die geplanten Kraftwerke<br />
kommen Beihilfen gemäß 4.1 allerdings nur für<br />
hocheffiziente KWK-Anlagen in Betracht. Um Investitionen<br />
in solche Anlagen anzureizen, muss das KWK-Gesetz<br />
verlängert und um eine Förderung für KWK-Peaker<br />
ergänzt werden, wie der Bundesverband Kraft-Wärme-<br />
Kopplung folgerichtig <strong>for</strong>dert. Da die Anlagen aber de<br />
facto doch der Versorgungssicherheit dienen, müssen sie<br />
stromgeführt betrieben werden, was die Erfüllung der<br />
EU-Effizienzvorgaben in Frage stellt.<br />
Gar nicht gelöst wird mit der Kraftwerksstrategie das<br />
Problem zu hoher Industriestrompreise. Im reinen Strombetrieb<br />
werden die neuen Anlagen nur sehr teuren Strom<br />
bereitstellen können und die wegen der Funktion der Anlagen<br />
als Lückenbüßer für zu geringe EE-Erzeugung unstetige<br />
und nicht vorhersagbare Wärmeabgabe wird nur<br />
kleine Deckungsbeiträge leisten. Mit der Umstellung auf<br />
Wasserstoff würden auch in den dreißiger Jahren noch<br />
mehr als doppelt so hohe Brennstoffkosten anfallen, egal<br />
ob blau oder grün. Aus der derzeitigen energiewirtschaftlichen<br />
und industriepolitischen Sackgasse mit zu hohen<br />
Strompreisen und unter der Bedingung der Dekarbonisierung<br />
mit Folge einer Abwanderung der energieintensiven<br />
Industrie aus Deutschland – wie jetzt schon zu beobachten<br />
– führt die vorgenannte Kraftwerksstrategie jedenfalls<br />
nicht heraus.<br />
Nicolas Wendler<br />
– Chefredakteur –<br />
Vol. 69 (2024)
4<br />
Contents<br />
Inhalt<br />
Editorial<br />
Abschied von 100 Prozent Erneuerbaren in der Stromerzeugung –<br />
erster Schritt oder Notnagel? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3<br />
Ausgabe 2<br />
2024<br />
März<br />
Did you know?<br />
Zukunft des deutschen Strommarktes – Studie von e.venture . . . . . 5<br />
Kalender 2024 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6<br />
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
Modelling of hydrogen production technologies in<br />
an integrated energy system at different carbon constraints . . . . . . 7<br />
Stefan Ballok, Aliki van Heek, Eileen Langegger, Marco Cometto<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
Aktuelle Entwicklungen euro päischer Kernkraftprogramme<br />
Europa auf dem Weg zu einem maß geblichen Akteur bei Neubau<br />
und Entwicklung in der Kernenergie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17<br />
Nicolas Wendler<br />
Operation and New Build<br />
A Review of Applications of Virtual Reality and Serious Games<br />
in <strong>Nuclear</strong> Industry Training Scenarios . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29<br />
Jeffrey Gibson, Prof. Alvaro Uribe Quevedo, Prof. Filippo Genco, Prof. Akira<br />
Tokuhiro<br />
Environment and Safety<br />
Initial review of methods used to determine the size<br />
of the Emergency Planning Zone . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44<br />
Mercy Nandutu, Jannat Mahal, Professor Filippo Genco,<br />
Professor Akira Tokuhiro, Mr. Chireuding Zeliang<br />
Evaluation of Pressure-Temperature Limit Curves <strong>for</strong> Reactor<br />
Pressure Vessel Nozzle using Ex-Vessel Neutron Dosimetry(EVND)<br />
and Surveillance capsule Data . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 60<br />
Hyun-Chul Lee, Ki-Hoon Song, Jae Boong Choi<br />
Research and Innovation<br />
Fully Ceramic Microencapsulated (FCM) fuel based<br />
on Uranium Oxy carbide and Uranium Nitrite as the fuel<br />
replacement <strong>for</strong> SMART Reactor Core . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 67<br />
Khurram Mehboob<br />
Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />
Das „Herausbringen“ aus dem Kontrollbereich . . . . . . . . . . . . . . 75<br />
Christian Raetzke<br />
KTG-Fachinfo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78<br />
Vor 66 Jahren . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81<br />
Hinkley Point C (Copyright EDF Energy)<br />
Kerntechnik 2024<br />
Programmvorschau . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87<br />
KTG Inside<br />
Terminvormerkung: KTG-Mitgliederversammlung 2024. . . . . . . . 93<br />
Report<br />
Studierende und Promovierende für die Branche begeistern . . . . 101<br />
Impressum . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66<br />
Ausgabe 2 › März
Did you know?<br />
5<br />
Did you know?<br />
Zukunft des deutschen Strommarktes –<br />
Studie von e.venture<br />
Bereits im April 2023 veröffentlichte die energiewirtschaftliche Beratungsgesellschaft e.venture consulting die Analyse „Zukunft<br />
des deutschen Strommarktes“ in dem dieser preis- und mengenmäßig unter der Bedingung einer 100- prozentigen<br />
bilanziellen Bedarfsdeckung mit erneuerbaren Energien sowie einem aufgrund Dekarbonisierungspolitiken deutlich<br />
gestiegenen Strombedarf modelliert wird. Die Analyse soll Auskunft geben zu Bedarfsdeckung, Versorgungsicherheit und<br />
Marktmechanismen im deutschen Strommarkt des Jahres 2040.<br />
Bedarfsdeckung<br />
Der Strombedarf steigt in dem Szenario bis 2040 deutlich an,<br />
von 564 TWh in 2021 auf 942 TWh in 2040. Es wird dabei<br />
angenommen, dass es 10 Millionen Wärmepumpenheizungen,<br />
35 Millionen Elektrofahrzeuge sowie 70 Gigawatt installierte<br />
Kapazität an Elektrolyseuren in Deutschland gibt. Zur vollständigen<br />
bilanziellen Deckung dieses Bedarfs durch erneuerbare<br />
Energien wird insgesamt eine installierte Kapazität von 570 GW<br />
Erneuerbaren er<strong>for</strong>derlich sein, statt 158 GW Ende vergangenen<br />
Jahres. Die Jahreshöchstlast wird von 86 GW auf 146 GW steigen.<br />
Versorgungssicherheit<br />
Der hohe Anteil volatiler Energien führt zu sehr hohen<br />
Schwankungen zwischen Über- und Unterproduktion von<br />
Strom. Vor Nutzung von Flexibilitäten und Speichern ergibt sich<br />
ein kumuliertes Defizit von 233 TWh und kumulierte Überschüsse<br />
von 219 TWh, wobei in 5.000 Stunden Defizite und in<br />
3.760 Stunden Überschüsse auftreten. Diese Effekte werden<br />
durch Flexibilitätsmaßnahmen und Speicher abgemildert. Ein<br />
entsprechend geregelter Einsatz von regelbaren EE-Anlagen<br />
wie Biomasseanlagen, Laufwasserkraftwerken und erneuerbaren<br />
Abfall kraftwerken kann die Defizitmenge um 38 TWh und<br />
die Defizitstunden um 360 reduzieren. Flexibilität beim Verbrauch<br />
in Form einer in der Analyse angenommenen Verschiebung<br />
von 50 Prozent der Ladevorgänge von Elektrofahrzeugen<br />
um 5 Stunden und dem Einsatz von 60 Prozent der Wärmepumpen<br />
um 12 Stunden, kann die Defizitmenge um 15 TWh, die<br />
Stunden um 290 senken. Der Einsatz von Speichern in Form<br />
von 200 GWh Batteriespeicherkapazität und 66 GWh Pumpspeicherkapazität<br />
statt heute rund 40 GWh reduziert die<br />
Defizitmenge noch einmal um 36 TWh, die Stunden um 790.<br />
Zugleich führen die 70 GW Elektrolyseure – davon 50 GW<br />
flexibel einsetzbar – zu einer Verringerung der Überschussproduktion<br />
um 120 TWh bzw. der Überschussstunden um 1.560.<br />
Die genannten Optionen zusammen ergeben eine Reduktion<br />
der Stromdefizitmenge um 90 TWh und eine Absenkung der<br />
Zahl der Defizitstunden von 5.000 auf rund 3.000. Unter<br />
zusätzlicher Berücksichtigung von industriellen Lastabschaltungen<br />
bis zu 13 GW sowie Importen von 25 GW ergibt sich ein<br />
Bedarf an 75 GW Kapazität an flexiblen Kraftwerken, die übers<br />
Jahr 140 TWh Strom erzeugen müssen und von denen ein Teil<br />
oder ggf. alle an insgesamt 3.600 Stunden zum Einsatz kommen<br />
würden. Die durchschnittliche Einsatzdauer eines solchen<br />
Kraftwerks läge bei 1.800 Stunden pro Jahr. Auf der Überschussseite<br />
müssen letztlich in insgesamt 1.600 Stunden bis zu 170 GW<br />
an Wind- und Solarstromproduktion abgeregelt werden, mit<br />
einer nicht stattfindenden Stromerzeugung von 70 TWh.<br />
Eine Sensitivitätsanalyse zur Frage des Ausbaus von erneuerbaren<br />
Energien über die 100-prozentige bilanzielle Bedarfsdeckung<br />
hinaus ergibt im Rahmen der Analyse, dass sich das<br />
Spitzenlastdefizit auch durch 50 Prozent mehr EE-Kapazität<br />
nur von 120 GW auf 117 GW verringern würde. Da dabei aber die<br />
Defizitstrommenge um 95 TWh reduziert würde, reduzierten<br />
sich die durchschnittlichen Einsatzzeiten der flexiblen Kraftwerke<br />
von 1.800 auf 600 Stunden pro Jahr. Allerdings würden<br />
der er<strong>for</strong>derliche Ausbau der Erneuerbaren, die Erzeugungsüberschüsse<br />
sowie der notwendige Netzausbau sich stark<br />
erhöhen, so dass der Grenznutzen eines weiteren Zubaus<br />
von Erneuerbaren über 100 Prozent bilanzielle Bedarfsdeckung<br />
hinaus schnell gegen Null ginge.<br />
Investitionen und Strommarkt<br />
Die Gesamtinvestitionen zur Erreichung eines solchen Systems<br />
bis 2040 werden mit 800 Milliarden Euro angegeben (Aufteilung<br />
siehe Grafik). Trotz der starken Schwankungen geht die<br />
Analyse davon aus, dass ein Energy-Only-Markt in Verbindung<br />
mit Flexibilitäts- und Kapazitätsanreizen einen geeigneten<br />
Rahmen für den Strommarkt bildet. Allerdings würden die<br />
Preise stark schwanken: in den 1.600 Stunden mit Abregelung<br />
von EE-Anlage läge dieser bei 0 Euro/MWh, in den 3.550 Stunden,<br />
in denen EE preissetzend wären, läge er durchschnittlich bei<br />
4 Euro/MWh. In den 3.230 Stunden in denen die flexiblen (H2)-<br />
Kraftwerke preissetzend wären, läge der Preis bei 222 Euro/<br />
MWh und die Knappheitspreise, die in 360 Stunden aufträten,<br />
lägen durchschnittlich bei 680 Euro pro MWh. In der Summe<br />
ergibt sich ein Baseload-Preis von 120 Euro/MWh und ein<br />
Durchschnittserlös von 82 Euro/MWh für volatile Erneuerbare,<br />
was aus Sicht der Autoren einen ausreichenden Investitionsanreiz<br />
setzt, so dass keine weiteren Förderungen er<strong>for</strong>derlich<br />
wären. In der Summe werden für die kommenden 15 Jahre<br />
Großhandelsstrompreise erwartet, die zweieinhalbfach so<br />
hoch sind wie vor der Krise.<br />
Investitionen ins deutsche Stromsystem bis 2040<br />
in Milliarden Euro<br />
99<br />
Wind offshore<br />
126<br />
Wind onshore<br />
202<br />
PV<br />
Stromerzeugung<br />
62<br />
Gas Neubau<br />
50<br />
Elektrolyse<br />
18<br />
Batterien<br />
200<br />
Übertragungsnetz<br />
5<br />
Gas Umrüstung<br />
Verteilnetz<br />
Quelle: Zukunft des deutschen Strommarktes, e.venture consulting, April 2023<br />
47<br />
Vol. 69 (2024)
6<br />
Calendar<br />
Kalender 2024<br />
07.03.2024<br />
Small & Advanced <strong>Nuclear</strong> Reactors NEI.<br />
Idaho Falls, Idaho, USA<br />
https://www.neimagazine.com/news/<br />
newssmall-and-advanced-reactors-<br />
2024-call-<strong>for</strong>papers-10905507<br />
10.03. – 14.03.2024<br />
WM2024.<br />
Technologies, Phoenix, AZ, USA<br />
https://www.wmsym.org/<br />
25. – 27.03.2024<br />
EPS-Forum – The European Physical<br />
Society Forum.<br />
Berlin, Germany<br />
https://eps<strong>for</strong>um.org/<br />
03. – 04.04.2024<br />
<strong>Nuclear</strong> Decommissioning & Waste<br />
Management Summit.<br />
London, UK<br />
https://www.wplgroup.com/aci/event/<br />
nuclear-decommissioning-wastemanagement-summit/<br />
10. – 18.04.2024<br />
Karlsruhe <strong>International</strong> School<br />
on Fusion Technologies.<br />
Karlsruhe, Germany<br />
https://summerschool.fusion.kit.edu/<br />
20.04.2024<br />
Karriereportal Kerntechnik.<br />
Aachen, FH Aachen, Germany<br />
https://karriereportal.actimondo.com/<br />
21.04. – 24.04.2024<br />
PHYSOR 2024 – <strong>International</strong><br />
Conference on Physics of Reactors.<br />
San Francisco, CA, United States<br />
https://www.ans.org/meetings/<br />
physor2024/<br />
21.04. – 25.04.2024<br />
RRFM 2024 – European Research<br />
Reactor Conference.<br />
Warsaw, Poland<br />
https://www.euronuclear.org/project/<br />
european- research-reactor-conference-<br />
2024-21-25-april-2024-warsaw-poland/<br />
22.04. – 25.04.2024<br />
World Energy Congress.<br />
Rotterdam, The Netherlands<br />
https://worldenergycongress.org/<br />
rotterdam/<br />
01. – 02.05.2024<br />
SMR & Advanced Reators 2024.<br />
Atlanta, USA<br />
https://events.reutersevents.com/nuclear/<br />
smr-usa<br />
13.05. – 16.05.2024<br />
ERMSAR 2024 – 11 th European Review<br />
Meeting on Severe Accident Research<br />
Conference.<br />
Stockholm, Sweden<br />
https://www.ermsar2024.conf.kth.se/<br />
15.05. – 17.05.2024<br />
RAMTrans 2024 – all aspects of packaging<br />
<strong>for</strong> the transport, storage and disposal of<br />
radioactive and nuclear materials.<br />
London, UK<br />
https://www.euronuclear.org/<br />
project/ramtrans-2024-15-17-may-2024-<br />
london-uk/<br />
20.05. – 24.05.2024<br />
ICONS 2024 – <strong>International</strong> Conference<br />
on <strong>Nuclear</strong> Security.<br />
Vienna, Austria<br />
https://www.iaea.org/events/icons2024<br />
21.05. – 22.05.2024<br />
Nordic <strong>Nuclear</strong> Forum 2024.<br />
Helsinki, Finland<br />
https://nordicnuclear<strong>for</strong>um.fi/<br />
25.05. – 29.05.2024<br />
NURER2020 – 7 th <strong>International</strong><br />
Conference on <strong>Nuclear</strong> and Renewable<br />
Energy Resources.<br />
Ankara, Türkiye<br />
http://www.nurer2020.org/en<br />
27.05. – 29.05.2024<br />
DEM 2024 – <strong>International</strong> Conference<br />
on Decommissioning Challenges:<br />
Role and importance of innovations.<br />
Avignon, France<br />
https://www.euronuclear.org/project/<br />
dem-2024-27-29-may-2024-avignonfrance/<br />
05.06. – 06.06.2024<br />
NIC 2024 – <strong>Nuclear</strong> Innovation<br />
Conference.<br />
Amsterdam, The Netherlands<br />
www.nuclearinnovationconference.eu/<br />
10. – 14.06.2024<br />
Conference on the Management of Spent<br />
Fuel from <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Reactors 2024.<br />
Vienna, Austria<br />
https://www.iaea.org/events/sfm24<br />
17. – 20.06.2024<br />
Symposium on Plasma Physics<br />
and Technology.<br />
Prague, Czech Republic<br />
https://www.plasmaconference.cz/<br />
02. – 06.07.2024<br />
IYCE 2024 – <strong>International</strong> Youth<br />
Conference on Energy.<br />
Colmar, France<br />
https://www.iyce-conf.org/<br />
24. – 26.07.2024<br />
Global Forum <strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong> Innovation.<br />
Eden Roc, Miami Beach, USA<br />
https://www.globalnuclearinnovation.com/<br />
04. – 08.08.2024<br />
ICONE31 – 31 st <strong>International</strong> Conference<br />
on <strong>Nuclear</strong> Engineering.<br />
Prague, Czech Republic<br />
https://event.asme.org/ICONE<br />
25. – 28.08.2024<br />
NUTOS – 14 th <strong>International</strong> Topical<br />
Meeting on <strong>Nuclear</strong> Reactor Thermal-<br />
Hydraulics, Operation, and Safety.<br />
Vancouver, BC, USA<br />
https://nuthos-14.org/<br />
10. - 12.09.2024<br />
13. Freigabesymposium - Entlassung von<br />
radioaktiven Stoffen aus dem Geltungsbereich<br />
des Strahlenschutzes.<br />
Hamburg, Germany<br />
https://www.tuev-nord.de/de/<br />
unternehmen/veranstaltung/details/<br />
akademie/freigabesymposium/<br />
09. – 11.09.2024<br />
World Utilities Congress.<br />
Abu Dhabi, UAE<br />
https://www.worldutilitiescongress.com/<br />
23. – 27.09.2024<br />
Symposium on Fusion Technology.<br />
Dublin, Ireland<br />
https://ncpst.ie/ncspt-to-host-softconference-2024-advancing-the-<br />
studyof-fusion-technology/<br />
29.09. – 03.10.2024<br />
TopFuel 2024.<br />
Grenoble, France<br />
https://www.euronuclear.org/<br />
topfuel-2024/<br />
18. – 21.11.2024<br />
ICOND 2024.<br />
Aachen, Germany.<br />
www.icond.de<br />
25. – 28.11.2024<br />
Clay Conference 2024.<br />
Hannover, Germany<br />
https://www.bge.de/de/endlagersuche/<br />
clay-conference/<br />
06. – 10.05.2024<br />
NETS 2024 – <strong>Nuclear</strong> and Emerging<br />
Technologies <strong>for</strong> Space.<br />
Santa Fe, New Mexico, USA<br />
https://www.ans.org/meetings/nets2024/<br />
11.06. – 13.06.2024<br />
Leipzig, Germany<br />
https://kerntechnik.com/de/<br />
welcomes<br />
Ausgabe 2 › März
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
7<br />
Modelling of hydrogen<br />
production technologies in an<br />
integrated energy system at<br />
different carbon constraints<br />
› Stefan Ballok, Aliki van Heek, Eileen Langegger, Marco Cometto<br />
1 Introduction<br />
Under the framework of the Paris Agreement, many<br />
countries have committed to significant reductions of<br />
greenhouse gas emissions in the next decades and<br />
announced targets to achieve net zero emissions by<br />
mid of this century. This will drastically change the way<br />
that energy is pro duced, provided and consumed<br />
worldwide and represents a huge challenge on social,<br />
economic and technical grounds.<br />
The power sector is expected to play a pivotal role in<br />
this process: the progressive electrification of the<br />
energy, transport and industrial sectors is expected to<br />
significantly increase the electricity demand. Furthermore,<br />
the electricity supply must be almost completely<br />
decarbonised within few decades. Achieving such<br />
deep decarbonization of power generation requires an<br />
almost complete elimination of unabated fossil fuel use<br />
and massive deployment of low-carbon energy sources:<br />
variable renewable technologies (VRE), such as wind<br />
and solar photovoltaic, alongside dispatchable sources<br />
such as hydroelectric power, nuclear and, possibly,<br />
fossil fuel technologies with carbon capture, utilization<br />
and sequestration (CCS).<br />
Hydrogen is increasingly seen as an important component<br />
of a future decarbonised energy system. Used<br />
directly or in the <strong>for</strong>m of a by-product, low-carbon<br />
hydrogen can reduce the carbon footprint of hard to<br />
abate sectors <strong>for</strong> which direct electrification is not<br />
possible or uneconomic, such as long-haul transport,<br />
steelmaking, chemical production, and several heat<br />
applications. Also, hydrogen production can provide<br />
the flexibility and storage capability to help overcome<br />
some of the challenges of operating a decarbonized<br />
system with large shares of intermittent sources.<br />
The study aims at identifying how the optimal generation<br />
mix evolves at different levels of carbon emissions,<br />
and what is the impact on the total costs <strong>for</strong> the provision<br />
of the energy services. It also looks at what are<br />
the benefits and impacts of a tighter coupling of the<br />
power and energy sectors by using hydrogen as energy<br />
carrier. It will look at which is the most economic way<br />
to produce hydrogen given stringent carbon constraints<br />
and under which conditions low carbon hydrogen can<br />
be economically used in the power sector. In particular,<br />
it will try to understand under which conditions hydrogen<br />
can be economically used as seasonal storage and<br />
flexibility provider to compensate <strong>for</strong> the intermittency<br />
of renewable sources.<br />
2 Methodology<br />
The study identifies the long-term energy generation<br />
mix which satisfy the power and hydrogen demand<br />
of a given system at the minimal economic cost. The<br />
optimization is per<strong>for</strong>med by <strong>Power</strong>Invest, a technoeconomic<br />
power system model which has been<br />
developed at the <strong>International</strong> Atomic Energy Agency<br />
(IAEA) to support trainings and interactive capacity<br />
building sessions and is currently being expanded<br />
<strong>for</strong> analysis purposes.<br />
<strong>Power</strong>Invest minimises the total costs of electricity<br />
generation and hydrogen production, i.e. the sum of<br />
capital, fuel, fixed and variable operation and maintenance<br />
(O&M) costs <strong>for</strong> generation and storage. Investment<br />
in new capacity and generator’s dispatch is<br />
optimised jointly <strong>for</strong> one representative year given a<br />
series of technical, economic and policy constraints.<br />
<strong>Power</strong>Invest derives the optimal capacities <strong>for</strong> greenfield<br />
assets, as well the optimal dispatch of all resources<br />
in the system. This result corresponds to the long-term<br />
economic optimum under perfect and complete<br />
markets and assuming perfect <strong>for</strong>esight. Under these<br />
hypotheses, all greenfield technologies recover their<br />
investment costs from market revenues without extra<br />
profits.<br />
Several scenarios have been modelled, reflecting<br />
different levels of carbon emissions, different availability<br />
and costs of generation technologies and<br />
different levels of hydrogen demand. In addition, two<br />
Vol. 69 (2024)
8<br />
<br />
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
countries have been represented (based on real<br />
data from France and the UK), to understand the impact<br />
of different demand and VRE generation patterns and<br />
of different endowments in term of hydroelectric<br />
resources.<br />
The following sections describe in detail the characteristics<br />
of the system modelled, the main techno/<br />
economic assumptions of the study, the different<br />
sensitivity scenarios considered, and also provide a<br />
brief description of <strong>Power</strong>Invest.<br />
2.1 System modelled<br />
The system modelled is composed by a single large<br />
region, with an annual electricity demand of 500 TWh.<br />
This represents the expected annual electricity load<br />
of a large EU country <strong>for</strong> 2050. The transmission and<br />
distribution system within the country have not been<br />
modelled, implicitly assuming that the electricity is<br />
carried from the point of generation to the load without<br />
any transmission loss and network congestion.<br />
For this paper, interconnections with neighbouring<br />
countries have not been represented, thus considered<br />
the system as isolated. Also, this study does not model<br />
reserves nor the provision of other ancillary or system<br />
services.<br />
The study considers three different levels of hydrogen<br />
demand: a case where there is no exogenous demand<br />
of hydrogen (no coupling between power and hydrogen<br />
sector) and two cases with increasing hydrogen demand,<br />
corresponding to a yearly hydrogen demand of<br />
100 and 250 TWh, respectively. The required amount<br />
of hydrogen is produced over one entire year, implicitly<br />
considering that a large hydrogen storage capability<br />
exists to accommodate <strong>for</strong> different production/<br />
consumption profiles.<br />
Two different systems are represented, based on the<br />
characteristics of France and the UK: these two systems<br />
are characterised by different demand patterns, VRE<br />
profiles and different endowment in hydroelectric<br />
resources. Hourly power demand and production profiles<br />
of solar PV, wind and hydroelectric run-of-the river<br />
plants have been obtained from real data published by<br />
the transmission system operator (TSO) of France and<br />
UK <strong>for</strong> a specific year. Similarly, hydroelectric capacity,<br />
size of the reservoirs, as well as water inflows to the<br />
dams have been derived from published data in these<br />
representative countries. For the purpose of this paper,<br />
the total hydroelectric capacity of the French system<br />
amount to 25 GW (12 GW of run-of-the river, 10 GW of<br />
dams and 3 GW of pump storage), while only 3 GW of<br />
pump storage is represented in the UK system.<br />
Con struction<br />
Time<br />
Lifetime<br />
Efficiency<br />
Availability/<br />
Load factor<br />
Overnight<br />
Costs<br />
Fixed<br />
O&M Costs<br />
Variable<br />
O&M Costs<br />
Fuel<br />
Costs<br />
LCOE<br />
[years] [years] [%] [%] [USD/kWe] [USD/kWe/year] [USD/MWh] [USD/MWh] [USD/MWh]<br />
Large scale nuclear 7 60 33% 90% 4500 100 1.5 7.5 71.9<br />
Coal 4 40 45% 90% 2000 50 5 18.2 50.7<br />
Coal with CCS 4 40 38% 90% 4000 50 5 21.6 83.6<br />
CCGT 2 30 58% 90% 1000 20 2 52.9 68.1<br />
CCGT with CCS 2 30 50% 90% 2500 10 2 61.4 94.8<br />
OCGT 2 25 38% 95% 700 15 3.5 80.8 93.6<br />
CCGT with H2 2 30 58% 90% 1000 20 2 102.6* 117.74*<br />
OCGT with H2 2 25 38% 95% 700 10 3.5 156.6* 168.8*<br />
Onshore Wind 1 30 na 24%/28% ** 1350 20 0.2 - 60.6/53.1**<br />
Offshore Wind 1 30 na 41%/44%** 1800 50 0.2 - 54.6/50.8**<br />
Solar PV 1 30 na 15%/10%** 460 15 0 - 40.1/58.7**<br />
Battery 1 10 90% 95% 275 4.13 0 - -<br />
Electrolysers 3 30 67% 95.0% 450 22 5 - -<br />
Steam Methane<br />
Re<strong>for</strong>mers<br />
3 25 76% 95.0% 635 25.2 0.2 40.5 50.7<br />
SMR with CCS 3 25 69.10% 95% 1135 38.5 0.2 44.4 64.5<br />
Tab. 1.<br />
Main techno/economic assumptions<br />
* with an assumed H2 price of 2 USD/kg,<br />
** values <strong>for</strong> France / UK, respectively<br />
Ausgabe 2 › März
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
9<br />
2.3 Sensitivity analysis<br />
Several sensitivity analyses are per<strong>for</strong>med to investigate<br />
the impact of changes in key study parameters,<br />
such as the overall carbon constraint, the level of<br />
hydrogen demand, as well as the cost of some key<br />
economic inputs.<br />
The overall carbon emissions are limited by a binding<br />
carbon constraint which applies to both electricity and<br />
hydrogen production. Only direct emissions from fossil<br />
fuel combustion are accounted <strong>for</strong>. The carbon constraint<br />
takes the values of 5, 10, 20, 50, 100 and 500 g CO2/<br />
kWh, thus going from a very stringent value to a virtually<br />
not binding constraint. Three different levels of<br />
hydrogen demand are considered (0, 100 and 250 TWh)<br />
to understand the impacts of progressively more tight<br />
coupling of the power and the broader energy sectors.<br />
Fig. 1.<br />
LCOE of main generation technologies<br />
(left bar: France, right bar: UK)<br />
2.2 Technologies available and<br />
main techno/economic parameters<br />
The generation of electricity is provided by 11 different<br />
technologies with continuous capacity: low-carbon<br />
technologies such as nuclear, solar photovoltaic (PV),<br />
wind onshore and offshore, fossil fuelled technologies<br />
(coal power plants and two types of gas power plants,<br />
open cycle gas turbines (OCGT) and combined cycle gas<br />
turbines (CCGT)) with and without CCS as well as gas<br />
power plants using hydrogen as a fuel. Batteries can<br />
also be built to provide flexibility and storage capability<br />
to the system. No limit has been imposed to the maximal<br />
capacity of each individual technology. However, no<br />
new hydroelectric capacity can be added to the<br />
existing brownfield resources. Curtailment of demand<br />
is possible, with an assumed value of lost load of<br />
20,000 USD/MWh.<br />
Hydrogen can be produced via steam methane<br />
re<strong>for</strong>ming (SMR), with and without CCS, as well as via<br />
electrolysis. Hydrogen can be used to generate elec tricity<br />
in dedicated power plants, thus ensuring a full<br />
coupling between the power and hydrogen sector.<br />
Apart from hydroelectric plants, the study takes a<br />
greenfield approach, thus assuming that there is not<br />
any existing hydrogen or electricity generation capacity,<br />
and the entire system must be built from scratch.<br />
The main technical and economic data have been<br />
derived from the IEA WEO 2022 (data <strong>for</strong> the Europe<br />
in 2050) [IEA-2022] and a variety of other sources,<br />
[OECD-2020 and NEA-2018]. For the purposes of this<br />
study the same discount rate of 7% is applied to all<br />
technologies available, and economic assumptions are<br />
held constant <strong>for</strong> both countries. The main economic<br />
data and the resulting levelized cost of electricity<br />
(LCOE) are reported in the Table 1 below and provided<br />
in Figure 1.<br />
Two cases are also considered with respect to the<br />
deployment of carbon capture and sequestration, a<br />
technology still under development and not yet fully<br />
deployed at large scale. The first scenario allows the<br />
deployment of all CCS technologies without limits (coal,<br />
CCGT and steam methane re<strong>for</strong>ming with CCS), while<br />
a second set of calculations assumes that none of these<br />
technologies are available.<br />
Overall, a total of 36 different calculations (6*3*2) have<br />
been per<strong>for</strong>med <strong>for</strong> each of the 2 systems modelled.<br />
Some additional sensitivity studies have been per<strong>for</strong>med<br />
to assess the impact of some relevant parameters:<br />
the lifetime generation costs of nuclear have<br />
been reduced by roughly 10%, and the cost of gas has<br />
been increased to 12 USD/MMBTU (see Sec. 3.3). However,<br />
these sensitivity analyses have been per<strong>for</strong>med<br />
<strong>for</strong> a limited number of cases to reduce the computational<br />
ef<strong>for</strong>t.<br />
2.4 Description of <strong>Power</strong>Invest<br />
The optimal generation mix and plant scheduling are<br />
obtained with <strong>Power</strong>Invest, a deterministic capacity<br />
expansion and unit commitment model. <strong>Power</strong>Invest,<br />
<strong>for</strong>mulated as a linear program, is coded in Python and<br />
uses the free solver “OR-Tools”. <strong>Power</strong>Invest models a<br />
single representative year, with a time resolution<br />
ranging from 15 minutes to a few hours. The calculations<br />
in this study have all been per<strong>for</strong>med with a<br />
one-hour time interval.<br />
<strong>Power</strong>Invest minimises the total cost of electricity<br />
and hydrogen production over one year giving a set of<br />
constraints. Decision variables comprises capacities<br />
of greenfield resources, hourly production of each<br />
generating technology and the charge/discharge<br />
pattern of storage plants. The main constraints relate<br />
to the hourly energy balances, energy content on<br />
storage reservoirs, production profile of solar PV, wind<br />
and hydroelectric run of the river plants, as well as the<br />
total amount of CO2 emitted.<br />
Vol. 69 (2024)
10<br />
<br />
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
The model is fully linear and does not feature integral<br />
constraints: the capacities of all generation technologies<br />
are there<strong>for</strong>e represented as continuous variables.<br />
<strong>Power</strong>Invest cannot explicitly model start-up and<br />
cycling costs, minimal load requirements and ramping<br />
rates constraints <strong>for</strong> dispatchable and renewable<br />
technologies. All power plants are thus represented as<br />
continuous technologies and considered infinitely<br />
flexible.<br />
Hourly electricity and hydrogen prices are calculated<br />
as the dual of the respective demand, and given the<br />
assumptions taken in the study are comprised between<br />
0 USD/MWh (VRE can be curtailed without economic<br />
penalty) and 20000 USD/MWh (cost of loss of load).<br />
The model is also fully deterministic: the long-term<br />
uncertainty surrounding all economic assumptions is<br />
not modelled. <strong>Power</strong>Invest also assumes perfect <strong>for</strong>esight<br />
of future load, of the future generation level of<br />
variable resources as well as of future availability of<br />
dispatchable plants. The optimal capacity of generating<br />
plants, their hourly generation and the charging/<br />
discharging of storage devices have there<strong>for</strong>e been<br />
optimised ex-post, and thus provide the maximal value<br />
<strong>for</strong> the system. This is different from plant scheduling<br />
in the real term under uncertainty and accounting <strong>for</strong><br />
all operational constraints.<br />
of electricity generation: wind offshore dominates the<br />
low-carbon generation in the UK, while in France<br />
renewable generation is ensured by a combination of<br />
solar PV, hydro run-of-the river and wind. This reflects<br />
the different economic competitiveness of solar and<br />
wind in the two countries. Given the higher generation<br />
costs compared to other dispatchable technologies, no<br />
nuclear is deployed in this scenario.<br />
As expected, the installed capacity and electricity generation<br />
from fossil fuels progressively decreases when<br />
adopting a more stringent carbon constraint. Even at a<br />
carbon constraint of 100 g CO2/kWh, coal is no longer<br />
economic despite its low generation costs, and only gas<br />
plants are deployed alongside low-carbon technologies.<br />
For both OCGT and CCGT, the load factor drops significantly<br />
with more stringent carbon emission, indicating<br />
that these technologies are progressively used more as<br />
peaking plant, and that their value lies more in the provision<br />
of flexibility and capacity rather than energy.<br />
However, the composition of low-carbon technologies<br />
and their generation varies strongly with the<br />
level of carbon emissions. At a carbon constraint of<br />
<strong>Power</strong>Invest describes only the power and hydrogen<br />
systems without representing neither the transmission<br />
and distribution networks (copper plate approach) nor<br />
the provision of reserves and other ancillary services.<br />
To this respect <strong>Power</strong>Invest is able to account <strong>for</strong><br />
profile costs, but neither balancing nor transmission<br />
nor distribution costs are considered (see [NEA-2019]<br />
<strong>for</strong> additional in<strong>for</strong>mation).<br />
3 Results<br />
The results are presented by first analysing and<br />
discussing scenarios without coupling between the<br />
hydrogen and the power systems (no exogenous hydrogen<br />
demand). The paper will discuss the impacts of<br />
different carbon limits, the difference between the two<br />
countries modelled as well as the role of CCS technologies<br />
(see Sec. 3.1). Then, in section 3.2 the paper will<br />
analyse the main impacts of a tighter coupling of the<br />
hydrogen and power sectors. The two scenarios with<br />
hydrogen demand of 100 and 250 TWh are discussed<br />
there. Finally, the last section will discuss the impacts<br />
of having lower nuclear cost and higher gas prices.<br />
Fig. 2a.<br />
Capacity mix <strong>for</strong> the UK and France<br />
3.1 Scenario with no hydrogen demand<br />
In the scenario featuring a very high carbon constraint<br />
of 500 g CO2/kWh the electricity generation is dominated<br />
by coal and gas power plants. In both UK and<br />
France, coal generates almost 60% of electricity, while<br />
gas power plants contribute to about 11% of the demand.<br />
Renewable technologies ensure the remaining<br />
Fig. 2b.<br />
Generation mix <strong>for</strong> the UK and France<br />
Ausgabe 2 › März
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
11<br />
about 12% of the electricity demand in France without<br />
direct carbon emissions, besides providing large<br />
flexibility to the system (dams). This systematically<br />
allows <strong>for</strong> a larger share of VRE in the system (and less<br />
nuclear), a reduced need <strong>for</strong> battery storage, a more<br />
favourable use of gas-fuelled power plants (better<br />
average load factors, and higher CCGT over OCGT ratio),<br />
and overall <strong>for</strong> a lower cost <strong>for</strong> energy generation<br />
compared with the situation in the UK.<br />
Fig. 3.<br />
Electricity price and shadow carbon price in the UK and France (USD/MWh)<br />
100 g CO2/kWh, low-carbon generation is dominated by<br />
VRE and nuclear provides less than 10% of electricity<br />
demand (about 6% in France and 10% in the UK).<br />
With tighter carbon constraints the share of nuclear<br />
increases substantially at the expense of variable<br />
renewables. At 20 g CO2/kWh, nuclear becomes the<br />
dominant technology providing almost 50% of the<br />
electricity in France and about 60% in the UK (see<br />
Figure 2). With lowering carbon emissions, there are<br />
less and less gas fuelled power plants that provide the<br />
flexibility required <strong>for</strong> the integration of variable<br />
renewable sources; the optimal generation mix thus<br />
shifts towards more nuclear, as it requires less<br />
flexibility.<br />
The importance of flexibility resources emerges also<br />
by comparing the optimal generation mixes in France<br />
and the UK. France has a significant higher hydroelectric<br />
capacity, in terms of both run-of-the river<br />
plants and dams, while the pumped storage capacity is<br />
equivalent in both countries. Hydroelectricity provides<br />
The overall cost of providing electricity increases<br />
significantly with tightening the carbon emissions:<br />
from 59 to 86 USD/MWh in France and from 62 to<br />
86 USD/MWh in the UK (see Figure 3 and Table 2);<br />
in both countries the cost increase becomes more<br />
significant at very stringent carbon constraints, i.e.<br />
reducing emissions below 50 g CO2/kWh. The marginal<br />
abatement cost of carbon emissions (shadow carbon<br />
price 1 ) increases over-proportionally as carbon emissions<br />
become stricter: from some dozen of USD/ton at<br />
100 g CO2/kWh, it reaches several hundreds of USD<br />
when reducing carbon emissions below 20 g CO2/kWh.<br />
The results described above were obtained assuming<br />
that CCS technology would not be available <strong>for</strong> deployment<br />
at scale. However, given the assumptions used in<br />
this study, CCS technologies are deployed only <strong>for</strong><br />
the stringent carbon constraints: in both France and<br />
the UK, CCGT plants equipped with CCS start to be part<br />
of the optimal mix only at 20 g CO2/kWh, while no<br />
economic development is <strong>for</strong>eseen <strong>for</strong> a carbon<br />
constraint at 50 g CO2/kWh and beyond. Coal power<br />
plants with CCS are not developed under any of the<br />
scenarios considered in the present study.<br />
The availability of CCGT plants equipped with CCS,<br />
a mid-merit technology with relatively low residual<br />
carbon emissions, affects both the optimal structure of<br />
the generation mix and the cost of electricity provision<br />
Generation<br />
costs<br />
(USD/MWh)<br />
Shadow<br />
CO 2 price<br />
(USD/ton)<br />
No CCS<br />
With CCS<br />
No CCS<br />
With CCS<br />
Carbon constraint (grCO 2 /kWh)<br />
5 10 20 50 100 500<br />
France 85.7 82.0 78.6 73.2 70.1 59.4<br />
UK 86.0 82.9 79.7 75.3 71.7 62.0<br />
France 82.9 80.2 77.5 73.2 70.1 59.4<br />
UK 83.8 81.6 79.2 75.3 71.7 62.0<br />
France 940.7 430.2 255.7 70.6 44.2 8.8<br />
UK 787.6 413.8 254.2 96.4 57.4 15.6<br />
France 608.8 331.2 179.5 70.6 44.2 8.8<br />
UK 589.4 326.9 184.0 96.4 57.4 15.6<br />
Tab. 2.<br />
Electricity price, and resulting shadow carbon prices<br />
1 The shadow carbon price can be interpreted as the opportunity costs associated with consuming a finite (constrained) resource. It is calculated as the dual of the<br />
carbon constraint, i.e. the additional cost <strong>for</strong> the system resulting from an infinitesimal reduction of the carbon constraint.<br />
Vol. 69 (2024)
12<br />
<br />
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
at stringent carbon constraints. As expected, the global<br />
share of fossil fuel generation increases, and CCGT with<br />
CCS generate about 5 – 8% of the total electricity<br />
demand in the scenarios considered. The presence of<br />
CCGT with CCS allows <strong>for</strong> integrating more VRE in the<br />
generation mix, with a consequent reduction of nuclear<br />
capacity and generation. Also, both in France and the<br />
UK, a reduction of the overall capacity of unabated<br />
CCGT plants and of their load factor is observed.<br />
The availability of CCS technology allows to limit<br />
the electricity generation cost increase when more<br />
stringent carbon emission limits are applied and<br />
reduces the carbon abatement costs (see Tab. 2).<br />
3.2 Scenarios with hydrogen demand<br />
(100 and 250 TWh)<br />
The coupling between electricity generation and<br />
hydrogen production could untap a vast potential <strong>for</strong><br />
flexibility over different timescales and thus contribute<br />
to addressing some of the challenges of achieving a<br />
low-carbon system. From the power system viewpoint,<br />
hydrogen production with electrolysis can be seen as<br />
an additional, very flexible load. Also, when fuelled<br />
with low-carbon hydrogen, OCGT and CCGT can provide<br />
the same services as standard gas fuelled plants<br />
without emitting CO2. Finally, large quantities of hydrogen<br />
can be stored <strong>for</strong> long periods, thus potentially<br />
providing a solution <strong>for</strong> seasonal storage, addressing<br />
the seasonal unbalances in production/demand typical<br />
of systems with large shares of VRE.<br />
The choice of the optimal technology used <strong>for</strong> hydrogen<br />
production depends essentially on the constraint on<br />
carbon emissions and on the availability of steam<br />
methane re<strong>for</strong>ming with CCS, while the level of hydrogen<br />
demand and the specific country characteristics<br />
have a much more limited impact. In absence of a<br />
meaningful carbon constraint, the whole hydrogen<br />
production is ensured by unabated steam methane<br />
re<strong>for</strong>ming (SMR) in all scenarios considered, even if a<br />
process to capture the CO2 is technically available.<br />
Unabated steam re<strong>for</strong>ming remains the dominant<br />
technology even if carbon emissions are limited to<br />
100 g CO2/kWh, but it is complemented by production<br />
with electrolysers and by SMR with CCS, if available.<br />
With tighter carbon constraint (and thus a significantly<br />
higher shadow carbon cost) unabated SMR becomes<br />
no longer economic and hydrogen production is provided<br />
by less carbon emitting technologies: below<br />
50 g CO2/kWh, electrolysers and SMR with CCS provide<br />
the totality of hydrogen production. At more stringent<br />
carbon constraints, electrolysers progressively replace<br />
SMR with CCS <strong>for</strong> hydrogen production. These phenomena<br />
are illustrated in Figure 4.<br />
It is interesting to note that when SMR with CCS is available,<br />
the total production of hydrogen by electrolysers<br />
does not scale up with the hydrogen demand level but<br />
Fig. 4.<br />
Hydrogen generation <strong>for</strong> different carbon emission levels<br />
(France, 250 TWh)<br />
stays almost constant. For example, the hydrogen<br />
production with electrolyser in France increases only<br />
from 43 to 46 TWh, when the total demand raises from<br />
100 to 250 TWh. The additional hydrogen demand<br />
seems to be satisfied almost exclusively by SMR with<br />
CCS. A possible explanation of this phenomena is that<br />
the production of hydrogen via electrolysers benefits<br />
from favourable low electricity prices associated with<br />
VRE excess of production. Once these favourable conditions<br />
have been fully utilised (and thus the benefits<br />
of the electricity/hydrogen coupling), the SMR with CCS<br />
remains the more economic alternative <strong>for</strong> hydrogen<br />
production.<br />
A tighter coupling with hydrogen has two important<br />
effects on the power system. Firstly, the demand <strong>for</strong><br />
electricity increases as hydrogen is produced via<br />
electrolysis. Secondly, the optimal generation mix<br />
change as additional flexibility eases the integration of<br />
variable sources. The level of hydrogen production<br />
with electrolysers, and thus the additional electricity<br />
load, increases with tightening the carbon constraint<br />
and depends on the availability of SMR with CCS. At the<br />
tightest carbon constraints virtually all hydrogen is<br />
produced by electrolysis, which adds about 150 and<br />
370 TWh to the power demand. However, these values<br />
are roughly halved when SMR with CCS are available.<br />
In term of optimal structure of the generation mix, the<br />
coupling with hydrogen allows <strong>for</strong> a significant increase<br />
of the capacity and generation from wind and solar<br />
technologies in both counties considered, compared<br />
with the reference case without coupling. This phenomenon<br />
is observed at a 50 g CO2/kWh in France and<br />
at 100 g CO2/kWh in the UK and becomes progressively<br />
more significant when carbon emissions become more<br />
stringent. For example, at 50 g CO2/kWh, the VRE<br />
installed capacity and generation in France almost<br />
double when hydrogen demand reaches 100 TWh and<br />
triple in the scenario with the highest hydrogen<br />
demand. If CCS are available, the increase in VRE<br />
installed capacity and generation the increase is limited<br />
to roughly 25% (see Figure 5).<br />
Ausgabe 2 › März
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
13<br />
With respect to nuclear, a tighter coupling with<br />
hydrogen leads to an increase of capacity and generation<br />
when CCs are available. If CCS are not available,<br />
a decrease of capacity and generation is observed<br />
at more stringent carbon constraints (below<br />
50 g CO2/kWh). Deployment and electricity generation<br />
of hydrogen fuelled OCGT becomes significant only at<br />
very tight carbon constraints (i.e. below 10 g CO2/kWh).<br />
CCGT plants equipped with CCS are never deployed in<br />
the scenarios with hydrogen coupling.<br />
Fig. 5a.<br />
Optimal generation mix <strong>for</strong> different hydrogen demand levels<br />
<strong>for</strong> France without CCS<br />
For a system with both hydrogen and power, the<br />
economic impacts have been quantified by the cost of<br />
providing the energy services over one year (both <strong>for</strong><br />
power and hydrogen), divided by the yearly demand<br />
of hydrogen and power. In both countries, higher<br />
hydrogen demand allows to reduce the cost of energy<br />
provision and limit the cost increase with tightening<br />
the carbon emission constraint (see Table 3, results<br />
<strong>for</strong> France).<br />
Fig. 5b.<br />
Optimal generation mix <strong>for</strong> different hydrogen demand levels<br />
<strong>for</strong> France with CCS<br />
3.3 Sensitivity analyses<br />
Sensitivity analyses have been per<strong>for</strong>med <strong>for</strong> two<br />
key economic parameters of the study: the long-term<br />
average price of gas, which has been increases by 33%<br />
from 9 to 12 USD/MMBTU, and the cost of nuclear.<br />
In the latter analysis, investment cost of nuclear have<br />
been reduced from 4500 to 4000 USD/kW, and fixed<br />
annual O&M costs from 100000 to 80000 USD/kW/year.<br />
This corresponds to a yearly fixed cost reduction<br />
of 13%. To reduce the computational ef<strong>for</strong>t, these<br />
sensitivity studies have been limited to a reduced<br />
number of cases (6 <strong>for</strong> gas prices and 24 <strong>for</strong> nuclear<br />
costs).<br />
Carbon constraint (grCO 2 /kWh)<br />
Scenario H 2 demand 5 10 20 50 100 500<br />
0 85.7 82.0 78.6 73.2 70.1 59.4<br />
Generation<br />
costs<br />
(USD/MWh)<br />
Shadow<br />
CO 2 price<br />
(USD/ton)<br />
Reference<br />
Low<br />
nuclear<br />
cost<br />
Reference<br />
Low<br />
nuclear<br />
cost<br />
100 77.6 76.6 75.2 71.6 67.9 57.5<br />
250 80.1 79.2 77.5 72.7 66.4 55.8<br />
0 82.9 80.2 77.5 73.2 70.1 59.4<br />
100 76.8 75.7 73.9 71.0 67.9 57.5<br />
250 76.5 74.1 72.2 69.3 66.2 55.8<br />
0 940.7 430.2 255.7 70.6 44.2 8.8<br />
100 220.5 128.5 121.9 92.1 50.6 6.4<br />
250 165.1 155.4 154.0 140.4 81.4 0.6<br />
0 608.8 331.2 179.5 70.6 44.2 8.8<br />
100 196.1 177.1 146.7 58.2 50.6 6.4<br />
250 749.8 196.1 152.1 57.3 57.3 0.6<br />
Tab. 3.<br />
Energy prices and shadow carbon prices (France)<br />
Vol. 69 (2024)
14<br />
<br />
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
3.3.1 High gas prices<br />
The price of natural gas, used as a feedstock and <strong>for</strong><br />
providing the heat required <strong>for</strong> the process, is the main<br />
component of the cost of producing hydrogen with<br />
steam methane re<strong>for</strong>ming. A change in natural gas<br />
price has there<strong>for</strong>e a large effect of hydrogen production<br />
costs with these technologies.<br />
The main impact of a permanent, long-term increase<br />
of the natural gas price is observed on the hydrogen<br />
production method (see Figure 6). The share of hydrogen<br />
generated by electrolysis increases <strong>for</strong> all carbon<br />
constraints and electrolysis becomes the dominant<br />
technology <strong>for</strong> very stringent carbon constraints (at<br />
20 g CO2/kWh). The increase in gas prices affects<br />
primarily the competitiveness of steam methane<br />
re<strong>for</strong>ming with CCS, which is replaced by electrolysers<br />
at very stringent carbon constraint and by electrolysers<br />
and unabated SMR at moderate carbon emission<br />
limits.<br />
Fig. 6.<br />
Impact of gas price on hydrogen production method (France, 100 TWh)<br />
The impact of higher gas prices on the composition of<br />
the electricity generation mix stems essentially from<br />
two different effects: (i) loss of competitiveness of gas<br />
fuelled plants, and (ii) higher power demand due to<br />
increased hydrogen production via electrolysers. While<br />
the first effect leads to higher cost <strong>for</strong> flexibility from<br />
dispatchable plants (which are essentially provided by<br />
gas peakers), the second one results in adding a large,<br />
very flexible, demand, and thus lowers the cost of<br />
flexibility.<br />
The electricity generation from gas fuelled plants<br />
decreases significantly <strong>for</strong> carbon emissions constraints<br />
above 50 g CO2/kWh, and it is replaced by a<br />
combination of coal, nuclear and VRE. The generation<br />
from VRE increases in all scenarios, by roughly 30% on<br />
average. <strong>Nuclear</strong> generation and capacity increases at<br />
higher carbon constraints but decreases <strong>for</strong> carbon<br />
emissions below 20 g CO2/kWh (see Figure 7).<br />
Higher gas prices lead to higher cost of energy provision,<br />
as shown in Table 4. The impact is limited to<br />
1 – 2% of generation cost increase when the carbon<br />
emission constraint is tighter, but becomes more<br />
significant at higher carbon emission levels, when gas<br />
power plant constitutes a larger part of the generation<br />
mix and a cost increase of 5 – 6% is observed. The<br />
Fig. 7.<br />
Impact of gas price on electricity generation (France, 100 TWh)<br />
shadow price of carbon increases more significantly<br />
at higher carbon constraint (when it is required to<br />
“<strong>for</strong>ce” the shift from coal to gas) than at lower carbon<br />
constraints (where gas power plants are substituted by<br />
low-carbon alternatives).<br />
3.3.2 Lower nuclear generation costs<br />
For this sensitivity analysis a reduction on fixed costs<br />
of nuclear power production (-13% compared with<br />
the reference case) was assumed, while the variable<br />
costs have been kept unchanged; the resulting LCOE<br />
Carbon constraint (grCO 2 /kWh)<br />
5 10 20 50 100 500<br />
Generation costs<br />
(USD/MWh)<br />
Shadow CO 2 price<br />
(USD/ton)<br />
Reference prices 76.8 75.7 73.9 71.0 67.9 57.5<br />
High gas prices 77.9 77.1 76.2 74.3 72.3 60.9<br />
Reference prices 196.1 177.1 146.7 58.2 50.6 6.4<br />
High gas prices 169.8 101.4 62.8 41.7 35.2 11.7<br />
Tab. 4.<br />
Electricity price, and resulting shadow carbon prices<br />
Ausgabe 2 › März
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
15<br />
decreases by approximately 10% compared to the<br />
reference scenario. However, nuclear power remains<br />
still significantly more expensive than VRE on a pure<br />
LCOE basis.<br />
Fig. 8.<br />
Impact of nuclear costs on power generation (France, 100 TWh)<br />
The cost reduction assumed in this study is not sufficient<br />
to trigger investments in nuclear capacity in the<br />
scenarios with the highest carbon emission constraint.<br />
However, <strong>for</strong> more stringent carbon constraints,<br />
the capacity and generation from nuclear increases<br />
substantially at the expenses of solar PV and wind, and<br />
nuclear power becomes the dominant generating technology<br />
(see Figure 8). These trends are observed <strong>for</strong> all<br />
scenarios, regardless of the level of hydrogen demand<br />
and the presence of CCS technologies.<br />
All scenarios see a consistent reduction in the investments<br />
in (and use of) batteries and hydrogen fuelled<br />
power plants, as the lower share of VRE requires less<br />
flexibility in the system.<br />
The impact of a lower nuclear costs on hydrogen<br />
generation is less significant, as shown in Figure 9:<br />
production via electrolysis increases at more stringent<br />
carbon constraints (at the expenses of SMR with CCS),<br />
while unabated SMR increases its share of hydrogen<br />
production at 100 g CO2/kWh.<br />
Fig. 9.<br />
Impact of nuclear costs on hydrogen production method (France, 100 TWh)<br />
A reduction of nuclear generation costs leads to lower<br />
cost of energy provision in all scenarios with a meaningful<br />
carbon emission constraint. Depending on the<br />
scenario considered, a reduction between 4 and 9% of<br />
total energy costs is observed. The impact is more<br />
significant at more stringent carbon constraints, where<br />
nuclear capacity and generation share is maximal (see<br />
Table 5).<br />
Carbon constraint (grCO 2 /kWh)<br />
Scenario H 2 demand 5 10 20 50 100 500<br />
0 85.7 82.0 78.6 73.2 70.1 59.4<br />
Generation<br />
costs<br />
(USD/MWh)<br />
Shadow<br />
CO 2 price<br />
(USD/ton)<br />
Without CCS<br />
With CCS<br />
Without CCS<br />
With CCS<br />
100 77.6 76.6 75.2 71.6 67.9 57.5<br />
250 80.1 79.2 77.5 72.7 66.4 55.8<br />
0 77.5 74.8 72.4 68.8 67.4 59.4<br />
100 71.7 71.1 70.0 67.4 65.0 57.5<br />
250 75.7 74.9 73.1 68.2 63.4 55.8<br />
0 940.7 430.2 255.7 70.6 44.2 8.8<br />
100 220.5 128.5 121.9 92.1 50.6 6.4<br />
250 165.1 155.4 154.0 140.4 81.4 0.6<br />
0 676.3 336.4 165.0 47.5 21.7 8.8<br />
100 112.9 108.7 102.9 60.1 24.8 6.4<br />
250 159.8 159.6 158.6 138.7 55.0 0.6<br />
Tab. 5.<br />
Electricity price, and resulting shadow carbon prices<br />
Vol. 69 (2024)
16<br />
<br />
Feature: Energy Policy, Economy and Law<br />
4 Conclusions<br />
The transition towards net-zero emissions requires the<br />
almost complete abandonment of unabated fossil fuels<br />
and their substitution by low-carbon technologies:<br />
VRE, nuclear, fossil fuels technologies with CCS and, if<br />
potential still exist, hydroelectric power. Hydrogen is<br />
poised to play a more significant role in a future<br />
decarbonized system as an energy vector to reduce the<br />
carbon footprint of hard to abate sectors and to provide<br />
the required flexibility <strong>for</strong> operating a power system<br />
based on low-carbon technologies.<br />
The study shows that achieving a decarbonized system<br />
at the lowest economic cost requires the combination<br />
of all low-carbon energy sources available, VRE,<br />
nuclear and, if technologically mature, fossil fuels with<br />
CCS. Solar PV, wind and nuclear constitute the backbone<br />
of all energy systems that achieve significant decarbonization.<br />
However, the composition of the low-carbon<br />
mix changes with the carbon emission, with nuclear<br />
progressively substituting VRE at more stringent<br />
carbon constraints. The availability of hydroelectric<br />
resources also allows <strong>for</strong> larger shares of VRE in the<br />
optimal mix, by providing the flexibility required.<br />
The optimal technology <strong>for</strong> hydrogen production<br />
depends strongly on the level of carbon emissions<br />
allowed: unabated steam methane re<strong>for</strong>ming becomes<br />
uncompetitive at moderate carbon constraints. At<br />
50 g CO2/kW the hydrogen production is ensured by<br />
a combination of steam methane re<strong>for</strong>ming and<br />
electrolysis, with the latter technology becoming dominant<br />
with tighter carbon limits.<br />
The coupling between hydrogen and the power sector<br />
untaps a vast potential <strong>for</strong> flexibility and contribute to<br />
reduce some of the challenges of integrating VRE in a<br />
decarbonized power system, as well as reducing the<br />
cost of the energy transition.<br />
References<br />
[NEA-2019] OECD <strong>Nuclear</strong> Energy Agency, “The Costs of decarbonisation:<br />
system costs with high shares of nuclear and renewables”, NEA Report<br />
n°7299, Paris 2019.<br />
[IEA-2022] <strong>International</strong> Energy Agency “World Energy Outlook 2022”, IEA,<br />
Paris 2022<br />
[OECD-2020] <strong>International</strong> Energy Agency and OECD <strong>Nuclear</strong> Energy Agency<br />
“Projected Costs of Generating Electricity – 2020 Edition”, OECD, Paris 2020.<br />
Authors<br />
Stefan Ballok<br />
Student (at IAEA: Intern)<br />
TU Wien<br />
(IAEA at the time of the research <strong>for</strong> the paper)<br />
stefan.ballok@gmail.com<br />
Stefan Ballok studies physics at the TU Wien where he<br />
specializes in nuclear energy and simulations. He is a<br />
board member of the Young Generation of the ÖKTG<br />
(Austrian <strong>Nuclear</strong> Society). During his internship at<br />
the IAEA from May 2022 until February 2023, he<br />
worked on energy models and co-wrote this paper which won the Best Paper<br />
by a Young Scientist at IEWT 2023. He hosted multiple workshops with the<br />
interactive energy modeling game <strong>Power</strong>Invest (developed at the IAEA), e.g. at<br />
the ENYGF 2023. Stefan Ballok holds a Bachelor of Science in physics from the<br />
TU Wien.<br />
Aliki van Heek<br />
Sustainable Energy Business Research<br />
(at IAEA: Unit Head 3E Analysis)<br />
<strong>Nuclear</strong>-21<br />
(IAEA at the time of the research <strong>for</strong> the paper)<br />
vanheek@nuclear-21.net<br />
Aliki van Heek is an associate in the international<br />
nuclear consultancy partnership <strong>Nuclear</strong>-21, in<br />
charge of <strong>Nuclear</strong>-21’s activities regarding the technoeconomic<br />
per<strong>for</strong>mance of nuclear energy in sustainable<br />
energy systems including the options <strong>for</strong> small modular reactors with<br />
energy products of electricity, heat and hydrogen in both nuclear expanding<br />
and newcomer countries.<br />
For seven years until May 2023, she was Unit Head 3E Analysis (3E= Energy,<br />
Economics and Environment) within the Planning and Economics Studies<br />
Section at the <strong>International</strong> Atomic Energy Agency. Be<strong>for</strong>e this, she worked <strong>for</strong><br />
23 years at ECN and NRG in the Netherlands in several roles, including<br />
Programme Manager 4th Generation <strong>Nuclear</strong> Energy Systems and Team<br />
Manager Decommissioning and Radioactive Waste Management. Aliki holds<br />
an MSc in Applied Physics from The Netherlands and a PhD in <strong>Nuclear</strong><br />
Engineering from Germany.<br />
Eileen Langegger<br />
Principal Engineer/Lecturer<br />
DMT GmbH & Co. KG/TU Wien<br />
eileen.langegger@tuwien.ac.at<br />
Dr. Eileen Langegger is a Senior <strong>Nuclear</strong> Engineer at<br />
DMT GmbH & Co KG. Previously had she managed the<br />
interim storage facility <strong>for</strong> radioactive waste in<br />
Seibersdorf <strong>for</strong> ten years. Since 2017 she also is<br />
lecturer at the universities of TU Vienna and TU Graz<br />
in the field of nuclear energy. Furthermore she is<br />
chairwoman of the Austrian <strong>Nuclear</strong> Society. She studied technical physics at<br />
TU Graz, obtained her doctorate at the Atomic Institute of the TU Vienna and<br />
completed the MBA Strategic Management & Technology at the TU Vienna<br />
Academy <strong>for</strong> Continuing Education.<br />
Marco Cometto<br />
Energy Analyst<br />
IAEA<br />
M.Cometto@iaea.org<br />
Marco Cometto is an energy economist at the <strong>International</strong><br />
Atomic Energy Agency where he works on<br />
the economics of nuclear power. The main areas of his<br />
work are the integration of nuclear and renewable<br />
energy in low-carbon energy systems and the analysis<br />
of costs and financing options <strong>for</strong> nuclear projects.<br />
Prior joining the IAEA, Marco worked <strong>for</strong> eight years at the OECD <strong>Nuclear</strong><br />
Energy Agency, as an investment advisor <strong>for</strong> an Italian bank and as a research<br />
engineer at EDF and at the French Atomic Energy Commission (CEA).<br />
Marco graduated with a degree in <strong>Nuclear</strong> Engineering from the Politecnico of<br />
Torino, holds a PhD in physics from the EPFL in Lausanne and has earned the<br />
CFA (Chartered Financial Analyst) designation in 2015.<br />
Ausgabe 2 › März
Energy Policy, Economy and Law<br />
17<br />
Aktuelle Entwicklungen europäischer<br />
Kernkraftprogramme<br />
Europa auf dem Weg zu einem<br />
maß geblichen Akteur bei Neubau und<br />
Entwicklung in der Kernenergie<br />
› Nicolas Wendler<br />
Mit einer Absichtserklärung von 25 Staaten zur Verdreifachung der weltweiten<br />
Kernkraftkapazität ist erstmals im Rahmen einer Conference of the Parties (COP) der<br />
Klimarahmenkonvention die Kernkraft prominent als Technologie im Sinne der<br />
Klimapolitik in Erscheinung getreten.<br />
Diesem gut sichtbaren Schritt war eine immer<br />
dynamischere Neubewertung der Kernkraft in vielen<br />
Staaten, insbesondere auch in Europa vorangegangen.<br />
Vermutlich hat die europäische Entwicklung einschließlich<br />
der Entscheidung zum Einschluss der<br />
Kernenergie in die Taxonomieverordnung klimafreundlicher<br />
Technologien im Rahmen der Finanzmarktregulierung<br />
trotz der US-Initiative sogar den<br />
Unterschied zwischen früheren Klimakonferenzen und<br />
der COP28 in den Vereinigten Arabischen Emiraten<br />
begründet. Zwar verfolgen seit mehreren Jahren auch<br />
die Vereinigten Staaten eine Politik der Wiederbelebung<br />
der Kernkraft insbesondere im Bereich<br />
Forschung und Entwicklung und die Nicht-Unterzeichner<br />
der COP28-Erklärung, Russland und China,<br />
verfolgen bereits seit geraumer Zeit eine offensive<br />
Neubau- und Exportpolitik. Den sichtbaren Stimmungsumschwung<br />
zugunsten der Kernenergie führte aber<br />
die Neupositionierung vieler euro päischer Staaten in<br />
der Energiepolitik im Zusammenhang mit der Klimapolitik<br />
und der Energiesicherheit sowie strategischen<br />
Energieunabhängigkeit auch im Kontext der gegenwärtigen<br />
geopolitischen Verwerfungen herbei. Im<br />
Folgenden soll wegen dieser markanten Entwicklung<br />
ein aktueller Stand der europäischen Kernkraftprogramme<br />
dargestellt werden.<br />
Frankreich – Rückbesinnung und<br />
Zukunftsorientierung<br />
In Frankreich ist bereits seit mehreren Jahren eine<br />
sukzessive Überwindung der Einschränkungen und<br />
Hindernisse des kernkraftkritischen Intermezzos<br />
der Mitte des vergangenen Jahrzehnts im Gang. Bereits<br />
2019 wurde wieder die Absicht erklärt, neue<br />
Kern kraftwerke zu errichten und der Kernenergie<br />
einen langfristigen Platz im französischen Strommix<br />
zu garan tieren. Es wurde damals auch das 2015 beschlossene<br />
Ziel einer Verringerung des Anteils der<br />
Kernenergie bis 2025 auf 50 Prozent der Stromerzeugung<br />
auf 2035 verschoben. Im Februar 2022 folgte<br />
dann die Ankündigung, Neubauten eines modifizierten<br />
Land<br />
in<br />
Bau<br />
konkret<br />
geplant<br />
geplant<br />
Programm<br />
Frankreich 1 6 (8) 13 GW 7+(8) (23 GW)<br />
+SMR<br />
UK 2 2 offen/SMR 24 GW<br />
Schweden 0 2 8/SMR offen<br />
Niederlande 0 2 offen offen<br />
Polen 0 5 3 6-9 GW<br />
+SMR<br />
Tschechien 0 4 SMR offen<br />
Ungarn 0 2 0 offen<br />
Rumänien 0 2 2/SMR 4/SMR<br />
Bulgarien 0 2 offen offen<br />
Slowenien 0 1 1 offen<br />
Estland 0 0 SMR SMR<br />
Ukraine 2 2 7 11 (13 GW)<br />
+SMR<br />
Summe 5 30 29 (ohne UK, ohne SMR)<br />
Tab. 1.<br />
Aktuell (konkret) geplante/in Bau befindliche Kernreaktoren in Europa<br />
Vol. 69 (2024)
18<br />
<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
Reaktortyps, EPR2, anzustreben und die kern technische<br />
Industrie dafür zu mobilisieren. Im März 2023<br />
beschloss die Nationalversammlung den Bau von drei<br />
Doppelblockanlagen EPR2 sowie Verfahrensvereinfachungen<br />
bei der Errichtung von Kernkraftwerken.<br />
Als erster Standort wurde Penly ausgewählt, es folgten<br />
Gravelines und Bugey. Im Mai 2023 wurde die Vorgabe<br />
der Reduktion des Kernenergieanteils bis 2035 aufgehoben<br />
sowie die rechtlichen Grundlagen für einen<br />
Langzeitbetrieb der Bestandsanlagen bis 60 Jahren<br />
Laufzeit geschaffen.<br />
Zuvor wurde auf französische Initiative hin im<br />
Februar eine „Nuklear-Allianz“ innerhalb der EU<br />
begründet, in der die Staaten sich gemeinsam für<br />
gleiche Rahmenbedingungen für alle CO2-armen<br />
Stromerzeugungstechnologien im Rahmen der europäischen<br />
Gesetz gebung einsetzen. Im Januar 2024<br />
kündigte die damalige Energieministerin Agnès<br />
Pannier- Runacher an, dass in einem weiteren Gesetzgebungsvorhaben<br />
die Grundlage für die Errichtung<br />
von weiteren 13 Gigawatt installierter Leistung in<br />
großen Kernkraftwerks blöcken – ohne Bestimmung<br />
des Anlagentyps – gelegt werden soll. In EPR2-Einheiten<br />
umgerechnet wären das acht weitere Anlagen.<br />
Nach dieser Ankündigung wurde deutliche Kritik<br />
geübt, dass zwar für die Kernkraft detaillierte Kapazitäts-<br />
und sogar Verfügbarkeitsziele in das Gesetz aufgenommen<br />
werden sollen, aber zugleich bestehende<br />
Ausbauziele für erneuerbare Energie nicht <strong>for</strong>tgeführt,<br />
sondern in eine Verordnung verschoben werden sollen.<br />
Die neue Regierung kündigte daraufhin an, dass<br />
konkrete Ausbauziele für alle Energieträger im Rahmen<br />
eines neuen mehrjährigen Energie programms, nicht<br />
aber im Gesetz festgelegt werden.<br />
Für den Neubau jenseits der sechs beschlossenen<br />
EPR2-Blöcke ist Technologieoffenheit vorgesehen, um<br />
Kapazität ggf. auch mit SMR-Technologie zu errichten,<br />
falls dies zweckmäßig ist. Dabei darf man wohl insbesondere<br />
an den Reaktor Nuward denken, der derzeit<br />
mit einer Kapazität von 160 MW elektrisch von EDF<br />
Darstellung EPR2 in Gravelines<br />
Quelle: EDF<br />
entwickelt wird. Das Entwicklungsprojekt Nuward ist<br />
inzwischen Gegenstand einer französisch-italienischen<br />
Kooperation und nimmt besonders den italienischen<br />
Markt in den Blick. Nuward ist in der Konzeptionierung,<br />
die bis 2025 abgeschlossen sein soll, so dass mit<br />
dem Beginn der Errichtung einer Demonstrationsanlage<br />
bis 2030 gerechnet werden kann.<br />
Vereinigtes Königreich – Neubeginn des<br />
Bauprogramms und schwierige Umsetzung<br />
Das Vereinigte Königreich war 2008 Vorreiter bei der<br />
Rückbesinnung auf die Kernenergie in Westeuropa –<br />
die Projekte Olkiluoto und Flamanville waren zunächst<br />
nicht Bestandteile eines größeren energiepolitischen<br />
Vorhabens. Nach erfolgreichen Pionierleistungen im<br />
Generic Design Assessment, der Entwicklung von Finanzierungsmechanismen<br />
und der Genehmigung<br />
eines Fördermodells für die Kernenergie als klimafreundlicher<br />
Technologie durch die EU-Kommission<br />
war das britische Programm aber bald von großen<br />
Schwierigkeiten bei der Investorensuche und dem<br />
Stopp mehrerer Projekte gekennzeichnet. Über mehrere<br />
Jahre war deshalb der Neubau von Hinkley Point C<br />
durch den im Land etablierten Betreiber EDF Energy<br />
das einzige konkret vorzeigbare Ergebnis eines rund<br />
10 Jahre währenden politischen Projekts, dass zeitweilig<br />
auch durch den Brexit verzögert wurde. In<br />
dieser Situation haben die Regierungen Johnson und<br />
Sunak einen Neustart des britischen Kernkraftneubauprogramms<br />
beschlossen. Dieser fußt auf verschiedenen<br />
energiepolitischen Strategiepapieren, „Ten point plan<br />
<strong>for</strong> a green industrial revolution“, „Net zero strategy“<br />
sowie die „British energy security strategy“ nach<br />
Beginn des Krieges in der Ukraine und Civil <strong>Nuclear</strong><br />
Roadmap von Januar 2024.<br />
Zur Kernenergie wird festgestellt, dass sukzessive<br />
Regierungen nicht die er<strong>for</strong>derlichen Investitionen in<br />
die britische Kernenergie getätigt hätten und es wird<br />
angekündigt, dass dieses Unterinvestment nun mit<br />
einem massiven Investitionsprogramm korrigiert<br />
werden soll, auch um in den kommenden 30 Jahren in<br />
großem Maßstab Kostensenkungspotentiale zu heben.<br />
Neben den Aspekten der Versorgungssicherheit und<br />
CO2-Armut sowie dem Bestreben nach Energieunabhängigkeit<br />
wird im britischen Begründungszusammenhang<br />
der Kernenergie auch der im Vergleich<br />
zu erneuerbaren Energien geringe Flächenbedarf als<br />
Argument genannt.<br />
Konkret werden zur Anregung des Kernkraftneubaus<br />
1,7 Milliarden Pfund breit gestellt, um eine Investitionsentscheidung<br />
für ein weiteres Neubauprojekt bis<br />
Ende 2024 herbei zu führen. Für das Projekt Sizewell<br />
C werden insgesamt 2,5 Milliarden Pfund zuzüglich<br />
250 Millionen Pfund für Maßnahmen in der Standortregion,<br />
für die Entwicklung eines britischen SMR mit<br />
Rolls Royce werden 210 Millionen Pfund und<br />
für den Future <strong>Nuclear</strong> Enabling Fund, mit dessen<br />
Hilfe Markteintrittsbarrieren für neue Reaktortypen<br />
Ausgabe 2 › März
Energy Policy, Economy and Law<br />
19<br />
<strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> über die priv<strong>atw</strong>irtschaftliche Errichtung<br />
von vier AP300-Anlagen geschlossen. Die<br />
Standortregion ist im Nordosten Englands und bis 2027<br />
soll der erste Standort entwickelt, in den frühen dreißiger<br />
Jahren die erste Anlage in Betrieb gegangen sein.<br />
Um die Verwirklichung aller SMR-Projekte zu erleichtern,<br />
sollen bei Aufrechterhaltung eines hohen Niveaus<br />
nuklearer Sicherheit Genehmigungsprozesse gestrafft<br />
und die An<strong>for</strong>derungen bereinigt werden.<br />
Setzen der Containmentliner-Kuppel HPC Block 1<br />
Quelle: EDF Energy<br />
überwunden werden sollen, werden 120 Millionen<br />
Pfund zur Verfügung gestellt. Zielvorgabe für die Kernenergie<br />
ist bis 2050 ein Aufbau von insgesamt bis zu 24<br />
GW installierter Leistung Kernenergie – einschließlich<br />
der 7 GW der Projekte Hinkley Point C und Sizewell C.<br />
Für das Projekt Sizewell C sind inzwischen die Voraussetzungen<br />
für den Baubeginn erfüllt, so dass bald mit<br />
dem Beginn der bauvorbereitenden Arbeiten gerechnet<br />
werden kann. Mit dem Gesamtprogramm<br />
Kernenergie sollen in 2050 bis zu 25 Prozent des – dann<br />
höheren – Strombedarfs mit Kernenergie gedeckt werden,<br />
statt ca. 15 Prozent heute. Bis Ende 2024 soll die<br />
Investitionsentscheidung für ein zusätzliches Projekt<br />
fallen, bis 2030 dann für zwei weitere. Dabei gilt<br />
jeweils die Bedingung der Kostengünstigkeit und des<br />
Vorliegens der er<strong>for</strong> derlichen Genehmigungen. Es soll<br />
neue Anlagen auch an neuen Standorten geben und<br />
das Tempo des Ausbaus der Kernenergie soll von aktuell<br />
einer neuen Anlage pro Jahrzehnt in der Tendenz<br />
auf einen neuen Reaktor pro Jahr beschleunigt<br />
werden.<br />
Die Errichtung des Great British <strong>Nuclear</strong> Vehicle als<br />
Körperschaft in Kooperation mit der Industrie soll die<br />
Umsetzung der Projekte in jeder Phase unterstützen<br />
und eine stabile Pipeline nuklearer Projekte ermöglichen.<br />
Erste Aufgabe ist ein Auswahlverfahren für<br />
unterstützungswürdige SMR-Projekte. Das Verfahren<br />
hat 2023 begonnen und soll vor allem diejenigen<br />
Anbieter ermitteln, die eine Anlage bis Mitte des<br />
kommenden Jahrzehnts bereit stellen können mit einer<br />
Investitionsentscheidung bis 2029. In der zweiten Auswahlphase<br />
um die Bewerbung für Regierungsaufträge<br />
befinden sich sechs Anbieter, General Electric Hitachi<br />
mit dem BWRX-300, Rolls Royce mit seinem SMR,<br />
Westinghouse mit dem AP300, NuScale mit dem VOYGR<br />
dessen US-amerikanisches Pilotvorhaben allerdings<br />
Ende vergangenen Jahres gescheitert ist, Holtec mit<br />
dem SMR-160 und EDF mit Nuward. Ein Ergebnis des<br />
Wettbewerbs soll noch im Frühjahr 2024 vorliegen.<br />
Unabhängig von diesem Wettbewerb hat Westinghouse<br />
im Februar 2024 eine Vereinbarung mit Community<br />
Das bislang einzige in Bau befindliche Projekt Hinkley<br />
Point C zeigt die Notwendigkeit des letzten Aspekts.<br />
Im Januar 2024 wurde eine neue Kostenschätzung<br />
bekannt gegeben, die die Gesamtkosten nunmehr mit<br />
rund 38 Milliarden Euro statt zuvor 30,5 Milliarden<br />
Euro angibt und eine Fertigstellung des ersten Blocks<br />
frühestens bis 2030 in Aussicht stellt. Zwar tragen die<br />
Auswirkungen der Corona-Maßnahmen auf das Projekt<br />
sowie der zusätzliche Aufwand wegen des Brexit und<br />
der dadurch verkomplizierten Auftragsabwicklung<br />
ihren Teil zu dieser Entwicklung bei, aber mutmaßlich<br />
spielen auch regulatorische An<strong>for</strong>derungen eine<br />
maßgebliche Rolle. Denn beim UK EPR sind gegenüber<br />
den bisherigen EPR in Olkiluoto und Flamanville rund<br />
7.000 Designänderungen zu berücksichtigen, die zu<br />
einem 35 Prozent höheren Bedarf an Stahl sowie<br />
25 Prozent mehr Beton führen. Dies bei einem Reaktordesign,<br />
dass nicht den Ruf hatte, zu schlank und zu<br />
einfach zu sein. Darüber hinaus beeinträchtigen so<br />
umfangreiche Änderungen wieder die Möglichkeit von<br />
Lerneffekten aus bisherigen Projekten und führen zu<br />
einer permanenten Verschleppung des First-Of- A- Kind-<br />
Problems.<br />
Schweden – entschlossene Politikwende<br />
zur Kernkraft<br />
In Schweden hat die im Herbst 2022 gebildete neue<br />
Regierung sehr zügig die Weichen für einen Ausbau<br />
der Kernenergie gestellt. Während noch 2015 von den<br />
Betreibern der Kernkraftwerke aus ökonomischen<br />
AP300<br />
Quelle: Westinghouse<br />
Vol. 69 (2024)
20<br />
<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
Gründen – zu denen auch eine kapazitätsbezogene<br />
Kernkraftsteuer gehörte – die in Modernisierung<br />
befindlichen Anlagen Oskarshamn 1 und 2 (Block 2 im<br />
Dezember 2016, Block 1 im Juni 2017) stillgelegt wurden<br />
sowie später auch am Standort Ringhals (Block 2 im<br />
Dezember 2019, Block 1 im Dezember 2020), wurde<br />
bereits 2017 in einer parteiübergreifenden Vereinbarung<br />
die Steuer wieder gesenkt und die Möglichkeit<br />
für den Bau von bis zu zehn Ersatzkernkraftwerken<br />
eröffnet. Im Oktober 2022 wurde dann in der Tidö-<br />
Vereinbarung der neuen Koalitionspartner eine Förderung<br />
des Neubaus durch Kreditbürgschaften in Höhe<br />
von bis zu 35 Milliarden Euro beschlossen. Das Parlament<br />
hat dies im Juni 2023 verabschiedet, zusammen<br />
mit einer Veränderung der energiepolitischen Zielsetzung<br />
von 100-Prozent erneuerbarer Stromerzeugung<br />
zu 100-Prozent CO2-armer Stromerzeugung.<br />
Im November 2023 wurde ein Fahrplan für neue Kernenergie<br />
vorgestellt. Ziele sind eine stabile, wett bewerbsfähige<br />
und fossilfreie Stromversorgung, um die<br />
wirtschaftliche Wettbewerbsfähigkeit Schwedens zu<br />
sichern und eine industrielle Renaissance zu ermöglichen.<br />
Die Kernkraft soll auch die allgemeine Elektrifizierung<br />
des Energiesektors mit dem Ziel seiner<br />
Dekarbonisierung unterstützen, was zu einer Verdoppelung<br />
des Stromverbrauchs bis 2045 führen soll.<br />
Auch die Wiedererlangung des Status einer führenden<br />
Kernkraftnation ist ein Ziel der neuen schwedischen<br />
Kernenergiepolitik.<br />
Im Januar 2024 wurde die neu geschaffene Position<br />
eines Kernenergiekoordinators besetzt, der das<br />
Kernenergieprogramm beschleunigen soll und die<br />
Beseitigung von Hindernissen für die Realisierung<br />
neuer Kernenergie unterstützen wird. Die Umsetzung<br />
der Kernenergie-Roadmap soll in Zusammenarbeit<br />
aller Beteiligten erfolgen, die der Koordinator in seine<br />
Arbeit einbezieht. Die Kernkraft-Roadmap sieht auch<br />
zusätzliche Investitionen in die Kernenergie<strong>for</strong>schung<br />
vor und soll die Kompetenzentwicklung bei den<br />
Behörden und die internationale Zusammenarbeit<br />
verstärken. Es sollen auch Möglichkeiten der Genehmigungsvereinfachung<br />
identifiziert werden. Die Arbeit<br />
an der künftigen Gestaltung des Strommarktes soll<br />
mit der Arbeit am Ausbau der Kernenergie koordiniert<br />
werden.<br />
Neben dem genannten Rahmen für Kreditbürg schaften,<br />
soll ein Risikoteilungsmodell entwickelt werden, bei<br />
dem sich der Staat am finanziellen Projektrisiko beteiligt.<br />
Dieses finanzielle Engagement des Staates wird<br />
damit begründet, dass sich in den vergangenen Jahren<br />
gezeigt hätte, wie teuer es ist, auf Kernkraft zu verzichten.<br />
Die Abschaltung von vier Blöcken hatte<br />
nämlich zu einer signifikanten Angebotsverknappung<br />
auf dem schwedischen Strommarkt und infolgedessen<br />
zu häufigen Situationen mit hohen Strompreisen<br />
geführt.<br />
Das aktuelle Programmziel ist die Errichtung neuer<br />
Kernkraftkapazität im Umfang von zwei Groß reaktoren<br />
oder mindestens 2.500 MW bis 2035. Bis 2025 soll es<br />
einen entsprechenden Genehmigungsantrag geben,<br />
über den möglichst in 2026 entschieden werden soll.<br />
Am Standort Ringhals werden bereits Vorbereitungen<br />
für den Neubau von zwei Kraftwerksblöcken mit rund<br />
2.800 MW Leistung getroffen. Längerfristig soll bis 2045<br />
ein Ausbau realisiert werden, der dem Äquivalent<br />
von 10 großen Kernkraftwerksblöcken entspricht. Die<br />
tatsächliche Menge und Art benötigter Reaktoren hängt<br />
dabei vom Ausbau des Elektrizitätssystems, der technologischen<br />
Entwicklung und der künftigen Verteilung<br />
von neuen Verbrauchs- und Produktionsstandorten im<br />
Land ab.<br />
Mit Hinblick auf einen Einstieg in die SMR-Technologie<br />
wird von Vattenfall seit 2022 eine Machbarkeitsstudie<br />
für den Standort Ringhals durchgeführt, die Ende<br />
des Jahres 2023 fertig gestellt und dem Vorstand übergeben<br />
werden sollte. Das Kerntechnikunternehmen<br />
Studsvik hat im August 2023 mit dem Projektentwickler<br />
Kärnfull Next eine Vereinbarung zur Errichtung eines<br />
SMR-Standortes in Nyköping geschlossen für das der<br />
BWRX-300 von GE-Hitachi in Betracht kommt. Das<br />
schwedische Kerntechnik-Start-up LeadCold hat eine<br />
Machbarkeitsstudie darüber angekündigt, ob eine<br />
Demonstrationsanlage seines bleigekühlten Reaktors<br />
SEALER mit einer Brennstoffinfrastruktur ebenfalls an<br />
diesem Standort errichtet werden kann.<br />
Standort Studsvik<br />
Quelle: Studvik AB<br />
Polen – Neueinstieg im großen Stil<br />
Das heutige polnische Kernenergieprogramm geht<br />
auf einen Regierungsbeschluss von 2005 zurück, in<br />
dem die Errichtung von Kernkraftwerken zur Luftreinhaltung<br />
und Senkung des CO2-Ausstoßes vorgesehen<br />
wurde. In einem Bericht an das Wirtschafsministerium<br />
von 2009 wurde die Kernkraft als die<br />
kostengünstigste Möglichkeit zur CO2-Reduktion unter<br />
den großen Erzeugungstechnologien beschrieben,<br />
Ausgabe 2 › März
Energy Policy, Economy and Law<br />
Anzeige<br />
21<br />
woraufhin in einer Kabinettsresolution die Errichtung<br />
von mindestens zwei Kernkraftwerken mit<br />
mindestens 4,6 GW elektrischer Gesamtleistung ge<strong>for</strong>dert<br />
wurde, die 15 Prozent des polnischen Stroms<br />
erzeugen sollen. Im Anschluss wurde das Unternehmen<br />
PGE EJ1 als Investmentvehikel gegründet und<br />
im Mai 2011 ein Regu lierungsrahmen für Kernkraft<br />
beschlossen.<br />
Im Februar 2021 beschloss die Regierung einen Bericht<br />
zur polnischen Energiepolitik bis 2040, der die zuvor<br />
erklärte Absicht zur Errichtung von 6 bis 9 GW Kernkraftkapazität<br />
bestätigte. Im April 2021 kaufte der Staat<br />
PGE EJ1 auf und brachte das Unternehmen in das neu<br />
gegründete Staatsunternehmen Polskie Elektrownie<br />
Jądrowe (PEJ, Polish <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Plants) ein. Dieses<br />
soll an der Bau- und Projektgesellschaft 51 Prozent<br />
halten bis zu einem Investitionsvolumen von<br />
21 Milliarden Dollar. Für den Minderheitsanteil wird<br />
ein Investor gesucht. Im Juni 2019 wurde ein bilaterales<br />
Abkommen zur Zusammenarbeit in der zivilen<br />
Nutzung der Kernenergie mit den Vereinigten Staaten<br />
unterzeichnet, dem im März 2021 die Ratifizierung<br />
eines Regierungsabkommens folgte, das den Vereinigten<br />
Staaten 18 Monate Zeit für die Unterbreitung<br />
eines Technologie- und Finanzierungsvorschlags für<br />
Kernkraftwerke einräumte. Im Juni 2021 gewährte die<br />
US Trade & Development Agency PEJ eine Beihilfe zur<br />
Unterstützung von Entwicklungs- und Designarbeiten<br />
von Westinghouse und Bechtel für die Errichtung von<br />
AP1000 Anlagen. In den folgenden Monaten unterbreiteten<br />
EDF und KHNP Angebote über die Errichtung<br />
von jeweils sechs Anlagen des Typs EPR bzw. APR1400<br />
und im September machten Westinghouse und Bechtel<br />
ein Angebot für sechs AP1000.<br />
TÜV NORD Akademie<br />
13. Freigabesymposium<br />
Entlassung von radioaktiven<br />
Stoffen aus dem<br />
Geltungsbereich des<br />
Strahlenschutzes<br />
Vol. 69 (2024)<br />
Im Oktober 2022 hat der polnische Premierminister<br />
Mateusz Morawiecki angekündigt, dass das erste<br />
Kernkraftprojekt am Standort Choczewo an der Ostseeküste<br />
rund 50 Kilometer nord-westlich von Danzig an<br />
Westinghouse vergeben werden soll. Einige Tage später<br />
wurde zwischen Westinghouse und PEJ eine Vereinbarung<br />
über die Errichtung von drei Blöcken des<br />
Typs AP1000 unterzeichnet, die sich auf die Planung<br />
am Standort, Unterstützung im Genehmigungsverfahren,<br />
Ingenieurdienstleistungen, Beschaffung und<br />
Bau planung erstreckt. Ebenfalls im Oktober 2022<br />
haben der polnische Kraftwerksbauer und -betreiber<br />
ZE PAK und der staatliche Stromversorger PGE eine<br />
Absichtserklärung mit dem koranischen Kernenergieund<br />
Wasser kraftunternehmen KHNP unterzeichnet, im<br />
zentralpolnischen Pątnów, rund 80 Kilometer östlich<br />
von Breslau, ein Kernkraftwerk mit Anlagen des<br />
koreanischen Typs APR1400 zu errichten. Im April 2023<br />
haben ZE PAK und PGE die Gründung des Joint-Venture<br />
PGE PAK Energia Jądrowa angekündigt, welches das<br />
Kernkraftprojekt in Pątnów realisieren soll.<br />
Im Juli 2023 hat Polens Minister für Klima und Umwelt<br />
PEJ den Grundsatzbescheid zur Errichtung eines<br />
Kernkraftwerks mit drei Blöcken AP1000 am Standort<br />
10. – 12.09.2024 in Hamburg<br />
Themen u. a.:<br />
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22<br />
<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
Energie konglomerat Industria eine Absichtserklärung<br />
mit Rolls Royce SMR hinsichtlich der Errichtung eines<br />
Zentralen Wasserstoffclusters, der pro Jahr 50.000 Tonnen<br />
CO2-armen Wasserstoff produzieren soll.<br />
Darstellung Kernkraftwerk Lubiatowo-Kopalino<br />
Quelle: PEJ<br />
Lubiatowo-Kopalino in der Gemeinde Choczewo erteilt.<br />
PEJ hat im September 2023 einen weiteren Vertrag<br />
mit Westinghouse und Bechtel unterzeichnet, um das<br />
Design für die drei Einheiten am Standort abzuschließen.<br />
Der Baubeginn ist für 2026, die Inbetriebnahme<br />
des ersten Blocks für 2033 vorgesehen.<br />
Danach soll alle zwei Jahre ein Kraftwerksblock<br />
in Betrieb gehen. Vier deutsche Bundesländer –<br />
Mecklenburg Vorpommern, Brandenburg, Sachsen<br />
und Berlin – haben sich im grenzüberschreitenden<br />
UVP-Verfahren gegen das Projekt ausgesprochen.<br />
Im Dezember 2023 fiel auch für das Projekt mit KHNP<br />
am aktuellen Kohlekraftwerksstandort Pątnów eine<br />
positive Grundsatzentscheidung für die Errichtung<br />
von zwei Blöcken des APR1400.<br />
Bei den Planungen für SMR-Projekte sind nicht<br />
der Staat oder Energieversorgungsunternehmen die<br />
Treiber, sondern Industrieunternehmen insbesondere<br />
aus der Chemiebranche. Den Anfang machte im August<br />
2021 Synthos Green Energy, ein Tochterunternehmen<br />
des Chemiekonzerns Synthos, mit der Standortsuche<br />
für SMR-Anlagen. Es wurden Vereinbarungen mit<br />
GE Hitachi <strong>Nuclear</strong> Energy und Ultra Safe <strong>Nuclear</strong><br />
geschlossen. Im September 2021 begann NuScale zusammen<br />
mit dem Treibstoffhändler Unimot und dem<br />
Kupfer- und Silberproduzenten KGHM die Möglichkeit<br />
zu untersuchen, Kohlekraftwerke mit seinen Reaktoren<br />
zu ersetzen. Im April 2023 hat KGHM beim Ministerium<br />
für Klima und Umwelt die Errichtung eines Kernkraftwerks<br />
mit sechs NuScale VOYGR modularen<br />
Reaktoren und einer Leistung von 462 MW beantragt,<br />
der im Juli positiv beschieden wurde. Auch EDF ist mit<br />
dem Nuward SMR vertreten. Partner ist dabei das<br />
Energiehandelsunternehmen Respect Energy, das im<br />
Januar 2023 eine Vereinbarung mit EDF über die<br />
Zusammenarbeit bei der Entwicklung von SMR<br />
Projekten geschlossen hat.<br />
Im Februar 2023 kündigte der Öl- und Chemiekonzern<br />
Orlen an, dass das Unternehmen bis zu 76 SMR an<br />
26 Standorten bis 2038 errichten will, wobei mit<br />
dem Bau der ersten Anlagen 2028 begonnen werden<br />
soll. Im selben Monat unterzeichnete das staatliche<br />
pol nische Chemie-, Düngemittel-, Transport- und<br />
Und im April 2023 veröffentlichte Orlen Synthos Green<br />
Energy (OSGE), ein Joint Venture von Orlen und Synthos<br />
Green Energy sieben mögliche Standorte für die Errichtung<br />
des BWRX-300 SMR von GE Hitachi, darunter<br />
Warschau. Dazu erteilte die Atomaufsichtsbehörde<br />
Państwowa Agencja Atomistyki (PAA) eine positive<br />
allgemeine Einschätzung, die die Designgrundlagen<br />
und deren Übereinstimmung mit den polnischen<br />
Sicherheits- und Strahlenschutzstandards bestätigte.<br />
Im Juni 2023 begann der Generaldirektor für Umweltschutz<br />
das Verfahren zur Erteilung eines Umweltbescheids<br />
für die Errichtung einer SMR-Anlage am<br />
vorgeschlagenen Standort Stawy Monowskie. Genauso<br />
wurde im August und September vergangenen Jahres<br />
mit den weiteren möglichen Standorten in Włocławek<br />
und Ostrołęka verfahren. Die Regierung erteilte im<br />
Dezember 2023 einen Grundsatzbescheid für die<br />
Errichtung von bis zu 24 BWRX-300-Anlagen an sechs<br />
Standorten. Auf die Beantragung des Standortes<br />
Warschau hatte OSGE verzichtet.<br />
Hinsichtlich der sehr weit ausgreifenden SMR<br />
Planungen polnischer Unternehmen des Chemie-, Bergbau-<br />
und Energiesektors mag eine gewisse Skepsis<br />
angebracht sein, inwieweit diese verwirklicht werden,<br />
zumal nur die Kooperation mit Ultra Safe <strong>Nuclear</strong> Anwendungsfelder<br />
mit hohen Temperaturan<strong>for</strong>derungen<br />
erschließen kann. Allerdings handelt es sich bei den<br />
„Sunset-Entscheidungen“ der vorigen Regierung auch<br />
nicht um politische Sackgassen, denn der Einstieg in<br />
die Kernenergie gehört zu den wenigen Gemeinsamkeiten<br />
zwischen den stark polarisierten Lagern der<br />
polnischen Politik. Allerdings hat der neue Premierminister<br />
Donald Tusk eine Prüfung des Kernenergieprogramms<br />
angekündigt. Unsicherheit erzeugte im<br />
Januar 2024 vor allem die Überprüfung des Standortes<br />
Lubiatowo-Kopalino. Sollte dieser verändert werden,<br />
könnten eine mehrjährige Verzögerung oder sogar ein<br />
Scheitern des Projekts die Folge sein.<br />
Niederlande – Know-how-Erhalt zahlt sich aus<br />
Nach einem Anlauf privater Investoren zum Ausbau<br />
der Kernenergie ab 2008/2009, der im Sande verlaufen<br />
ist, wurde das Thema Kernkraftausbau im Dezember<br />
2021 durch eine neue Regierungskoalition wiederbelebt,<br />
die beabsichtigte zwei neue Kernkraftwerke zu<br />
errichten. Im Dezember 2022 hat die Regierung eine<br />
Vorentscheidung für den Neubau eines Kernkraftwerks<br />
mit zwei Blöcken am Standort Borssele in der<br />
Provinz Zeeland getroffen. Bis 2035 sollen zwei Blöcke<br />
mit einer Leistung zwischen 1000 und 1650 MW in<br />
Betrieb genommen werden, die bis zu 24 Terawattstunden<br />
Strom erzeugen und 9 bis 13 Prozent des erwarteten<br />
niederländischen Stromverbrauchs des Jahres<br />
2035 decken sollen. Ein Betrieb des am Standort<br />
Ausgabe 2 › März
Energy Policy, Economy and Law<br />
23<br />
befind lichen Kernkraftwerks Borssele über 2033 hinaus<br />
soll geprüft werden. Mit dieser Anlage haben sich<br />
die Niederlande grundlegende Kompetenzen in der<br />
Kerntechnik verschafft und erhalten, die nun einem<br />
Kernenergieausbau zugutekommen.<br />
Der Ausbau der Kernenergie soll neben dem Ausbau<br />
von Wind- und Sonnenkraft das Ziel eines CO2-freien<br />
Strommix bis 2040 ermöglichen. Darüber hinaus soll<br />
die witterungsunabhängige Kernkraft zur Versorgungssicherheit<br />
beitragen. Es sollen Anlagen der Generation<br />
III+ errichtet werden, da diese die schnellste Möglichkeit<br />
darstellen, einen Beitrag der Kernenergie zu<br />
einem stabilen, CO2-neutralen und diversifizierten<br />
Energiesystem zu erreichen. Bei diesen Reaktortypen<br />
lägen auch in anderen Ländern umfangreiche Praxiserfahrungen<br />
mit Planung und Finanzierung vor.<br />
Für den Standort Borssele sprechen ausreichend Platz,<br />
relevantes Wissen und nukleare Infrastruktur. Der Bau<br />
von zwei Reaktoren an einem Standort ist auch kostengünstiger.<br />
Um Unterstützung vor Ort zu erreichen, wird<br />
es einen Beteiligungsplan geben, mit dem Anwohner,<br />
Organisationen und Unternehmen in die Planungen<br />
einbezogen werden sollen. Gleichwohl wird auch<br />
weiterhin der Standort Maasvlakte I nahe Rotterdam<br />
in Betracht gezogen. Eine endgültige Standortwahl<br />
wird das Kabinett voraussichtlich frühestens Ende<br />
2024 treffen.<br />
Bei der Finanzierung der neuen Kernkraftwerke wird<br />
die Absicherung gegen u.a. politische Risiken eine<br />
wichtige Rolle spielen. So werden zunächst 5 Milliarden<br />
Euro an Unterstützung für Vorbereitung und Bau<br />
vorgesehen. Von den Ausschreibungen, die noch 2024<br />
beginnen sollen, werden Lieferanten aus Russland und<br />
China ausgeschlossen. Im Januar 2024 haben mehrere<br />
Unternehmen aus der Nuklearbranche und Bildungsinstitutionen<br />
eine Vereinbarung zu Ausbildung und<br />
Kompetenzerhaltung in der Kerntechnik getroffen. Ziel<br />
ist die gemeinsame Entwicklung eines kerntechnischen<br />
Curriculums um das Interesse von Studenten an der<br />
Kerntechnik zu erhöhen.<br />
Tschechien – von Unentschlossenheit zu „all-in“<br />
Die Überlegungen zu einem Ausbau der Kernenergie<br />
in Tschechien begannen bereits 2004, also nur knapp<br />
zwei Jahre nach Inbetriebnahme des zweiten Blocks<br />
des Kernkraftwerks Temelin, mit dem Wunsch der<br />
Regierung einen weiteren großen Block in Temelin und<br />
eine Ersatzanlage in Dukovany zu errichten. 2008<br />
wurde dies durch den Beginn der Planung für einen<br />
vierten Block in Temelin durch den Betreiber CEZ<br />
ergänzt. Die Ausschreibung dafür begann in 2009. Die<br />
Gebote verschiedener Anbieter gingen bis 2012 ein,<br />
aber die für 2013 vorgesehene Unterzeichnung einer<br />
Bestellung wurde auf 2015 verschoben. Bei der<br />
Finanzierung wollte man sich zunächst an das britische<br />
Contract-<strong>for</strong>-Difference-Modell anschließen, wie es für<br />
Hinkley Point C gilt. Die Regierung entschied sich aber<br />
für das Modell einer staatlichen Baugesellschaft, die<br />
die Anlage dann an CEZ vermietet. Da nunmehr die<br />
Abnahmpreisgarantie für den Strom entfallen war, hat<br />
CEZ die Ausschreibung im April 2014 ohne Ergebnis<br />
beendet. Es gab danach weitere Angebote sowie ein<br />
Kooperationsabkommen mit Südkorea und die<br />
Regierung hat im Juni 2015 einen Langfristplan für die<br />
Kernenergie beschlossen, der neben einem Neubau in<br />
Dukovany noch drei weitere neue Kernkraftwerke<br />
vorsieht. Eine neue Anlage in Dukovany wurde priorisiert,<br />
da die Bestandsanlagen bis 2047 stillgelegt<br />
werden sollen und ab 2017 wurden zwischen der<br />
Regierung und insgesamt sechs internationalen Anbietern<br />
Gespräche über das Projekt geführt. Nach der<br />
Auswahl von zunächst vier Unternehmen (EDF, KHNP,<br />
Westinghouse, Rosatom) und einem späteren Ausschluss<br />
von Rosatom begann die Ausschreibung über<br />
ein verbindliches Angebot für Dukovany 5 und unverbindliche<br />
Angebote für drei weitere Anlagen im<br />
Hinsichtlich SMR werden die Aktivitäten aktuell priv<strong>atw</strong>irtschaftlich<br />
getragen. Im August 2022 unterzeichnete<br />
Rolls Royce SMR mit der 2021 gegründeten niederländischen<br />
ULC-Energy ein Abkommen zur Errichtung<br />
von SMR in den Niederlanden. Die ULC-Energy schloss<br />
wiederum eine diesbezügliche Vereinbarung mit<br />
der US-amerikanischen Constellation Energy, die<br />
ihrerseits Minderheitenaktionärin bei Rolls Royce SMR<br />
ist. Im November 2023 kam dann noch das niederländische<br />
Bauunternehmen BAM Infra Nederland mit<br />
ins Boot. Von einer Technologiekooperation bei der<br />
Wasserstoffelektrolyse abgesehen sind aber noch keine<br />
konkreten Pläne bekannt.<br />
Skizze HeFASTo<br />
Quelle: UJV<br />
Vol. 69 (2024)
24<br />
<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
April 2022. Das Ergebnis des Auswahlprozesses für eine<br />
neue Anlage mit 1.200 MW elektrischer Leistung war<br />
für Anfang 2024 erwartet worden.<br />
Im Januar 2024 hat die Regierung aber im Lichte der<br />
bis Oktober eingereichten Unterlagen beschlossen, die<br />
Ausschreibung auf verbindliche Angebote für vier<br />
Reaktoren auszuweiten. Grund sind die deutlichen<br />
Kostenvorteile von bis zu 25 Prozent bei der Errichtung<br />
mehrerer Blöcke statt nur eines Blocks auch wenn<br />
diese an unterschiedlichen Standorten errichtet<br />
werden. An dieser geänderten Ausschreibung für<br />
Dukovany 5 und 6 sowie Temelin 3 und 4 sollen sich<br />
KHNP und EDF beteiligen, nicht aber Westinghouse,<br />
das nach Angaben der Regierung nicht die er<strong>for</strong>derlichen<br />
Bedingungen erfüllt. Die geänderten Gebote<br />
sollen bis April 2024 eingereicht werden und im Juni<br />
2024 soll eine Ent scheidung erfolgen. Der Übergang<br />
von einer eher unentschlossenen und wankelmütigen<br />
Haltung zum Vorantreiben des Neubaus von Kernkraftwerken<br />
wurde einerseits von der Einsicht befördert,<br />
dass Tschechien nicht dauerhaft an der Braunkohle<br />
fest halten wird und erhielt andererseits durch den<br />
Krieg in der Ukraine eine erhöhte Dringlichkeit, da<br />
Tschechien in großem Umfang russische Energieträger<br />
bezogen hat und teils noch bezieht.<br />
Im Hinblick auf die Nutzung von SMR hat der Energieversorger<br />
CEZ zwischen 2019 und 2021 eine Reihe<br />
von Memoranda of Understanding mit den SMR-<br />
Entwicklern Rolls Royce, GE Hitachi, NuScale, EDF,<br />
Westinghouse, KHNP und Holtec unterzeichnet. Im<br />
März 2022 hat CEZ ein Gelände in Temelin als möglichen<br />
Standort für einen Pilot-SMR designiert und im<br />
Februar 2023 wurden zwei Kohlekraftwerksstandorte,<br />
Dětmarovice and Tušimice, als mögliche Standorte von<br />
weiteren SMR-Anlagen zur Konversion der Kohlestandorte<br />
benannt. Im November 2023 veröffentlichte die<br />
Regierung eine SMR Roadmap. Dort geht man von<br />
einem Szenario der Errichtung von rund 2,8 GW Kapazität<br />
in Form von 5 bis 15 SMR-Anlagen aus sowie von<br />
Stromgestehungskosten von rund 110 Euro pro MWh.<br />
Die Anlagen könnten in den dreißiger und vierziger<br />
Jahren errichtet werden, wobei 45 potentielle Standorte<br />
identifiziert wurden.<br />
Im Bereich SMR gibt es auch tschechische Eigenentwicklungen<br />
wie zwei LWR-Konzepte, CR-100 und<br />
DAVID, einen sehr kleinen Fluoridreaktor (Energy<br />
Well), einen gasgekühlten Hochtemperaturreaktor<br />
( HeFasto) sowie ein Kooperationsprojekt der vier<br />
Visegrád-Staaten (Tschechien, Ungarn, Slowakei, Polen)<br />
mit einem schnellen, gasgekühlten Reaktor (Allegro).<br />
Eine Besonderheit ist der Teplator, ein nur zur Wärmeversorgung<br />
konzipierter Reaktor vom CANDU-Typ, der<br />
auch bestrahlte Brennelemente anderer Reaktoren<br />
ohne aufwendige Wiederaufarbeitung des Brennstoffs<br />
nutzen können soll. Die einheimischen Projekte werden<br />
aber auf einem niedrigeren Technology Readiness<br />
Level eingeschätzt als die internationalen, so dass ihre<br />
Realisierung fragwürdig erscheint.<br />
Ungarn – frühe Entscheidung und konsequente<br />
Umsetzung<br />
Ungarn kann wie Tschechien als early adopter neuer<br />
Kernenergie bezeichnet werden, da schon 2007 in<br />
einem energiewirtschaftlichen Regierungsbericht zwei<br />
neue Blöcke für das Kernkraftwerk Paks vor geschlagen<br />
wurden, was 2009 die Zustimmung des Parlamentes<br />
enthielt. Während der folgenden Vor bereitung eines<br />
internationalen Ausschreibungs verfahrens entschied<br />
sich die ungarische Regierung zu einer Auftragsvergabe<br />
ohne Ausschreibung und unterzeichnete im<br />
Januar 2014 einen Vertrag mit Rosatom über die Errichtung<br />
von zwei Blöcken mit je 1.200 MW elektrischer<br />
Leistung. Zuvor hatte die EU dem Planungs entwurf<br />
für ein Projekt dieses Umfangs zugestimmt. Die<br />
Finanzierung von 10 Milliarden der Gesamtkosten von<br />
12 Milliarden Euro wird von Russland mit über 11 Jahre<br />
festgeschriebenen Zinsen bereitgestellt, wobei Ungarn<br />
die erste Rate des Kredits erst nach Inbetriebnahme<br />
des ersten Blocks bezahlen muss. Dies wurde 2021<br />
auf das Jahr 2031 festgesetzt. Eine umweltrechtliche<br />
Erlaubnis für das Projekt wurde im September 2016,<br />
eine Standortgenehmigung im März 2017 erteilt. Die<br />
Europäische Kommission leitete sowohl wegen der Auftragsvergabe<br />
als auch der Finanzierungsregelung wettbewerbsrechtliche<br />
Prüfungen ein, beschied aber beide<br />
im November 2016 bzw. März 2017 jeweils positiv. Die<br />
Euratom Supply Agency kürzte allerdings die Laufzeit<br />
des Exklusivvertrags für Brennstofflieferungen durch<br />
Rosatom von 20 Jahren auf 10 Jahre, nach denen die<br />
Brennstoffbelieferung auch für andere Anbieter geöffnet<br />
werden muss.<br />
Die österreichische Regierung klagte 2018 gegen das<br />
Projekt Paks II wie schon zuvor gegen HPC und später<br />
gegen Mochovce 3 und 4 in der Slowakei vor dem<br />
EuGH. Dieser wies die Klage gegen Paks II aber im<br />
November 2022 ab. Im Juli 2020 wurde die Genehmigung<br />
für Paks II bei der ungarischen Atomaufsichtsbehörde<br />
beantragt, die nach einer Verlängerung der<br />
Prüfzeit die Genehmigung schließlich im August 2022<br />
erteilte. Im Januar 2023 kündigte der ungarische<br />
Energie minister eine Verzögerung des Projekts um<br />
zwei Jahre an, so dass mit einer Fertigstellung bis 2032<br />
gerechnet werden muss. Im September 2023 gab<br />
Rosatom bekannt, dass die Bauarbeiten (first concrete)<br />
Anfang 2025 beginnen werden.<br />
Darstellung Paks II<br />
Quelle: Paks II Ltd.<br />
Ausgabe 2 › März
Energy Policy, Economy and Law<br />
25<br />
Rumänien – aus alt mach neu<br />
Die Diskussion um Kernenergie in Rumänien war über<br />
die Jahre von der Renovierung (refurbishment) der<br />
bestehenden beiden CANDU-Reaktoren am Standort<br />
Cernavoda nach kanadischem Vorbild sowie von<br />
verschiedenen gescheiterten Anläufen geprägt, den<br />
Bau des dritten und vierten Blocks <strong>for</strong>tzusetzen. Im<br />
Oktober 2021 hat dann die rumänische Regierung den<br />
Integrierten Nationalen Plan für Energie und Klimawandel<br />
verabschiedet, der eine Renovierung der Blöcke<br />
1 und 2 sowie die Errichtung der Blöcke 3 und 4 vorsieht.<br />
Dem war eine Zusage der US-amerikanischen<br />
Regierung zur Finanzierung der Renovierung von Block<br />
1 sowie der Neubauten im Jahr 2020 vorange gangen,<br />
dem wiederum die Auflösung eines Vertrages zwischen<br />
der chinesischen CGN und dem rumänischen Betreiber<br />
<strong>Nuclear</strong>electrica vorangegangen ist. Im Dezember 2022<br />
wurde ein Gesetz verabschiedet, dass die Verhältnisse<br />
bei der Projektfinanzierung zwischen dem Staat und<br />
der Errichtungsgesellschaft Energo<strong>Nuclear</strong> regelt. Die<br />
Fertigstellung der Blöcke 3 und 4 wird für 2031 erwartet.<br />
Da bei Block 5 in Cernavoda nur minimale Vorarbeiten<br />
geleistet wurden, konzentrierte sich die Diskussion<br />
über mögliche weitere Kernkraftwerke auf einen<br />
neuen Standort in Transsylvanien an dem bis zu 2.400<br />
MW errichtet werden könnten, ohne dass es hierfür<br />
konkretere Planungen gäbe.<br />
Hinsichtlich des Einsatzes von SMR ist Rumänien<br />
Partner des US-amerikanischen Project Phoenix, einem<br />
Kooperationsprogramm zur Konversion von Kohlekraftwerksstandorten<br />
in Mittel- und Osteuropa in<br />
Kernkraftstandorte mittels SMR-Technologie. <strong>Nuclear</strong>electrica<br />
hat im November 2021 eine Vereinbarung mit<br />
NuScale über die Errichtung einer 12-Modul-Anlage<br />
des VOYGR-Reaktors geschlossen, für die im Mai 2022<br />
der Standort Doicești ausgewählt wurde. In einem<br />
Vertrag von NuScale mit der Projektgesellschaft<br />
Ro<strong>Power</strong> wurde das Projekt auf sechs Module reduziert<br />
und im Mai 2023 haben die Vereinigten Staaten angekündigt,<br />
dass in einer internationalen public-private<br />
partnership zusammen mit Japan, Südkorea und den<br />
Vereinigten Arabischen Emiraten 275 Millionen Dollar<br />
für die Weiterentwicklung des Projekts bereitgestellt<br />
werden.<br />
Bulgarien – Entscheidung nach langem Streit<br />
Mehrere Jahrzehnte wurde in der bulgarischen<br />
Politik und mit Kraftwerksbauern auch juristisch<br />
um die Errichtung von einem oder zwei neuen Kernkraftwerksblöcken<br />
am aktuellen Nuklearstandort<br />
Kozloduy oder dem neuen Standort Belene gestritten,<br />
mit der Folge, dass die Projekte immer wieder aufgenommen<br />
oder wieder abgesagt wurden und z.B. für<br />
den Standort Belene schon Komponenten von Rosatom<br />
vorhanden sind. Die jüngsten Schritte für den Standort<br />
Kozloduy waren die Entscheidung der Regierung<br />
im Januar 2021 dort ein neues Kraftwerk in anderer<br />
(als russischer) Technologie zu errichten, gefolgt<br />
vom Votum des Parlamentes im Januar 2023, in<br />
Verhandlungen mit der US-Regierung über die Errichtung<br />
eines AP1000 zu treten sowie Genehmigungsverfahren<br />
zu beschleunigen. Im Oktober 2023 stimmte<br />
die Regierung sowohl der Errichtung der ersten Neuanlage<br />
Kozloduy 7 zu als auch den vorbereitenden<br />
Arbeiten für einen weiteren Block, Kozloduy 8. Die<br />
erste Anlage soll 2033 in Betrieb gehen, die zweite zwei<br />
oder drei Jahre später.<br />
Im Dezember 2023 wurden vom Parlament 766 Millionen<br />
Euro für das Projekt bewilligt. Die Gesamtkosten<br />
sollen bei 6 Milliarden Euro pro Block liegen. Im Januar<br />
2024 wurde mit den Ausschreibungen für Kozloduy 7<br />
begonnen, wobei der Termin für die Inbetriebnahme<br />
auf 2035 verschoben wurde.<br />
Das Projekt in Belene wurde im Prinzip mit dem<br />
Beschluss zugunsten des Standortes Kozloduy 2021<br />
aufgegeben. Im Hinblick auf die Errichtung von SMR<br />
gibt es nur eine laufende Machbarkeitsstudie hinsichtlich<br />
des Ersatzes von Kohlekraftwerken durch<br />
die 77-MW-Module von NuScale.<br />
Slowenien – Konsenssuche für neue Kernkraft<br />
In Slowenien wurde seit einigen Jahren über einen<br />
zweiten Block am Standort des gemeinsamen slowenisch-<br />
kroatischen Kernkraftwerks Krško diskutiert<br />
und im Juli 2021 hat das Infrastrukturministerium eine<br />
Energiegenehmigung über eine Erweiterung des Standortes<br />
um 1.100 MW Leistung erteilt. Im September 2023<br />
hat der Betreiber GEN Energija Überlegungen angestellt,<br />
am Standort zwei neue Blöcke statt einem zu<br />
errichten. Die Regierung schloss sich diesen Überlegungen<br />
im November an unter der Bedingung, dass<br />
es ausreichend Nachfrage für den produzierten Strom<br />
gibt. Im Januar 2024 wurde eine überparteiliche<br />
Einigung unter Einbeziehung weiterer gesellschaftlicher<br />
Gruppen darüber erzielt, dass Slowenien langfristig<br />
Kernenergie nutzen wird und sein künftiger<br />
Strommix auf erneuerbaren Energien und Kernenergie<br />
beruht. Es wurde auch vereinbart, über die Frage der<br />
langfristigen Kernenergienutzung und die Errichtung<br />
eines zweiten Blocks in Krško ein Referendum abzuhalten.<br />
Eine mögliche Investi tionsentscheidung für ein<br />
solches Projekt könnte 2027 oder 2028 fallen.<br />
Estland – Neueinstieg mit SMR<br />
Da Estland mit rund 1,3 Millionen Einwohnern ein<br />
relativ kleines Land ist, und mit 8 bis 8,5 TWh Stromverbrauch<br />
und zwischen 10 und 12 TWh Stromerzeugung<br />
nur einen kleinen Elektrizitätsmarkt hat, wird<br />
über den Einstieg in die Kernenergie nur im Zusammenhang<br />
mit SMR-Technologie diskutiert. Mit Blick<br />
darauf wurde von der Regierung 2021 eine nationale<br />
Arbeitsgruppe Kernenergie eingerichtet. Vorangetrieben<br />
wird der Einstieg in die Kernenergie vor allem<br />
vom Unternehmen Fermi Energia, das auch eine Präferenz<br />
für den BWRX-300 von GE-Hitachi erkennen<br />
lässt und an dem Vattenfall beteiligt ist. Allerdings wird<br />
Vol. 69 (2024)
26<br />
<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
2021 wurde dann der Vertrag über die Errichtung von<br />
zwei AP1000 am Standort Khmelnitski unterzeichnet,<br />
die pro Einheit 5 Milliarden Dollar kosten und einen<br />
ukrainischen Wertschöpfungsanteil von 60 Prozent<br />
erreichen sollen.<br />
GE-Hitachi BWRX-300<br />
Quelle: Fermi Energia<br />
eine Technologieentscheidung erst zu einem späteren<br />
Zeitpunkt getroffen. Die Nationale Arbeitsgruppe Kernenergie<br />
des Klimaministeriums hält in einem Bericht<br />
vom Dezember 2023 einen Einstieg in die Kernenergie<br />
für möglich und empfiehlt eine Anlagengröße unter<br />
400 MW. Auf einer Kernenergietagung im Februar 2024<br />
wurde von Seiten Fermi Energia der Zeitpunkt einer<br />
möglichen Inbetriebnahme auf 2035 verschoben. Es<br />
werden für Planung und Genehmigung einschließlich<br />
des notwendigen Aufbaus einer entsprechenden Atomaufsicht<br />
rund viereinhalb Jahre veranschlagt. Estland<br />
möchte allerdings vermeiden, das erste europäische<br />
SMR-Projekt im Land zu haben.<br />
Derzeit befindet sich das Projekt eines estnischen<br />
Kernkraftwerks im Zustimmungsverfahren durch<br />
Regierung und Parlament, das möglichst noch in 2024<br />
abgeschlossen werden soll. Nach einer Review-Mission<br />
zur nuklearen Infrastruktur im Oktober 2023 gab<br />
die IAEA eine positive Einschätzung zum Stand der<br />
Vorbereitungen für ein ziviles Nuklearprogramm in<br />
Estland ab, was eine der Voraussetzungen für eine<br />
Zustimmung der politischen Institutionen ist.<br />
Ukraine – ehrgeizige Kernenergieplanung<br />
trotz Krieg<br />
Obgleich die Ukraine bereits einer der größten Kernkraftnutzer<br />
Europas ist, bestanden schon seit den<br />
Nuller- Jahren Pläne für einen deutlichen Ausbau der<br />
Kernenergie sowohl durch Fertigstellung der Blöcke 3<br />
und 4 des Kernkraftwerks Khmelnitski, als auch durch<br />
ganz neue Projekte. Für das Khmelnitski-Projekt waren<br />
nach der russischen Annexion der Krim nur noch<br />
KHNP aus Korea und die tschechische Skoda JS im<br />
Gespräch. 2020 erklärte KHNP darüber hinaus Interesse<br />
an einem Ausbau des Kernkraftwerks Riwne. Im<br />
September 2021 hat der ukrainische Kernkraftwerksbetreiber<br />
Energoatom eine Vereinbarung mit<br />
Westinghouse über die Errichtung von vier AP1000<br />
geschlossen. Davor sollte die Fertigstellung von<br />
Khmelnitski 4 das Pilotprojekt für die Zusammenarbeit<br />
mit Westinghouse werden. Für die ukrainischen<br />
Projekte sollen auch bereits gefertigte Komponenten<br />
für das beendete Neubauprojekt VC Summer in den<br />
Vereinigten Staaten verwendet werden. Im November<br />
Energoatom beabsichtigt auch an den Standorten<br />
Saporischschja, Riwne und Süd-Ukraine AP1000-<br />
Anlagen zu errichten, um bis 2040 24 GW Kernkraftkapazität<br />
zu erreichen statt derzeit 13 GW. Im Juni 2022<br />
haben Energoatom und Westinghouse vereinbart, die<br />
Zahl der zu errichtenden Reaktoren von fünf auf neun<br />
zu erhöhen. Im Januar 2023 hat das Kabinett dann dem<br />
Beginn der planerischen Vorarbeiten für Khmelnitski<br />
5 und 6 zugestimmt. Die Anlagen sollen im Zeitraum<br />
2030 bis 2032 fertig gestellt werden, was im Vergleich<br />
zu den anderen Projektfahrplänen in Europa sehr<br />
ehrgeizig erscheint.<br />
Im Bereich SMR hat die Ukraine sehr früh Interesse<br />
gezeigt und bereits 2018 mit Holtec <strong>International</strong> eine<br />
Vereinbarung getroffen, die beiden kleineren Blöcke 1<br />
und 2 des Kernkraftwerks Riwne durch sechs SMR-160<br />
zu ersetzen. Zu diesem Zweck wurde 2019 von beiden<br />
das Ukraine Module Consortium gegründet, dem<br />
auch das Staatliche Wissenschaftliche und Technische<br />
Zentrum für Kernenergie und Strahlenschutz (SSTC<br />
NRS) angehört. Das Projekt soll bis 2030 abgeschlossen<br />
werden. Im September 2021 hat Energoatom ein<br />
MoU mit NuScale über den möglichen Ersatz von<br />
Kohlekraftwerken durch den VOYGR unterzeichnet,<br />
nachdem zuvor eine Vereinbarung mit SSTC NRS<br />
über Zusammen arbeit im regulatorischen Bereich<br />
geschlossen wurde. Im April 2023 haben Energoatom<br />
und Holtec die Errichtung von insgesamt 20 SMR-<br />
160-Modulen insbesondere an Kohlekraftwerksstandorten<br />
vereinbart.<br />
Europäische politische und regulatorische<br />
Entwicklungen<br />
Seit der Einbeziehung der Kernenergie als eine klimafreundliche<br />
Technik im Rahmen der Taxonomie-<br />
Finanzmarktregulierung im Jahr 2022 ist sehr viel<br />
politische und regulatorische Bewegung im Bereich<br />
Kernenergie in der EU entstanden. Im politischen<br />
Bereich ist die markanteste Entwicklung die Initiierung<br />
der so genannten Nuklearallianz durch Frankreich im<br />
Februar 2023. Dieser in<strong>for</strong>mellen Gruppe von Staaten,<br />
die sich für die Nutzung und die Belange der Kernenergie<br />
– insbesondere der Gleichbehandlung mit den<br />
erneuerbaren Energien als CO2-arme Technologie in<br />
der europäischen Gesetzgebung – einsetzen, gehören<br />
neben Frankreich Belgien, Bulgarien, Estland, Finnland,<br />
Kroatien, die Niederlande, Polen, Rumänien, Schweden,<br />
die Slowakei, Slowenien, die Tschechische Republik<br />
und Ungarn an. Italien hat einen Beobachterstatus und<br />
das Vereinigte Königreich wird als Gast zu Treffen der<br />
Gruppe geladen. Im Mai 2023 wurde beim dritten<br />
Treffen der Nuklearallianz im Beisein der euro päischen<br />
Energiekommissarin Kadri Simson eine Erklärung mit<br />
Ausgabe 2 › März
Energy Policy, Economy and Law<br />
27<br />
ambitionierten Zielen für den Ausbau der Kernenergie<br />
in Europa verabschiedet. Im Mittelpunkt standen der<br />
Aufbau einer unabhängigen europäischen Lieferkette<br />
für die Kernenergie und der Bedarf an Kompetenz und<br />
Innovation für den Aufschwung der europäischen<br />
Nuklearindustrie.<br />
Laut der Erklärung soll es im Jahr 2050 in der EU eine<br />
installierte Kapazität an Kernkraft von 150 GW geben<br />
– im Vergleich zu rund 100 GW heute – was u.a. den<br />
Neubau von 35 bis 45 großen Kernreaktoren sowie<br />
etlicher SMR-Projekte er<strong>for</strong>derlich macht. Der Anteil<br />
der Kernenergie soll bei 25 Prozent gehalten werden.<br />
Ein solches Kernkraftprogramm soll einen zusätzlichen<br />
Beitrag zum europäischen Inlandprodukt in Höhe<br />
von 92 Milliarden Euro leisten, 300.000 direkte und<br />
in direkte Arbeitsplätze schaffen und bis 2050 die<br />
Neu einstellung von 450.000 Mitarbeitern er<strong>for</strong>derlich<br />
machen. Es wird angestrebt, dass die EU sich stärker<br />
in die Entwicklung der Nuklearindustrie einbringt<br />
und u.a. Energiesicherheit, Dekarbonisierung und<br />
Netz stabilität auf europäischer Ebene sicherstellt<br />
sowie bessere Bedingungen für die Entwicklung und<br />
Errichtung neuer Kernkraftkapazität einschließlich<br />
besseren Zugangs zu Finanzmitteln schafft. Bei<br />
Sicherheit und Entsorgung sollen hohe Sicherheitsstandards<br />
im Sinne der internationalen best practice<br />
gelten und der In<strong>for</strong>mationsaustausch zwischen den<br />
Aufsichtsbe hörden intensiver werden. Die EU soll<br />
zur Sicherung eines qualifizierten Arbeitskräftereservoirs<br />
für die Kerntechnik sowie zu Forschung<br />
und Inno vation insbesondere hinsichtlich Laufzeitverlängerungen,<br />
kleinen und <strong>for</strong>tschrittlichen Reaktoren<br />
beitragen.<br />
Bei aktuellen energie- und klimabezogenen EU-Gesetzgebungsverfahren<br />
macht sich inzwischen ein anderer<br />
Umgang mit der Kernenergie als in den vergangenen<br />
Jahren bemerkbar. So wurde etwa in den von der<br />
Europäischen Kommission im Juni 2023 erlassenen<br />
Delegierten Rechtsakten zur Umsetzung der Wasserstoffstrategie<br />
im Rahmen der Richtlinie über erneuerbare<br />
Energien anders als in der Richtlinie selbst der<br />
Weg zur Nutzung von Kernenergie im Energiemix als<br />
eine mögliche Energiequelle für die Erzeugung von<br />
„grünem“ Wasserstoffs unter bestimmten Bedingungen<br />
eröffnet. Zu diesen gehört, dass für die zur Wasserstofferzeugung<br />
tatsächlich eingesetzte Strommenge<br />
entsprechende Mengen zertifizierten erneuerbaren<br />
Stroms nachgewiesen werden. Im Rahmen der in<br />
Erarbeitung befindlichen Regelungen zur Dekarbonisierung<br />
des Gas- und Wasserstoffmarktes soll künftig<br />
darüber hinaus gehend nach dem Vorschlag der<br />
Kommission eine Definition von low carbon Technologien<br />
eingeführt werden, die dann auch der Kernkraft<br />
zugutekommen kann.<br />
Bei den im Februar 2024 abgeschlossenen Trilog-<br />
Verhandlungen zwischen Europäischer Kommission,<br />
Ministerrat und Europäischem Parlament über den<br />
Net-Zero Industry Act (NZIA) hat man die vorläufige<br />
Einigung erzielt, eine einheitliche Liste strategischer<br />
Technologien in das Gesetz aufzunehmen, zu denen<br />
auch die Kerntechnik gehört. Dabei sind etablierte<br />
Technologien wie LWR-Anlagen ebenso eingeschlossen<br />
wie neuartige Anlagentypen der vierten Generation<br />
oder SMR-Technologie. Auch Anlagen des Brennstoffkreislaufs<br />
sind eingeschlossen, so dass auch diese<br />
Standorte und die Fertigung von Komponenten von<br />
vereinfachten Genehmigungsverfahren profitieren<br />
können. Die Entwicklung der er<strong>for</strong>derlichen industriellen<br />
Infrastruktur für den Ausbau der Kernenergie<br />
soll auch durch die Möglichkeit der Priorisierung<br />
solcher Projekte in der öffentlichen Auftragsvergabe<br />
erleichtert werden.<br />
Ebenfalls im Februar 2024 startete die Europäische<br />
Kommission die SMR-Industrieallianz, die die Entwicklung<br />
von SMR in Europa in den frühen dreißiger<br />
Jahren erleichtern und dabei auch konkrete Projekte<br />
unterstützen soll. In einem Strategischen Aktionsplan<br />
sollen technisch ausgereifte und vermarktungsfähige<br />
Technologien zur Unterstützung, mögliche Lücken<br />
in der europäischen SMR-Lieferkette und deren<br />
Schließung, Investitionshindernisse und Investitionsmöglichkeiten<br />
und neue Finanzinstrumente für die<br />
SMR-Entwicklung sowie der künftige Forschungsbedarf<br />
für SMR und AMR (Advanced Modular Reactors)<br />
identifiziert werden. Bestehende Kompetenzdefizite<br />
sollen aufgedeckt und im Rahmen des Euratom<br />
Forschungs- und Ausbildungsprogramms sowie auf<br />
nationaler Ebene behoben werden. Die SMR-Industrieallianz<br />
wurde von der Kommission in den Kontext<br />
ihres klimapolitischen Vorschlags für Emissionsreduktionen<br />
bis 2040 gestellt, als Beitrag zu einer Energiewirtschaft,<br />
die bis dahin kein CO2 mehr ausstoßen soll.<br />
Im Zusammenhang mit dem Rahmen für NZIA<br />
Academies, die die Umsetzung der Ziele des Net-Zero<br />
Industry Acts unterstützen sollen, soll in der SMR<br />
Industrieallianz eine europäische Nuklearakademie<br />
aufgebaut werden.<br />
Fazit<br />
Europa war lange Zeit beinahe nur Zaungast der<br />
Entwicklung der Kernenergie außerhalb Europas und<br />
der Sektor war gekennzeichnet von Wankelmütigkeit<br />
hinsichtlich einzelner Projekte, ganzer Programme<br />
und sogar der Kernkraft insgesamt, wenn man sich<br />
ver gegenwärtigt, dass sogar in Frankreich 2015 ein<br />
kleiner Atomausstieg beschlossen wurde, der inzwischen<br />
Gegenstand einer sehr kritischen Aufarbeitung<br />
durch einen Untersuchungssauschuss der<br />
französischen Nationalversammlung geworden ist.<br />
Innerhalb weniger Jahre hat sich das Bild komplett<br />
gedreht und in vielen Staaten Europas stehen die<br />
Zeichen auf Expansion und langfristige Nutzung der<br />
Kernenergie. Diese auch für die deutsche kerntechnische<br />
Industrie und Forschung sehr erfreuliche<br />
Entwicklung begann schon deutlich vor dem Krieg in<br />
der Ukraine, wurde aber durch diesen geopolitischen<br />
Wendepunkt deutlich gefestigt und beschleunigt.<br />
Vol. 69 (2024)
28<br />
<br />
Energy Policy, Economy and Law<br />
Die plötzliche Unsicherheit der Energieversorgung,<br />
die zeitweilig drastische Preisentwicklung und eine<br />
dauerhafte Heraus<strong>for</strong>derung durch eine höhere<br />
Volatilität und die verringerte Robustheit der Energieversorgung<br />
haben Regierenden und Bevölkerungen<br />
in vielen Staaten Europas – hinsichtlich der Bevölkerung<br />
sogar in Deutschland – deutlich vor Augen<br />
geführt, dass die stetige, weitgehend preisstabile,<br />
umweltfreund liche und beim Brennstoff gut zu bevorratende<br />
Kernenergie auch im Zeitalter des Ausbaus<br />
erneuerbarer Energien große Vorteile und einen<br />
erheblichen gesamtwirtschaftlichen und gesellschaftlichen<br />
Nutzen bietet. Auch die jüngste Entscheidung<br />
der US-Regierung über ein Moratorium des Ausbaus<br />
der Flüssiggasexport kapazität aus Umweltgründen<br />
zeigt den Wert der Kernenergie, wenn es darum<br />
geht, die Energieversorgung von auswärtigen Entscheidungen,<br />
internationalen politischen Verwerfungen<br />
und ausgeprägten Preis volatilitäten unabhängig<br />
zu machen. Dies ist gerade für industrielle<br />
Stromabnehmer mit ihrer hohen Preis sensibilität<br />
entscheidend und so überrascht es nicht, dass neben<br />
dem heute zentralen Aspekt der Klima politik auch die<br />
industrielle Wettbewerbsfähigkeit und sogar das<br />
Ziel einer Reindustrialisierung – also nicht Deindustrialisierung<br />
– eine wesentliche Begründung und<br />
Motivation für den Ausbau der oder den Einstieg in die<br />
Kernenergie darstellt.<br />
Lehrstühlen in der Kerntechnik, den Ausbau der<br />
Helmholtz<strong>for</strong>schung national und in europäischer<br />
Kooperation sowie eine positive und förderliche<br />
Exportpolitik und Genehmigungspraxis unterstützen.<br />
Auch wenn es aus heutiger Perspektive unwahrscheinlich<br />
erscheint, dass in Deutschland wieder neue<br />
Kernkraftwerke errichtet werden, so würden die<br />
Bürger und die Wirtschaft in einem offenen europäischen<br />
Energiemarkt auch hierzulande vom zusätzlichen<br />
Stromangebot durch neue Kernkraftwerke bei<br />
unseren Nachbarn profitieren.<br />
Autor<br />
Nicolas Wendler<br />
Leiter Presse und Politik<br />
KernD (Kerntechnik Deutschland e. V.)<br />
nicolas.wendler@kernd.de<br />
Nicolas Wendler ist seit August 2013 Leiter Presse und<br />
Politik von Kerntechnik Deutschland e. V./ Deutsches<br />
Atom<strong>for</strong>um e. V. und war davor seit März 2010 als<br />
Referent Politik dort beschäftigt. Er war zuvor als<br />
<strong>International</strong>er Referent für die inter nationalen<br />
Beziehungen der Jungen Union Deutschlands zuständig<br />
und hat unter anderem Themen der Energie-, Klima- und<br />
Wirtschaftspolitik für die Organisation bearbeitet. Wendler hat in München<br />
und Bordeaux Politische Wissenschaft sowie Volkswirtschaftslehre und (Nord-)<br />
Amerikanische Kulturgeschichte studiert.<br />
Und Motivation sowie Durchhaltewillen sind durchaus<br />
notwendig, wenn die oben beschriebenen Programme<br />
verwirklicht werden sollen, denn ganz schnell und<br />
ganz einfach können diese nicht umgesetzt werden,<br />
wie die meisten Zeitpläne der verschiedenen Staaten<br />
zeigen. Gleichwohl kommen die geplanten Projekte bei<br />
konsequenter Umsetzung rechtzeitig für die klimapolitischen<br />
Vorgaben – die so genannte Klimaneutralität<br />
der EU soll bekanntlich bis 2050 erreicht werden<br />
– und diejenigen Staaten, die ihre Kernkraftwerke im<br />
Bestand nicht abgeschaltet haben, sondern diese vielmehr<br />
deutlich länger betreiben, können auch die<br />
lange Planungs- und Bauphase sowie einen Teil der<br />
Amortisationsperiode neuer Anlagen mit den verlässlich<br />
günstigen Produktionskosten abgeschriebener<br />
Kernkraftwerke überbrücken. Eine große Gemeinsamkeit<br />
lässt sich in den unterschiedlichen Programmen<br />
hinsichtlich des Verhältnisses zwischen klassischen<br />
großen Kernkraftwerken und SMR-Anlagen erkennen:<br />
praktisch überall wird primär einmal die Errichtung<br />
großer neuer Anlagen verfolgt und ggf. durch ein SMR-<br />
Programm oder SMR-Aktivitäten ergänzt.<br />
Für die kerntechnische Branche in Deutschland<br />
eröffnen sich langfristig gute Geschäftsmöglichkeiten<br />
in der europäischen Kernenergie und er<strong>for</strong>dern<br />
nicht nur eine Kompetenzerhaltung, sondern einen<br />
Aufwuchs des Personals sowie industrielle Forschung<br />
und Entwicklung auf hohem Niveau. Bundes- und<br />
Landesregierungen sollten die Entwicklung akzeptieren<br />
und eine deutsche Beteiligung etwa durch die<br />
Nachbesetzung sowie auch die Schaffung von neuen<br />
Ausgabe 2 › März
Operation and New Build<br />
29<br />
A Review of Applications of<br />
Virtual Reality and Serious<br />
Games in <strong>Nuclear</strong> Industry<br />
Training Scenarios<br />
› Jeffrey Gibson, Prof. Alvaro Uribe Quevedo, Prof. Filippo Genco, Prof. Akira Tokuhiro<br />
1. Introduction<br />
Over the past decade, immersive technologies such as<br />
Virtual Reality (VR) have left the realm of high-end<br />
applications in industry and research, moving to the<br />
consumer-level space with several applications aiming<br />
to become ubiquitous in productivity, education, health<br />
care, and predominantly entertainment, with video<br />
games and their derivatives in the <strong>for</strong>m of exergames<br />
and serious games. VR allows recreating experiences<br />
otherwise difficult to replicate in real life because of<br />
health hazards or the availability of specialized equipment.<br />
Such a feature is enabling VR to become a key<br />
industrial technology with applications that can greatly<br />
benefit training in general. To better understand the<br />
current role of immersive technologies in nuclear<br />
power plant settings, a scoping literature review was<br />
conducted to further understand how both VR and<br />
game design are being adapted and adopted in the<br />
nuclear sector while identifying trends and opportunities<br />
as the technology continues evolving.<br />
While games <strong>for</strong> entertainment is a huge industry, the<br />
recent availability of VR has spiked the adoption of this<br />
technology. While VR and the application of game<br />
design principles in scenarios other than entertainment<br />
has been established since the 1990’s the recent<br />
availability of both consumer-level headsets and software<br />
development tools such as the Unity and Unreal<br />
game engines, have made it possible to increase the<br />
adoption and adaptation to scenarios not conceivable<br />
in purely high-end industrial and research settings.<br />
The use of games <strong>for</strong> applications other than entertainment,<br />
led to the creation of “Serious Games”, that is,<br />
games whose main purpose is learning, skills development,<br />
and not entertain. However, it is important to<br />
note, that fun and an engaging user experience is<br />
critical <strong>for</strong> the success of serious games. Serious games<br />
have become an effective learning tool that can be<br />
applied to both academic and industrial environments<br />
as it provides learning mechanics that are engaging<br />
and can facilitate learning. For example, Serious Games<br />
need some construct to describe what they are, and<br />
how to analyze them. The Learning Mechanics-Game<br />
Mechanics (LM-GM) <strong>for</strong>malism is described as a<br />
mechanism <strong>for</strong> the study of serious games.<br />
The goal of this review is to study the combination of<br />
VR and Serious Games in industry applications, more<br />
specifically <strong>for</strong> nuclear workers. We will discuss the<br />
findings from the review and look <strong>for</strong> opportunities not<br />
yet fulfilled by academic study.<br />
2. Extended Reality<br />
Virtual Reality technology has rapidly evolved in recent<br />
years, “bringing a wide range of application areas due<br />
to its flexibility to adapt to different problems and<br />
domains” [1] This has also brought different interpretations<br />
of what VR is. In this paper, VR is the<br />
experience in which participants are fully immersed<br />
in the virtual environment provided by head-mounted<br />
displays (HMD)<br />
2.1. Definitions<br />
To begin with some definitions, Extended Reality (XR)<br />
is an umbrella term <strong>for</strong> Virtual Reality (VR), Augmented<br />
Reality (AR), and Mixed Reality (MR) [2] . Specifically,<br />
according to Peterson [2] :<br />
Augmented Reality (AR) – Computer rendered image<br />
or data that is overlaid over the real world where your<br />
brain is actually located. It is the addition of sensory<br />
input to your brain while your brain is getting its normal<br />
sensory input from its surroundings.<br />
Mixed Reality (MR) – A variant on Virtual Reality in<br />
which part computer rendered 3D elements and part<br />
photographed real elements are combined into an<br />
immersive experience that simulates a user’s physical<br />
presence in the environment.<br />
Virtual Reality (VR) – In pure VR, the brain is getting<br />
all its sensory input from a time and place other than<br />
Vol. 69 (2024)
30<br />
<br />
Operation and New Build<br />
Meta Quest 2 HTC Lenovo<br />
Fig. 1.<br />
Representatives of three XR headsets.<br />
where the brain is located, and the person is able to<br />
interact with that other time and place as if the body<br />
were actually there. Commercial and technological<br />
realities often mean this is a computer rendered 3D<br />
environment that is intended to be immersive, often<br />
interactive, and simulate a user’s physical presence in<br />
the environment. However, guiding a robot with a<br />
camera where your VR headset is displaying the reality<br />
around the robot is Virtual Reality. The person is<br />
virtually, but not really, there. Implementation is<br />
usually through a virtual reality headset.<br />
The benefits of VR, AR, MR can be leveraged in different<br />
ways <strong>for</strong> the various applications, systems, and<br />
respective solutions demanded by the nuclear industry.<br />
The papers reviewed as a part of this literature review<br />
cover many different applications of VR from worker<br />
training, assessment, and planning, to education.<br />
2.2. Technology<br />
In terms of hardware, VR, AR, and MR are all <strong>for</strong>ms of<br />
immersive technologies and share some common<br />
features that present various levels of sensory stimuli.<br />
Visual feedback is the most predominant among all of<br />
these technologies, followed by auditory and haptic<br />
feedback. An important distinction to highlight is the<br />
various modes that make these technologies suitable<br />
<strong>for</strong> many applications in training and education: <strong>for</strong><br />
example, VR experiences can be deployed in immersive<br />
and non-immersive modes where some users wear a<br />
headset to experience the full 3-D realm while others<br />
experience the virtual environment through a regular<br />
flat screen. (i.e., computer monitor or mobile device)<br />
In terms of AR, typical installments require users to<br />
hold a mobile device on their hands while pointing the<br />
camera at the locations being tracked by the software<br />
and visually augmented through the display. However,<br />
recent advances have produced headsets that use<br />
diverse arrays of mirrors and biconvex lenses to provide<br />
stereoscopic immersive AR that mimics the<br />
holography effect caused by MR headsets. Finally, MR<br />
headsets represent devices that are capable of high<br />
processing capabilities to mix computer graphics with<br />
real-time tracking of complex environments. Three<br />
representative headsets are shown in Figure 1.<br />
2.3. Ergonomics<br />
An important aspect of XR is to consider the user’s<br />
characteristics of the technology and headsets. While<br />
the demographics of workers in the nuclear industry<br />
covers a broad age range, there is a general aging of the<br />
work<strong>for</strong>ce [3] and it must be considered that workers<br />
not brought up in the era of video games, or workers<br />
not familiar with video games, might have a more<br />
difficult time adapting to the headsets and controllers,<br />
and the techniques of moving through or controlling<br />
mechanisms in the VR environment. Ef<strong>for</strong>ts must be<br />
made to make the technology accessible <strong>for</strong> all workers<br />
in the industry.<br />
Wearing and use of gaming hardware (headset, “wand”-<br />
based motions, “clicking”, etc.) and the inherent skills<br />
needed to “maneuver” in a virtual environment require<br />
practice, a measure of dexterity and as such, may be<br />
dependent on the age of the user since usage. As such<br />
both familiarity and dexterity with the hardware and<br />
software, as well as the common “gaming” <strong>for</strong>mat may<br />
reveal a demographic skew, but also represents an<br />
opportunity <strong>for</strong> generational interactions in training<br />
and engineering and design. Thus, importantly it<br />
pits younger and older generations in nuclear and<br />
associated disciplines.<br />
2.4. Digital Twins<br />
The term Digital Twin was embodied in the concepts<br />
of Industry 4.0 “Through <strong>for</strong>mal requirements management,<br />
and the development of high-fidelity dynamic<br />
models used in simulations of the system, manufacturers<br />
can validate the design against the requirements<br />
in the early stages of the process. The resulting<br />
high-fidelity model from this process is typically<br />
referred to as the Digital Twin” [4] . Based on this<br />
description, any deviation from being 100% accurate<br />
could have serious consequences. Significant deviation<br />
could even have catastrophic consequences.<br />
Ausgabe 2 › März
Operation and New Build<br />
31<br />
VR Serious Games by contrast can very significantly<br />
from being 100% accurate and not cause any serious<br />
or catastrophic consequences. At worst, they might<br />
portray an inaccurate scenario to the player. In fact, <strong>for</strong><br />
most complex game scenarios, optimization is critical<br />
so as to not overtax the CPU+GPU of the game console<br />
or headset and still provide a smooth experience <strong>for</strong><br />
the player. Thus it is possible to look at a game as being<br />
70% accurate <strong>for</strong> example and still able to be useful in<br />
its role as an immersive training tool. For the nuclear<br />
industry, this might pose a dilemma and thus must be<br />
studied in detail.<br />
It is this aspect of the VR Serious Game that the papers<br />
focuses on, leaving out the Digital Twin related papers<br />
from this review.<br />
2.5. Need <strong>for</strong> Virtual Reality Training<br />
One might ask if we really need VR specifically <strong>for</strong> our<br />
training instead of just a 2D video or physical training<br />
to teach people. There exist situations where different<br />
dangers exist yet are virtually undetectable by human<br />
senses and putting a trainee into that environment<br />
poses an unnecessary risk (e.g. <strong>Nuclear</strong> Safety workers<br />
exposed in a radiation field). The trainee and workers<br />
in those environments could easily be in harm’s way<br />
without knowing it. In these cases, immersive and<br />
realistic VR will allow the trainee to experience the<br />
hazardous situation and learn how to handle it without<br />
any danger to themselves. Haptic feedback can help to<br />
add a new sensory input when they are being exposed<br />
to the hazard. Building muscle memory by repeating<br />
the training in the VR environment will ensure that<br />
trainees have the best chance of not being injured once<br />
exposed to real-world hazards [5] . By adding in a serious<br />
game design, learning can be optimized and the<br />
competition to beat the previous score will aid in improved<br />
learning. [6] Some examples are shown below in<br />
Table 1.<br />
Hazard Sense Training<br />
Odourless<br />
Colorless Gases<br />
No sight, no smell<br />
Use of sensors,<br />
protective gear<br />
High Voltage No sight Distance,<br />
protective gear<br />
High RF power<br />
(eg radar)<br />
No sight,<br />
Distance,<br />
detectors<br />
<strong>Nuclear</strong> Hazards No sight, no smell Time, Distance,<br />
Shielding<br />
Tab. 1.<br />
Hazardous Training Cases Where VR training Has a Key Benefit.<br />
3. Serious Games<br />
Alvarez et al state, “Serious Games are IT applications<br />
that combine aspects of tutoring, teaching, training,<br />
communications and in<strong>for</strong>mation, with an entertainment<br />
element derived from videogames. By offering<br />
this combination, the programs aim to make practical,<br />
utilitarian content (serious) enjoyable (game).” [7] Or put<br />
another way by Alvarez:<br />
“Serious game designers thus use people’s interest<br />
in videogames to capture their attention <strong>for</strong> pur poses<br />
that go beyond pure entertainment. To achieve this,<br />
designers must combine two types of scenarios:<br />
⁃ the first one being utilitarian,<br />
⁃ and the second purely recreational.<br />
Thus, Utilitarian Scenario + Videogame Scenario =<br />
Serious Game” [7]<br />
3.1. Background<br />
Serious Games have been studied since the 1960s, but<br />
their study in the digital era began in the 1980s as<br />
computer-based video games became common. Their<br />
effectiveness was highly focused on pedagogical studies<br />
in a school environment up until the mid-2000s when<br />
their use began in industrial training environments.<br />
However, a <strong>for</strong>mal way to analyze games was lacking<br />
at that time.<br />
“While there is a consensus on the instructional<br />
potential of Serious Games (SGs), there is still a lack of<br />
methodologies and tools not only <strong>for</strong> design but also to<br />
support analysis and assessment. Filling this gap is<br />
one of the main aims of the Games and Learning<br />
Alliance (GALA, www.galanoe.eu) European Network<br />
of Excellence on Serious Games (SGs), which has a focus<br />
upon pedagogy-driven SGs.” [7]<br />
This missing methodology was developed by Arnab<br />
et al [8] in 2015 based on previous work by Bedwell<br />
et al [9] and Lim et al [10] . They termed it Learning<br />
Mechanics and Game Mechanics.<br />
3.2. Learning Mechanics-Game Mechanics<br />
The Learning Mechanics and Game Mechanics model<br />
(LM-GM) is a game-play analysis tool, as well as a<br />
conceptual design tool (Arnab et al., 201 [8] ). The model<br />
is used as an analysis tool, attempting to map in-game<br />
actions to pedagogical intents. Figure 2 represents<br />
possible learning and game mechanics nodes.<br />
The general organization of the table is high-level<br />
concepts on the right column, core components in the<br />
center column and supporting mechanics that support<br />
the core.<br />
Arnab et al. (2017) [11] note that “the model is descriptive<br />
and not prescriptive, in the sense that it allows its users<br />
to freely relate learning and gaming mechanics to<br />
describe SG situations by drawing a map and filling a<br />
table.”<br />
Learning Mechanics describe essential high-level<br />
activities, grounded in learning sciences, that have<br />
Vol. 69 (2024)
32<br />
<br />
Operation and New Build<br />
Fig. 2.<br />
The Learning Mechanics-Game Mechanics Model. The nodes are specific LM-GM items that can be used to analyze and design games.<br />
(Based on work developed by Arnab et al. [11] )<br />
learning as the primary objective; Game Mechanics<br />
define the essential gameplay activity and can be based<br />
on learning mechanics, assessment mechanics, or<br />
both.” [11] Put simply,<br />
GM = rules of the game<br />
LM = learning goals from the game<br />
The overall framework also includes a detailed description<br />
of the meaning of each featured mechanics. [9][10]<br />
While some of the definitions may be self-evident, the<br />
meaning of each term is grounded in the academic<br />
framework created by Bedwell et al [9] and Lim et al [10]<br />
See Appendix A <strong>for</strong> definitions of the mechanics.<br />
The overall model is somewhat overwhelming, so it is<br />
helpful to look at an example of it used to illustrate how<br />
it works.<br />
3.3. Case Study – Circuit Warz Game<br />
Circuit Wars is a fictional game involving an apocalyptic<br />
scenario <strong>for</strong> teaching electronics and electrical<br />
engineering. [12] The Circuit Warz project was created<br />
to investigate if creating a compelling, engaging,<br />
immersive and competitive environment to teach<br />
electronic circuit theory and principles would increase<br />
student engagement. [13]<br />
The authors (Callaghan et al) analyzed the game using<br />
the LM-GM model and created a mapping of the two<br />
aspects as shown in Table 2. The Learning Mechanics<br />
desired in the game were identified, and then the<br />
appropriate Game Mechanics to meet the Learning<br />
Mechanics goals were identified. The Game Mechanics<br />
were clarified by some suggestions on how they might<br />
be implemented.<br />
The result of the exercise provides an effective map of<br />
how the game might be designed. Often the next<br />
exercise in the design process would be to create a map<br />
of how each level in the game might flow while using<br />
the implementations.<br />
At the end of this discussion on LM-GM, it should be<br />
noted that according to Arnab, “Future game designers<br />
should note that the Learning Mechanics and Game<br />
Mechanics model is not meant to be a “silver bullet” <strong>for</strong><br />
creating games. Additionally, Arnab et al. (2017) notes,<br />
“naively transcribing instructional methods to gamebased<br />
learning may be detrimental to gameplay.<br />
Instead, this model simply allows users to freely relate<br />
mechanics and learning by drawing a map and filling<br />
a subsequent table.” [11]<br />
3.4. Demographics<br />
There are not a lot of studies of the age demographics<br />
of the current nuclear work<strong>for</strong>ce but a representative<br />
data set is shown in Figure 3.<br />
The age of the work<strong>for</strong>ce is highly skewed to a demographic<br />
that did not grow up playing video games at a<br />
young age. However, the age demographics in video<br />
game play show that a wide range of ages are regular<br />
players. It can be seen shown in Figure 4 (study<br />
developed by Statista), that even at the 51 – 64 year age<br />
(i.e. the oldest cohort of NPP workers) they represent<br />
9% of the players. Taking the entire cohort of<br />
35 – 64 years which represents the more senior demographic<br />
of the NPP, the total percentage of gamers is<br />
40%. This shows that we can’t focus on only the young<br />
employees in designing a training serious game <strong>for</strong><br />
nuclear workers.<br />
Ausgabe 2 › März
Operation and New Build<br />
33<br />
Game mechanic Implementation Learning mechanic Description<br />
Cut scene/Story<br />
Pre-rendered videos explain the game<br />
objectives, mechanics and outcomes<br />
through storytelling<br />
Instructional<br />
Backstory sets game scenario. Planet is under<br />
imminent threat of invasion. Player must fix the<br />
giant laser to defeat the invaders<br />
Tutorials<br />
Cascading in<strong>for</strong>mation<br />
Tutorials at start guide user through<br />
basics mechanics of movement etc.<br />
Guidance/Tutorial<br />
Player is guided through the initial stages of<br />
game by in<strong>for</strong>mative graphics and cut scenes.<br />
Simulate/Response<br />
Player must select correct value of<br />
component(s) in circuit to achieve<br />
required output values/response.<br />
Observation, Analyse<br />
Experimentation<br />
Modelling, Hypothesis<br />
Game play tasks such as correctly biasing<br />
circuits provide the player with a sense of<br />
empowerment.<br />
Movement<br />
Time pressure<br />
Capture/elimination<br />
Navigate player quickly in levels using<br />
first person shooter approach<br />
Time constraints on level. Add tension,<br />
pressure/urgency with sentinel attacks<br />
Action/Task<br />
Per<strong>for</strong>ming interactive tasks successfully and<br />
completing levels/destroying sentinels provides<br />
a sense of progress, player satisfaction and<br />
game mastery.<br />
Strategy/planning<br />
Flexible design of level layout and<br />
circuit puzzles to allow different game<br />
completion strategies to emerge.<br />
Explore, modelling<br />
Explore level layout and complete in timely<br />
manner. Deeper understanding of circuit theory/<br />
analysis through modelling/heuristics<br />
Levels, Feedback<br />
Assessment<br />
Meta-game<br />
Advance to next level. Score shows<br />
time taken, stage, accuracy and level of<br />
understanding of task completed<br />
Feedback<br />
Motivation<br />
Assessment, Reflect<br />
Level score rein<strong>for</strong>ces sense of understanding<br />
and progress to maintain motivation. Provides<br />
benchmark <strong>for</strong> reflection process<br />
Competition<br />
Rewards<br />
Game leader board and achievements<br />
Competition<br />
Motivation, Incentive<br />
Public leader board/achievement allows student<br />
to com pare their score/per<strong>for</strong>mance.<br />
Behavioural<br />
Momentum<br />
Game play repeats itself through multiple<br />
levels to cause a shift in player behaviour.<br />
Repetition<br />
Repetitive gameplay rein<strong>for</strong>ces behaviour change.<br />
Score improvement using multiple strategies<br />
Tab. 2.<br />
The LM-GM Breakdown of the Case Study. [12]<br />
It seems obvious that age demographics should play a<br />
role in both game design and the effectiveness of a<br />
game. Birk et al (2017) writes “There are clearly vast<br />
differences in the historical, cultural, technological, and<br />
game experiences of an 18 – 55 year-old demographic,<br />
yet we tend to treat them as a single group in games<br />
user research.” [16] It seems that at least until recently<br />
(2017), game design did not take age into account.<br />
Fig. 3.<br />
The age demographics of the <strong>Nuclear</strong> work<strong>for</strong>ce in the United States [14]<br />
Fig. 4.<br />
Distribution of video gamers in the United States in 2022, by age group.<br />
Based on work by J.Clement and Statista. [15]<br />
However, based on research by Birk et al (2017), it<br />
seems like this is a missing design factor. The authors<br />
found [16] :<br />
“As age increases, there is:<br />
⁃ An increasing preference <strong>for</strong> casual and puzzle<br />
games and a declining preference <strong>for</strong> per<strong>for</strong>mancerelated<br />
games.<br />
⁃ A decline in per<strong>for</strong>mance as a motive to play.<br />
⁃ An increase in completion-focused player styles like<br />
achiever, mastermind, and seeker, and a decline in<br />
per<strong>for</strong>mance-focused player styles like conqueror,<br />
survivor, and daredevil.<br />
⁃ A decline in the identification as a ‘gamer’.<br />
⁃ An increase in enjoyment, ef<strong>for</strong>t, and tension and<br />
greater satisfaction of autonomy, relatedness, and<br />
presence.<br />
⁃ A decline in competence (which normally co-varies<br />
with other experiential factors), which is partially<br />
explained by an accompanying decline in experienced<br />
intuitive control.”<br />
Vol. 69 (2024)
34<br />
<br />
Operation and New Build<br />
It would appear from their study, that if a game is to be<br />
effective across the typical population at a <strong>Nuclear</strong><br />
<strong>Power</strong> Plant, it must take the age demographic into<br />
account. However, if a game is too focused on the older<br />
demographic, it may in turn be less effective in the<br />
younger demographic.<br />
3.5. Gamification vs Serious Games<br />
A final concept to clarify is that of “Gamification.”<br />
Gamification can be defined as the use of game-like<br />
features to enhance an otherwise non-game service to<br />
add value to a user’s experience in using the service<br />
which in turn produces a positive business impact. [17]<br />
This definition has been added to contrast Gamification<br />
with the Serious Games that we focus on in this<br />
review.<br />
4. Generative AI<br />
Almost no area of our lives will be unaffected by<br />
Machine Learning/Generative AI in the future. Machine<br />
Learning is heavily used by the gaming industry today,<br />
predicting actions and identifying the most valuable<br />
players to have better outcomes. [18] From helping game<br />
designers create more realistic dialogue and behaviour<br />
from Non-Player Characters (NPC) [19] to creating new<br />
levels on the fly [20] , Generative AI will radically change<br />
gameplay in the future. As such, it is important to<br />
understand the basic concepts involved.<br />
Machine Learning - the use and development of<br />
computer systems that are able to learn and adapt<br />
without following explicit instructions, by using<br />
algorithms and statistical models to analyze and draw<br />
inferences from patterns in data. [21]<br />
Artificial Intelligence - the theory and development of<br />
computer systems able to per<strong>for</strong>m tasks that normally<br />
require human intelligence, such as visual perception,<br />
speech recognition, decision-making, and translation<br />
between languages. [22]<br />
Generative AI - refers to artificial intelligence that can<br />
be used to create new content, such as words, images,<br />
music, code, or video. Generative AI systems are<br />
powerful because they are trained on extremely large<br />
datasets, which could potentially take advantage of<br />
nearly all the in<strong>for</strong>mation on the internet. Today‘s<br />
generative AI models produce content that often is<br />
indistinguishable from that created by humans. [23]<br />
Research into Generative AI <strong>for</strong> game applications is<br />
just in its infancy, and few peer-reviewed articles deal<br />
with Serious Games and Virtual Reality. Thus, it is not<br />
included in this literature review, but its importance<br />
requires that it be mentioned in this paper.<br />
5. Literature Review<br />
5.1. Review Criteria<br />
The criteria <strong>for</strong> the literature review are summarized<br />
in Table 3 below.<br />
In all, 144 papers were studied [5-13, 25, 28-34, 36-38, 41-160] based<br />
on a variety of search criteria including serious<br />
games, VR, AR, XR, Virtual Reality and <strong>Nuclear</strong>. A rigid<br />
<strong>for</strong>malism such as PRISMA [24] was not used <strong>for</strong> this<br />
review.<br />
Given the rapid changes in VR technology, nuclear-specific<br />
papers older than 2000 were excluded from the<br />
study, as seen less relevant or impacting in 2023. Papers<br />
involving Serious Games specifically were included<br />
from 2000 onwards given that a great deal of the study<br />
of Serious Games began in that timeframe. Furthermore,<br />
papers that were only involved in pedagogical<br />
studies of the use of Serious Games <strong>for</strong> students were<br />
excluded, given the goal of finding opportunities <strong>for</strong><br />
industry.<br />
A lot of in<strong>for</strong>mation regarding industrial use of VR<br />
appears in corporate literature and corporate white<br />
papers. Given that these were not academically focused,<br />
and were not peer-reviewed, they were excluded as<br />
well.<br />
5.2. Reviewed Papers Analysis<br />
A indicated above 144 papers were reviewed <strong>for</strong> this<br />
study. Many of the papers were themselves review<br />
papers, so these were used to find additional papers,<br />
but were not included in the analysis. Some papers<br />
were seminal in the development of Virtual Reality<br />
Training or Serious Games concepts but were very old<br />
Criteria Inclusion Exclusion<br />
Timeline <strong>Nuclear</strong> Specific > 2000 <strong>Nuclear</strong> Specific < 2000<br />
Documents Academic Papers, <strong>Journal</strong>s, Conference Proceedings Books, Commercial publications<br />
Keywords<br />
Language<br />
<strong>Nuclear</strong> Training Serious Games VR Virtual Reality<br />
Augmented AR XR Industry<br />
English<br />
Digital Twins, Pedagogical, school<br />
Tab. 3.<br />
Literature Review Criteria Focusing on Serious Games and Virtual Reality<br />
Ausgabe 2 › März
Operation and New Build<br />
35<br />
(according to the category/time frame explained<br />
earlier) so they were also not included in the analysis.<br />
In the end, 96 papers were analyzed. Their content is<br />
summarized in the charts below.<br />
Figure 5 shows that there were a lot of papers focused<br />
on <strong>Nuclear</strong> VR training without any game aspect to it.<br />
Also, it shows how prevalent papers were regarding<br />
Health and Safety and Academic training.<br />
Fig. 7.<br />
“Five immersive technology categories with the number of papers in each<br />
category indicated in the pie chart and the percentage in the legend<br />
(a total of 44 papers were included in SLR).” (Fracaro et al 2022) [25]<br />
Fig. 5.<br />
The breakdown of 96 papers comparing papers that were focused<br />
on serious games, and those that were focused on VR training.<br />
In Figure 6, we examined the specific combination of<br />
Serious Games and VR. Here we see that the number of<br />
papers focused on VR training with Serious Games is<br />
much lower in total – 45 out of 96 but very noticeably<br />
the <strong>Nuclear</strong> VR Training with Serious Games is much<br />
lower – just 2 papers compared to 28 <strong>for</strong> VR alone.<br />
5.3. Virtual Reality Literature Review<br />
Given that a review of VR Literature was done by the<br />
author and others in 2023 [27] , it seems not very helpful<br />
to repeat a full review of VR Literature in general.<br />
Rather, the detailed review will focus more specifically<br />
on papers that involve both Serious Games and VR<br />
research. This is more critical <strong>for</strong> this review and<br />
topical to the goals of this paper.<br />
However, it is useful to repeat the summary of takeaways<br />
from the previous paper [27] . These are summarized<br />
in Table 4.<br />
5.4. Virtual Reality and Serious Games Literature<br />
Review<br />
When the existing literature was examined <strong>for</strong> both<br />
Serious Games and VR research, only 31 papers were<br />
found to have both characteristics. These were broadly<br />
categorized into the following areas:<br />
Academic (1)<br />
Oil/Chemical Industry (1)<br />
First Responder (6)<br />
Health/Safety (21)<br />
<strong>Nuclear</strong> (2)<br />
Fig. 6.<br />
The breakdown of the papers that were just about the<br />
use of Serious Games in academics, and those that used<br />
Serious Games in Academic and Industrial training.<br />
Interestingly, one other literature review paper did a<br />
similar analysis, also showing that the prevalence of<br />
VR combined with Serious Games was very small in<br />
comparison to other training methods as shown in<br />
Figure 7. [25]<br />
As recently as October 2023 a conference on Serious<br />
Games [26] has no mention in the proceedings of any<br />
nuclear focused VR Serious Games so even as recently<br />
as this, there seems to be no focus on this particular<br />
area.<br />
These papers will be examined in more detail below.<br />
5.4.1. Academic<br />
While there are many papers covering VR or Serious<br />
Games <strong>for</strong> Academic purposes, surprisingly only one<br />
appeared that was involved in both. In “Game-like<br />
Environments <strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong> Engineering Education<br />
Using GECK” the study interestingly “explores a new<br />
game engine called Garden of Eden Creation Kit (GECK)<br />
to enhance teaching and content retention of some<br />
concepts in nuclear reactor engineering” [28] . While this<br />
can’t fit into the real <strong>Nuclear</strong> VR/Serious Game category<br />
because its “trainees” were high school students and<br />
college-age students, it does show promise <strong>for</strong> being<br />
able to identify that this age group has “enormous<br />
Vol. 69 (2024)
36<br />
<br />
Operation and New Build<br />
VR Topic<br />
Worker Training<br />
Post-Secondary Education<br />
Planning and Assessment<br />
Open Source<br />
Partnering<br />
Job Briefing and Overview<br />
Human interface design<br />
Labour<br />
Takeaway<br />
⁃ The application of VR <strong>for</strong> training purposes is timely and profound.<br />
⁃ Exposing and familiarizing workers with unsafe, impossible, or impracticable scenarios.<br />
⁃ Once a training program is created, the ease to upscale the application makes it<br />
a powerful tool <strong>for</strong> managers.<br />
⁃ Using VR to simulate industrial-grade laboratories, and other plant activities allow<br />
<strong>for</strong> early access and exposure to the environments in which a graduate will be expected<br />
to work once they enter the work<strong>for</strong>ce.<br />
⁃ By adding VR and AR tools to the planning arsenal, managers can expect to see<br />
fewer surprises and more predictable outcomes, especially as higher fidelity models<br />
are developed.<br />
⁃ It would benefit all companies with goals to develop VR to cultivate a space<br />
<strong>for</strong> the sharing of methodologies via a version of the Open Source initiative<br />
⁃ Partnering with post-secondary institutions and research centers will help explore and<br />
determine paths to follow <strong>for</strong> establishing long-lasting relationships to solidify research<br />
and development capacity<br />
⁃ Cooperative training between different companies, institutions and vendors in a bootcamp<br />
environment can accelerate the adoption of more advanced VR models and tools<br />
⁃ The activity of briefing workers can be ameliorated by translating and conveying<br />
the work activities plan <strong>for</strong> the workers per<strong>for</strong>ming the work activity.<br />
⁃ The immersive nature of VR provides a more a profound awareness of the environment<br />
and task on which the worker is about to embark.<br />
⁃ The ease of adapting a VR model is minimum when compared to reconstructing<br />
a real-world model.<br />
⁃ This allows <strong>for</strong> more iterations and there<strong>for</strong>e improvements with each revision<br />
when designing a human interface.<br />
⁃ The challenges that will be faced by companies wishing to develop and<br />
deploy VR solutions to industrial systems will primarily be labour related.<br />
Tab. 4.<br />
A Summary of Takeaways from the Previous Literature review of VR Topics<br />
potential to grab the undivided attention of kids<br />
ranging from 13 to 23 years of age.”<br />
5.4.2. Oil/Chemical Industry<br />
Again, we have many VR papers in the Oil/Chemical<br />
industry but only one that combines it with Serious<br />
Games. [29] In “Perceptions of the use of virtual reality<br />
games <strong>for</strong> chemical engineering education and professional<br />
training” the authors found “that students<br />
and professionals believe that IVR games are useful <strong>for</strong><br />
learning. A comparison of the two groups revealed that<br />
professionals were more accepting of the technology<br />
compared to students. Students presented concerns<br />
with the use of the technology <strong>for</strong> classroom<br />
learning.”<br />
5.4.3. First Responder<br />
In this category, more papers were found that studied<br />
both VR and Serious Games. Areas such as VR Mine<br />
Rescue [30] Training, Evacuation Training [31] and Indoor<br />
Fire Simulation [32] all benefited from Serious Games/<br />
VR training because they are “highly engaging and<br />
promote greater cognitive learning” [31] Further “the<br />
reduced prices of hardware and software expedited the<br />
rise of the VR/AR immersive training experiences.” [32]<br />
Interestingly and perhaps in refute of a common<br />
preconception, the miners “were aged between 24<br />
and 64 years and had up to 40 years of mines rescue<br />
experience. Questionnaire data and learning outcome<br />
measures showed that these miners were<br />
able to effectively engage with, and learn from, this<br />
VR training regardless of their age or mining<br />
experience” [30]<br />
5.4.4. Health and Safety<br />
This category was overwhelming the most common<br />
area where Serious Games met VR. In “Using Serious<br />
Games in Virtual Reality <strong>for</strong> Automated Close Call and<br />
Contact Collision Analysis in Construction Safety” [33] ,<br />
they presented “a novel approach <strong>for</strong> the automated<br />
assessment of players data… The proposed method<br />
gathers and processes the data within a serious game<br />
<strong>for</strong> instant personalized feedback. The application<br />
focuses on close calls and contact collisions between<br />
construction workers and hazards like equipment,<br />
harmful substances, or restricted work zones. The<br />
results demonstrate the benefits and limitations of<br />
safety in<strong>for</strong>mation previously unavailable, or very<br />
hard or impossible to collect.”<br />
A commonly cited paper is “Virtual reality training<br />
system <strong>for</strong> maintenance and operation of high-voltage<br />
overhead power lines” [34] . As per previous discussion<br />
Ausgabe 2 › März
Operation and New Build<br />
37<br />
a key part of VR training benefits is practicing in a safe<br />
environment <strong>for</strong> handling undetectable hazards. This<br />
paper describes its work as “The general aim of this<br />
work was to provide electric utilities a suitable work<strong>for</strong>ce<br />
training system to train and to certify operators<br />
working in complex and unsafe environments.” Their<br />
finding was that “The system has demonstrated to be a<br />
cost-effective tool <strong>for</strong> transferring skills and knowledge<br />
to new workers while reducing the time and money<br />
invested in their training.” [34]<br />
In the direct Health field, papers find that “the use of<br />
augmented reality and virtual reality games has promising<br />
potential, especially <strong>for</strong> safety training and<br />
rehabilitation” [35]<br />
In more industrial settings such as mechanical<br />
assembly operations and industrial plants, authors<br />
discuss such things as “delivering learning content in<br />
the <strong>for</strong>m of short educational games by using a common<br />
technological plat<strong>for</strong>m based on virtual, interactive<br />
and immersive reality.” [36] Additionally, they find “the<br />
players can improve their own management abilities<br />
through repetitive random sessions” [37]<br />
5.4.5. <strong>Nuclear</strong> Sector<br />
Lastly, we examine the only two papers in which<br />
the <strong>Nuclear</strong> Industry used Serious Games with VR<br />
approaches to training. The authors of one paper,<br />
describe the difficulties in training in a NPP environment<br />
“Factors such as radiation levels as well as the<br />
likelihood of hindering ongoing operations make it<br />
difficult to carry out training at actual sites. Traditional<br />
methods of repeating a task over and over again also<br />
cannot be realistically employed in many operating<br />
facilities” [38] They take an interesting approach to providing<br />
the VR Serious Game environment: “The model<br />
is a fairly realistic representation of the TRIGA facility<br />
developed using Unreal Engine III. Unreal Engine III is<br />
part of a commercial PC game, Unreal Tournament III,<br />
which was released in 2007 by Epic Games.”<br />
The other paper, published in 2009, describes the<br />
approach where “first responders can “play” and,<br />
hence, experience and emulate the operational and<br />
emergency scenarios of a plant through these specifically<br />
developed interactive and 3-D graphical models<br />
of nuclear facilities.” While its date would indicate that<br />
the accuracy of the plant is a far cry from what can be<br />
achieved today, and not specifically calling out Serious<br />
Games, the focus at least matches our goals of exploring<br />
the use of games.<br />
5.5. Summary of Findings<br />
Table 5 summarizes the key findings highlighted by<br />
this study.<br />
6. Discussion<br />
The review has shown that the separate studies of<br />
Serious Games and Virtual Reality go far back in history<br />
– to the 1960s <strong>for</strong> both Serious Games and <strong>for</strong> VR<br />
training. Large leaps <strong>for</strong>ward in technology in the<br />
post-2000 era have exponentially improved the<br />
technology <strong>for</strong> producing realistic VR environments.<br />
Great improvements in the analysis and design have<br />
occurred using the Learning Mechanics/Game Mechanics<br />
model <strong>for</strong> Serious Games. Combining these two<br />
have shown significant success in the Health and<br />
Safety, and First Responder fields but less so in the Oil/<br />
Chemical and <strong>Nuclear</strong> fields.<br />
It has been shown that success using Serious Games/<br />
VR is possible <strong>for</strong> a wide age group while rein<strong>for</strong>cing<br />
that a younger work<strong>for</strong>ce will naturally be more<br />
adept. [39][40] This is a somewhat surprising but welcome<br />
finding. It was also found that older players (40+) have<br />
different goals in playing video games than younger<br />
players. Thus, game designers must try to engage all<br />
demographics in their games. Generate AI may be a<br />
powerful tool <strong>for</strong> customizing gameplay tailored to the<br />
demographics of the player. Generate AI may also be<br />
a powerful tool <strong>for</strong> generating new levels of games, as<br />
Topic<br />
Academic<br />
Oil/Chemical Industry<br />
First Responder<br />
Health/Safety<br />
<strong>Nuclear</strong><br />
Finding<br />
⁃ Great uptake amongst younger employees<br />
⁃ Professionals were more accepting of the technology compared to students.<br />
⁃ Highly engaging and promote greater cognitive learning.<br />
⁃ VR training is effective regardless of age or experience<br />
⁃ Can collect in<strong>for</strong>mation previously unavailable, or very hard or impossible to collect.<br />
⁃ Training can be provided <strong>for</strong> environments where invisible hazards exist.<br />
⁃ Cost-effective<br />
⁃ Repetitive sessions improve abilities<br />
⁃ Repetitive sessions are more easily accomplished.<br />
⁃ Leveraging the experience of the gaming industry can help greatly<br />
Tab. 5.<br />
Summary of Findings<br />
Vol. 69 (2024)
38<br />
<br />
Operation and New Build<br />
Fig. 8.<br />
A graph showing that as players age, their dexterity <strong>for</strong> games that<br />
require skill and reaction time reduces compared to the younger cohort.<br />
players master the initial levels created by the<br />
designer.<br />
Work by Birk et al, [16] demonstrates a strong preference<br />
<strong>for</strong> game type (e.g. puzzle vs adventure) with age. Their<br />
work can be characterized by the graph shown in<br />
Figure 8. Their work included results from different<br />
game types-achiever, mastermind, and seeker <strong>for</strong> low<br />
per<strong>for</strong>mance and conqueror, daredevil, and survivor<br />
<strong>for</strong> high per<strong>for</strong>mance. Their work was recharacterized<br />
in Fig. 8 as per<strong>for</strong>mance roughly correlates to skill<br />
level.<br />
The graph shown then would indicate that games may<br />
need to be less per<strong>for</strong>mance-oriented to be tailored<br />
to the older demographic. This, of course, risks less<br />
engagement by the younger demographic. Short of<br />
creating two different games, or using Generate AI,<br />
some trade-offs will have to be made in game design to<br />
reach the full demographic.<br />
Given the success of the Health and Safety fields in<br />
leveraging Serious Games/VR, their examples could<br />
be used as a model <strong>for</strong> improving the update and<br />
success in the nuclear field. There are a diverse set of<br />
use cases that all could be applied to nuclear industry<br />
applications.<br />
It has also been promising to find evidence of the costeffectiveness<br />
<strong>for</strong> the Serious Game/VR approach. While<br />
this is probably just as true <strong>for</strong> the VR alone approach,<br />
it does indicate that adding the Serious Game side does<br />
not likely increase costs.<br />
Some interesting results also indicate that data collection<br />
can be much more effective using this approach.<br />
This was a potential benefit that was not mentioned as<br />
one of the potential benefits of the approach.<br />
7. Conclusions<br />
The following are the major findings of this literature<br />
review.<br />
⁃ The literature review rein<strong>for</strong>ces that large opportunities<br />
exist <strong>for</strong> study in the area of Serious Games<br />
combined with VR Training.<br />
⁃ The lack of papers and research in this area, as<br />
compared to VR Training on its own, shows that the<br />
need exists and should be explored. Specifically,<br />
there are very few papers to be found in the area of<br />
<strong>Nuclear</strong> Training.<br />
⁃ Serious Games can be effectively designed and<br />
analyzed using the Learning Mechanics-Game<br />
Mechanics model, resulting in more effective<br />
Serious Games.<br />
⁃ We can conclude that the Serious Game/VR<br />
approach is effective across a wide range of industries<br />
and age groups. It can also provide us with<br />
insights by providing data that might be very hard<br />
to collect using other approaches.<br />
⁃ There is an indication that this is a cost-effective<br />
approach based on the low cost of headsets and the<br />
relatively low accuracy required of a game versus a<br />
Digital Twin.<br />
⁃ There is no global standard <strong>for</strong> VR radiation protection/detection/shielding<br />
training in industry<br />
⁃ Industry focuses on training as opposed to education,<br />
and Serious Games can be effective <strong>for</strong><br />
training<br />
The final conclusion is that further research in this area<br />
will be valuable and can contribute to the greater use<br />
and acceptance of Serious Games combined with VR<br />
training within the <strong>Nuclear</strong> Industry as well as providing<br />
more impacting tools in this area.<br />
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Appendix A<br />
Definitions of Learning and Game Mechanics terminology<br />
Mechanic<br />
Definition<br />
Action/Task An approach to learning involving individuals working on real<br />
projects, possibly with group support (collaborative/cooperative learning) to<br />
assist members reflect on their experience and to plan next actions<br />
Analyze Related to diagnostic tests to identify weaknesses, and used so that<br />
these might be addressed in a more focused manner.<br />
Assessment Measurement of the progress and achievement of a learner<br />
(typically through quizzes, examinations or even projects).<br />
Behavioural Momentum Leveraging the tendency of players to keep doing<br />
what they have been doing by rewarding repetitive and consistent action to<br />
give confidence and motivate players to continue the game<br />
Competition Competitive learning is often used as an extracurricular<br />
activity to develop creativity and problem solving skills. Game theory offers<br />
techniques <strong>for</strong> <strong>for</strong>mulating competition between parties that wish to reach an<br />
optimal position.<br />
Cut/Scene A game segment that exists solely to provide detail and exposition<br />
to the story.<br />
Demonstration<br />
A pedagogical method related to problem-based learning<br />
Discover An inquiry-based learning mechanic (from constructivist learning<br />
theory) where the learner draws on past experiences and existing knowledge<br />
to discover new facts and relationships to solve problems.<br />
Explore A mechanism that encourages the learner to explore and experiment<br />
to uncover relationships, with much less of a focus on didactic training<br />
Feedback Oral or written developmental advice on per<strong>for</strong>mance so that<br />
the learner has a better understanding of values, standards, criteria, etc.<br />
Identify A social learning theory (or cognitive theory) that posits learning<br />
will most likely occur if there is a close identification between the observer<br />
and the model and if the observer also has a good deal of self-efficacy<br />
Ausgabe 2 › März
Operation and New Build<br />
43<br />
Instructional Where a facilitator or teacher provides learner support<br />
within a framework determined by the course leader<br />
Levels A location in a game. Also area, map, stage, dungeon. Several levels<br />
may be grouped into a world. Some games include special bonus stages or<br />
secret levels.<br />
Movement Based on how players or elements in games move from one<br />
point to another. Tile based movement allow players to move and explore a<br />
world which is divided into tiles in turns and amount of tiles moved. Physics<br />
based movement provides a greater sense of immersion as players feel as<br />
though they are inside the game environment<br />
Observation Observational learning (also referred to vicarious learning,<br />
social learning, modelling) is based on the concept that learning occurs as a<br />
function of watching, retaining and replicating the behaviour of others<br />
Plan A conditional no-regret learning mechanic associated to Bayesian<br />
learning and hypothesis testing. As with a given type of game and a given<br />
amount of in<strong>for</strong>mation, there may exist no learning procedure that satisfies<br />
certain reasonable criteria of per<strong>for</strong>mance and convergence. The learner has<br />
to strategically manage his or her resources to achieve an aggregate learning<br />
outcome.<br />
Questions/Answers An active learning mechanism linked with participation<br />
that encourages learners to use the questioning strategies to assess<br />
what they have learned, to develop their thinking skills<br />
Realism<br />
Making the gameplay as close to a real world scenario as possible.<br />
Repetition A method that uses traditional curriculum <strong>for</strong> students to<br />
practice at home or onsite. Although significant practice is per<strong>for</strong>med, higher<br />
order learning is not involved<br />
Rewards Feedback a player would receive <strong>for</strong> a worthy action Feedback a<br />
player would receive <strong>for</strong> a worthy action<br />
Selecting/Collecting Elements of virtual knowledge, competencies, or<br />
rewards can be represented by virtual objects, which can be collected by the<br />
player<br />
Simulate/Response “Replication of real-world events, situations, places,<br />
etc, in a controlled environment with the purpose of studying interactions<br />
and effects between various objects and controlling the extent to which the<br />
game changes in response to the player’s actions.”<br />
Simulation Often associated with role-play it is increasingly used with<br />
ICTbased learning activities <strong>for</strong> decision-making to simulate cause and effect<br />
Status Rank or level of the player with respect to the other players in the<br />
game. The objective of increasing status within the game community is<br />
powerful motivator to keep playing the game<br />
Strategy/Planning “Providing learners with guidance on self-planning,<br />
monitoring, and evaluation of in-game strategies or thinking about additional<br />
problem-solving strategies.”<br />
Time Pressure<br />
urgency<br />
Limited time to complete a level/game to give sense of<br />
Tokens cards and tokens can be used to add a layer of unpredictability to<br />
the game and determine game states<br />
Tutorials “Used with different meanings according to discipline, type of<br />
institution, level, and teaching and learning method that involves a tutor or<br />
peer.”<br />
Authors<br />
Jeffrey Gibson<br />
M.Sc. Physics<br />
Graduate Student at the Faculty of Engineering<br />
and Applied Science<br />
Ontario Tech University, Ontario, Canada<br />
Jeffrey.Gibson@ontariotechu.net<br />
Jeffrey Gibson is a graduate student in the Faculty of<br />
Energy Systems and <strong>Nuclear</strong> Science at Ontario Tech<br />
University in Oshawa, Ontario, Canada. His primary<br />
R&D interests are the application of Virtual Reality<br />
and Serious Games <strong>for</strong> training in the nuclear<br />
industry. He holds an M.Sc. in Physics from the<br />
University of Waterloo and has over 30 years of<br />
software development experience.<br />
Prof. Alvaro Uribe Quevedo<br />
Professor at the Faculty of Business<br />
and In<strong>for</strong>mation Technology<br />
Ontario Tech University, Ontario, Canada<br />
Alvaro.Quevedo@ontariotechu.ca<br />
Alvaro Joffre Uribe Quevedo is an Associate Professor<br />
in the Faculty of Business and In<strong>for</strong>mation Technology<br />
at Ontario Tech University where he teaches<br />
courses associated with immersive technologies,<br />
computer graphics, and game engines in the Game<br />
Development and Interactive Media Undergraduate<br />
program. His research focuses on immersive technologies<br />
focusing on usability with collaborations<br />
spreading through health sciences, inclusive design,<br />
and engineering applications.<br />
Prof. Filippo Genco<br />
Professor at the Faculty of Engineering<br />
and Applied Science<br />
Ontario Tech University, Ontario, Canada<br />
Filippo.Genco@ontariotechu.ca<br />
Filippo Genco is Associate Teaching Faculty in the<br />
Faculty of Energy Systems and <strong>Nuclear</strong> Science at<br />
Ontario Tech University in Oshawa, Ontario, Canada.<br />
His primary R&D interests are in development of<br />
advanced energy system, including next generation<br />
nuclear and renewable systems. He also holds<br />
expertise in computational material science and<br />
aeronautical engineering. He has nuclear and energy<br />
R&D experiences in Chile, United Arab Emirates, USA<br />
and Canada.<br />
Prof. Akira Tokuhiro<br />
Professor at the Faculty of Engineering<br />
and Applied Science<br />
Ontario Tech University, Ontario, Canada<br />
Akira.Tokuhiro@ontariotechu.ca<br />
Akira Tokuhiro is Professor in the Faculty of Energy<br />
Systems and <strong>Nuclear</strong> Science at Ontario Tech University<br />
in Oshawa, Ontario, Canada. His primary R&D<br />
interests are in development of advanced reactor<br />
concepts, including small modular reactors. He joined<br />
Ontario Tech University from NuScale <strong>Power</strong>. He has<br />
nuclear and energy R&D experiences in Switzerland,<br />
Japan, USA and Canada<br />
Vol. 69 (2024)
44<br />
<br />
Environment and Safety<br />
Initial review of methods<br />
used to determine the size of<br />
the Emergency Planning Zone<br />
› Mercy Nandutu, Jannat Mahal, Professor Filippo Genco, Professor Akira Tokuhiro, Mr. Chireuding Zeliang<br />
1. Introduction<br />
SMRs are defined as reactors with electrical power<br />
up to 300 MW per module [1] . Many SMRs are being<br />
developed <strong>for</strong> specialized electrical or energy markets<br />
where big reactors would be impractical or too costly.<br />
SMRs have the potential to meet the need <strong>for</strong> flexible<br />
power generation <strong>for</strong> a broader range of users and<br />
applications, such as replacing aging fossil power<br />
plants, providing cogeneration <strong>for</strong> developing countries<br />
with small electricity grids, remote and off-grid areas,<br />
and enabling hybrid nuclear/renewable energy<br />
systems. SMRs use modularization technologies to<br />
achieve the economics of serial production while<br />
reducing building time [1] . Various SMR technologies are<br />
being developed in different nations <strong>for</strong> example<br />
SMART <strong>for</strong> South Korea, KLt-40S <strong>for</strong> Russia, NuScale <strong>for</strong><br />
USA, UK SMR <strong>for</strong> the United Kingdom, DMS <strong>for</strong> Japan,<br />
CAREM <strong>for</strong> Argentina, and CAP200 <strong>for</strong> China, to<br />
mention but a few [2], [3], [4], [5], [6], [7] .<br />
SMRs offer lower and more predictable construction<br />
costs, shorter and more modular construction timelines,<br />
greater operational flexibility and safety, easier<br />
financing and siting, and more market opportunities.<br />
SMRs also could load follow and integrate with<br />
renewables and other technologies [8] . Currently, more<br />
than 80 Small Modular Reactor (SMR) designs are<br />
under development <strong>for</strong> a range of sophisticated uses<br />
and deployment phases [9] .<br />
Fig. 1.<br />
SMR Development by Country as of 2023<br />
Figure 1 provides a comparative view of the number<br />
of SMR designs in different countries. As of the year<br />
2023, the highest number of projects <strong>for</strong> advanced<br />
small modular reactor are in China. SMR development<br />
is progressing in Western nations with substantial<br />
private investment, including participation from small<br />
enterprises.<br />
The design, safety, and siting features of small modular<br />
reactors are unique, and they offer a larger range of<br />
applications. SMRs have numerous benefits, but they<br />
also have their share of drawbacks, just like any other<br />
system. One of the biggest obstacles to the deployment<br />
of SMRs is the lack of suitable Emergency Preparedness<br />
and Response (EPR) Plan, particularly in terms of the<br />
size of Emergency Planning Zones (EPZs). Considering<br />
the SMR EPZ sizing, the IAEA established a Coordinated<br />
Research Program (CRP) to develop approaches and<br />
methodologies <strong>for</strong> determining the appropriate size of<br />
EPZs [10] . It was in fact proposed that the CRP would<br />
include assessment of relevant design and safety<br />
features of SMRs and the extent of necessary offsite<br />
arrangements, by comparing design and site-specific<br />
technical basis, provided by SMR developers, nuclear<br />
regulators, emergency planners and users/utilities [10] .<br />
Upon successful deployment of the Small Modular<br />
Reactor Technology, a smaller yet appropriately sized<br />
EPZ is expected (stand-alone SMR), and this could result<br />
in significant cost savings <strong>for</strong> licensees without compromising<br />
the health and safety of the surrounding<br />
public [11] .<br />
According to the Canadian <strong>Nuclear</strong> Safety Commission<br />
(CNSC), the objectives of a nuclear emergency preparedness<br />
and response plan are [12] ;<br />
⁃ To prevent or mitigate the effects of accidental<br />
releases of nuclear substances and hazardous<br />
substances on the environment, the health<br />
and safety of persons, and the maintenance of<br />
security<br />
⁃ To regain control of the situation and prevent<br />
the escalation of the accident<br />
⁃ To protect workers and the public from deterministic<br />
and stochastic health effects of radiation<br />
exposure<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
45<br />
⁃ To provide medical assistance and manage the<br />
treatment of radiation injuries<br />
⁃ To protect property and the environment from<br />
contamination and damage<br />
⁃ To prepare <strong>for</strong> the resumption of normal social and<br />
economic activity<br />
It is important to note that Emergency Planning cannot<br />
be discussed without considering nuclear accidents<br />
and the relative risks associated with these accidents.<br />
In 1975, Professor N. Rasmussen produced a report<br />
<strong>for</strong> the <strong>Nuclear</strong> Regulatory Commission namely,<br />
WASH-1400, ‘The Reactor Safety Study’. WASH 1400 put<br />
into consideration the course of events that may arise<br />
during a serious accident at conventional modern Light<br />
Water Reactors. The report established the radiological<br />
consequences of these events and the probabilities at<br />
which they occur using the Fault Tree and Event Tree<br />
techniques which is known today as part of Probabilistic<br />
Risk (or Safety) Assessment (PRA/PSA). It was<br />
concluded that risks to individuals posed by nuclear<br />
power stations were acceptably smaller than other<br />
tolerable risks, in fact a conclusion was also drawn<br />
that the probability of a complete core meltdown is<br />
approximately 1 in 20,000 per reactor year [13], [14], [15] .<br />
Despite the significance and relevance of this new<br />
method introduced in the WASH-1400 report, a storm<br />
of criticism and several questions were raised years<br />
after its release. As soon as the report was published,<br />
several reports that either peer reviewed the methodology<br />
or judged the probabilities and consequences<br />
of various nuclear accidents at commercial reactors<br />
were developed [16], [17], [18] . To this date, several PRA<br />
related studies have been per<strong>for</strong>med to assess the risks<br />
associated with nuclear power plants. In more recent<br />
years (at NuScale <strong>Power</strong>), C. Williams et al, in her study<br />
to integrate defense-in-depth metrics into new reactor<br />
designs explains an approach <strong>for</strong> augmenting the<br />
traditional defense-in-depth philosophy with quantitative<br />
risk data from plant specific PRA in such a way<br />
that is well structured, can be used consistently and<br />
allows <strong>for</strong> a clear acceptance criterion [19] .<br />
2. Emergency Planning Zone<br />
Emergency Planning zones define the areas beyond the<br />
boundary of a reactor facility, in which implementation<br />
of operational and protective actions are or might be<br />
required during a nuclear emergency, to protect public<br />
health, safety, and the environment [20]. In 2015, the<br />
<strong>Nuclear</strong> Energy Institute published a white paper that<br />
provides a proposed approach <strong>for</strong> re-evaluating the<br />
size of the plume exposure pathway EPZ and the ingestion<br />
exposure pathway EPZ <strong>for</strong> SMRs. The paper argued<br />
that SMR designs have a significantly reduced potential<br />
<strong>for</strong> accident-related offsite releases, and there<strong>for</strong>e, the<br />
consequences from an accident involving an SMR facility<br />
are expected to have a limited impact on public<br />
health and safety. A suggestion was made that the EPZ<br />
size <strong>for</strong> an SMR facility should be determined using a<br />
dose/distance approach based on appropriate protective<br />
action guidelines established by Federal agencies,<br />
and that considers the consequences from a spectrum<br />
of accidents. Moreover, the paper also identified proposed<br />
changes to existing regulations and guidance<br />
documents to support the implementation of scalable<br />
EP requirements <strong>for</strong> SMR facilities. The proposed approach<br />
in this paper maintains consistency with the<br />
safety philosophy applied to large light water reactors,<br />
i.e., a framework that is technology-neutral, dose-based,<br />
and consequence-oriented [21].<br />
2.1 Regulatory History and Policy Considerations<br />
governing EPZ <strong>for</strong> SMR<br />
The USNRC has a compilation of a few documents that<br />
provide the regulatory history associated with NRC‘s<br />
consideration of establishing a scalable, dose-based,<br />
and consequence-oriented plume exposure pathway<br />
(PEP) emergency planning zone (EPZ) <strong>for</strong> small<br />
modular reactors (SMRs) [22] .<br />
It also summarizes the staff’s evaluation of potential<br />
policy issues associated with use of mechanistic source<br />
terms in DBA dose analyses and siting.<br />
Each nuclear power plant‘s EPZ size and shape is<br />
determined individually, considering specific site<br />
conditions, distinctive geographical features of the<br />
area, and demographic in<strong>for</strong>mation. EPZ-specific<br />
strategies offer a solid foundation to introduce further<br />
measures outside the planning zone in case highly<br />
improbable events occur [35]<br />
2.2 Radiological Safety<br />
People‘s perception of nuclear power plants‘ safety has<br />
been impacted by the historical nuclear accidents<br />
(Three Mile Island plant, Chernobyl, Fukushima Daiichi),<br />
which raised questions about the safety of nucler<br />
reactors. The lesson learned from the Fukushima accident<br />
is that it is necessary to emphasize the safety of<br />
nuclear power plants to enhance public acceptance of<br />
nuclear power and reduce the public’s fear of radiation<br />
(effects); some called “radiophobia”. Several researchers<br />
have conducted experiments that highlight the<br />
importance of thoroughly validating the anticipated<br />
safety features of SMRs. Consequently, it can be inferred<br />
that Small Modular Reactors (SMRs) have the capacity<br />
to provide improved radiological safety and robustness<br />
in the face of unplanned, service disruptions. The<br />
quantity and kind of radioactive materials that could<br />
be released into the environment after a nuclear accident<br />
are referred to as the „source term.“ A study done<br />
by Lulik [36] and his team used an empirical approximation<br />
to determine the source term based on the expression<br />
given as,<br />
Vol. 69 (2024)
46<br />
<br />
Environment and Safety<br />
S/N Document Year Title Relevance<br />
1 NUREG-0396 [23] 1978 Planning Basis <strong>for</strong> the Development of<br />
State and Local Government Radiological<br />
Emergency Response Plans in Support<br />
of Light Water <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Plants.<br />
Developed the technical basis <strong>for</strong> the 10-mile<br />
Plume exposure pathway EPZ and 50-mile<br />
ingestion pathway EPZ based on EPA PAGs<br />
2 NUREG-0654 [24 ] 1980 Criteria <strong>for</strong> Preparation and Evaluation<br />
of Radiological Emergency Response<br />
Plans and Preparedness in Support of<br />
NPPs.<br />
Provides a basis <strong>for</strong> NRC licensees and state<br />
and local governments to develop radiological<br />
emergency plans and improve emergency<br />
preparedness.<br />
It is also used by reviewers to determine the<br />
adequacy of Emergency plans<br />
3 SEC-93-092 [25] ;<br />
[Note SECY<br />
are U.S. NRC<br />
documents]<br />
1993 Issues Pertaining to the Advanced<br />
Reactor (PRISM, MHTGR, and PIUS)<br />
and CANDU 3 Designs and Their<br />
Relationship to Current Regulatory<br />
Requirements<br />
The issue of advanced reactors with passive<br />
design safety features being able to reduce EPZ<br />
requirements was raised.<br />
The NRC staff proposed no changes to the<br />
existing regulations governing Emergency<br />
Planning <strong>for</strong> advanced reactor licensees.<br />
4 SECY-97-020 [26] 1997 Results of Evaluation of Emergency<br />
Planning <strong>for</strong> Evolutionary and Advanced<br />
Reactors<br />
5 SECY-02-0139 [27] 2002 Plan <strong>for</strong> Resolving Policy Issues Related<br />
to Licensing Non-Light water reactor<br />
designs<br />
6 SECY-03-0047 [28] 2003 Policy issues related to licensing Non-<br />
Light-Water Reactor Designs<br />
7 SECY-10-0034 [29] 2010 Potential Policy, Licensing and Key<br />
Technical Issues <strong>for</strong> SMR designs<br />
8 SECY-11-0152 [30] 2011 Development of an Emergency Planning<br />
and Preparedness Framework <strong>for</strong> SMR<br />
The NRC staff determined that the rationale upon<br />
which Emergency Planning <strong>for</strong> current reactor<br />
designs is based is also appropriate <strong>for</strong> use as the<br />
basis <strong>for</strong> EP <strong>for</strong> evolutionary and advanced reactor<br />
designs and it is consistent with the state’s defense<br />
in depth philosophy.<br />
Four policy issues were identified and one of<br />
them is EPZ related, and it was about conditions<br />
that may reduce the EPZ including a reduction<br />
to the site EAB<br />
7 policy issues were solved and one of them<br />
was the issue of EPZ reduction.<br />
This document discussed offsite emergency<br />
planning requirements <strong>for</strong> SMRs.<br />
It addressed SMR accident source terms which<br />
are used <strong>for</strong> assessment of the effectiveness of<br />
the containment and plant mitigation features,<br />
site suitability and emergency planning<br />
The staff intended to develop a technology<br />
neutral, dose-based, consequence-oriented EP<br />
framework <strong>for</strong> Small Modular Reactor sites that<br />
considers various designs, modularity and<br />
collocation a size of EPZ.<br />
They also reviewed existing EP requirements and<br />
identified that all NRC licensed nuclear facilities use<br />
a dose/distance approach to establish their EPZ.<br />
Consequences from SMR related accidents may<br />
have limited effects on the public and this is a<br />
basis <strong>for</strong> a smaller EPZ<br />
9 EPA, PAG manual<br />
[31]<br />
2013 Protective Action Guides and Planning<br />
Guidance <strong>for</strong> Radiological Incidents<br />
Assist public officials in planning <strong>for</strong> Emergency<br />
response to radiological incidents<br />
2013 Current Status of the Source Term and<br />
10 Commission<br />
Memorandum [32] Emergency Preparedness Policy Issues<br />
<strong>for</strong> SMRs<br />
11 SECY-15-0077 [33] 2015 Options <strong>for</strong> Emergency Preparedness <strong>for</strong><br />
SMR and other new Technologies<br />
12 SECY-16-0012 [34] 2016 Accident Source Terms and Siting <strong>for</strong><br />
Small Modular Reactors and Non-light<br />
water reactors<br />
In<strong>for</strong>m the commission about recent activities<br />
and current status of the source term and EP<br />
issues regarding SMRs<br />
Seek the approval of the commission to initiate<br />
a rulemaking to revise regulations and guidance<br />
<strong>for</strong> EP <strong>for</strong> SMRs and other new technologies such<br />
as non-LWR and medical isotope facilities<br />
Status of staff activities related to SMR accident<br />
source terms and non-LWRs.<br />
It also summarizes the staff’s evaluation of potential<br />
policy issues associated with use of mechanistic<br />
source terms in DBA dose analyses and siting.<br />
Tab. 1.<br />
Key Documents that provide regulatory history associated with NRC’s consideration of establishing an EPZ <strong>for</strong> SMR.<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
47<br />
They also compared the empirical results addressing<br />
a hypothetical nuclear reactor accident, the Canadian<br />
<strong>Nuclear</strong> Safety Commission (CNSC) used MAAP4-<br />
CANDU to approximate release of radionuclides to the<br />
atmosphere through the accident [37] . While there<br />
may be some merit to the Figure below, significance<br />
requires additional scrutiny, if indeed the case <strong>for</strong><br />
SMRs. The equilibrium core used <strong>for</strong> verification<br />
consisted of four primary nuclides: Uranium-238 at a<br />
concentration of 5.65%, Uranium-235 at 49.19%,<br />
Plutonium-239 at 43.64%, and Plutonium-241 at 1.32%.<br />
This core represents an equilibrium CANDU core. Their<br />
study included over 40 radionuclides, in addition to<br />
Cesium-137. The empirical approach yielded a total<br />
Source Term of 6.97E+18 Bq, whereas the CNSC<br />
published data indi cates a total Source Term (magnitude)<br />
of 4.50E+18 Bq. The following graph illustrates<br />
how radionuclides with an extremely minimal source<br />
term are released when radioactive material is released<br />
due to a nuclear accident.<br />
non-nuclear risks that members of our society are<br />
already exposed to [39] .<br />
Accident Type Total number Fatality Rate<br />
Motor Vehicle 33,070 3E-4<br />
Falls 44,686 9E-5<br />
Fires 3,790 4E-5<br />
Drowning 13,000 3E-3<br />
Firearms 40,000 3E-4<br />
Air Travel 1,176 9E-6<br />
Falling Objects 2,227 1E-5<br />
Earthquakes 64,082 2E-5<br />
Lightening 130 5E-5<br />
Tornadoes 116 4E-7<br />
Hurricanes 16 4E-7<br />
<strong>Nuclear</strong> Reactor Accidents 3 5E-9<br />
Tab. 2.<br />
Average Risk of Fatality by Various Causes<br />
Table 2 justifies the safety of nuclear power as it<br />
provides the fatality rate and accidents have happened<br />
in the past, and nuclear power has the lowest numbers.<br />
Based on the data in Table 3, nuclear has the lowest<br />
greenhouse gas emissions.<br />
Fig. 2.<br />
Source term <strong>for</strong> significant radionuclides based on MAAP4-CANDU case study.<br />
The above graph indicates that SMRs are constructed<br />
with safety measures to minimize the likelihood of<br />
accidents and to confine any potential radionuclide<br />
emissions.<br />
2.3 Risk Mitigation<br />
One design element of SMRs that can greatly lessen<br />
the severity of an accident is their larger lateral<br />
surface area-to-volume (A/V) ratio. Compared to large<br />
light water reactors (LWRs), this larger A/V ratio<br />
can increase the removal of radioactive particles<br />
caused by natural phenomena after a nuclear accident.<br />
Be<strong>for</strong>e a radioactive release from the reactor core could<br />
happen, <strong>for</strong> instance, the cladding surrounding the<br />
fuel would have to give way, the pressure vessel‘s<br />
integrity would have to be compromised, and the<br />
containment structure surrounding the reactor would<br />
have to be breached. The creation of emergency<br />
planning zones surrounding the reactor, from which<br />
an evacuation is organized in advance, improves<br />
safety [38] . The Table, which is based on E. E. Lewis‘s<br />
book projects the risks that the public faces from<br />
nuclear reactor accidents and compares them with<br />
Energy Type Death Rate/Year Greenhouse<br />
Gas Emission<br />
Coal 24.6 820 tonnes<br />
Oil 18.4 720 tonnes<br />
Natural Gas 2.8 490 tonnes<br />
Biomass 4.6 78-230 tonnes<br />
Hydropower 1.3 34 tonnes<br />
Wind 0.04 4 tonnes<br />
<strong>Nuclear</strong> 0.03 3 tonnes<br />
Solar 0.02 5 tonnes<br />
Tab. 3.<br />
Death rates and greenhouse gas emission<br />
through different electrical plant [40]<br />
In the pursuit of shifting global energy systems from<br />
fossil fuels to low-carbon sources, a variety of energy<br />
alternatives are at our disposal, including nuclear<br />
power and renewable energy technologies like hydropower,<br />
wind, and solar. <strong>Nuclear</strong> energy and renewable<br />
energy sources generally produce very little carbon<br />
dioxide per unit of energy produced; they also significantly<br />
reduce local air pollution levels more effectively<br />
than fossil fuels do. Moreover, the mortality rate<br />
associated with nuclear power is exceptionally low<br />
Vol. 69 (2024)
48<br />
<br />
Environment and Safety<br />
compared to other energy sources. Publicizing certain<br />
portions of this data has the potential to enhance public<br />
trust in nuclear energy resources.<br />
3. Safety Assessment<br />
There is no system that is entirely risk free and there<strong>for</strong>e<br />
it is paramount to have some relative measures of<br />
safety to determine whether a reactor is safe enough.<br />
E.E. Lewis noted that the most acceptable key indicator<br />
of safety is usually in the <strong>for</strong>m of risk to the public as<br />
estimated <strong>for</strong> example probable number of deaths<br />
per year, disabilities per year or property damage per<br />
year. There are two problems that remain if an assumption<br />
is made that quantitative measure of risk can be<br />
settled on:<br />
1. The actual risk resulting from the presence of a<br />
reactor must be determined, and<br />
2. A level of risk that is acceptable to the public must<br />
be specified.<br />
Given that the two risks above have been established,<br />
it can be concluded that the reactor is safe enough if<br />
the actual risk does not exceed the acceptable risk.<br />
He also stated that, “the aversion of the public to catastrophic,<br />
albeit improbable events make it necessary to<br />
consider reactor accidents in relation to catastrophic<br />
but improbable accidents due to other causes.<br />
Figure 3 below shows a visual representation of the<br />
frequency of man-caused events with fatalities greater<br />
than N. A similar representation of the frequency of<br />
natural events with fatalities greater than N can be<br />
found in [39] .<br />
The legends of the graph in Fig. 3 are explained in<br />
detail; CR means Chronicle Releases, DF means Dam<br />
Failures, ACPG is <strong>for</strong> Air Crashes Persons on Ground,<br />
and ACT is <strong>for</strong> Air Crashes Total.<br />
According to the U.S Atomic Energy Commission of<br />
1973, Postulated Accidents and Occurrences at reactor<br />
facilities can be classified as shown in the following<br />
Table [39] .<br />
Class<br />
No.<br />
Description<br />
Example (s)<br />
1 Trivial (recurring) incidents Small spills<br />
Small leaks inside<br />
containment<br />
2 Miscellaneous small releases<br />
outside containment<br />
Spills<br />
Leaks and pipe breaks<br />
3 Radwaste system failures Equipment failure<br />
Serious malfunction o<br />
human error<br />
4 Events that release radioactivity<br />
into the primary system<br />
5 Events that release radioactivity<br />
into the secondary systems<br />
6 Refueling accidents inside<br />
containment<br />
7 Accidents to spent fuel outside<br />
containment<br />
Fuel defects during<br />
normal operation<br />
Transients outside<br />
expected range of<br />
variables<br />
Class 4 and heat<br />
exchanger leak<br />
Drop fuel element<br />
Drop heavy object onto<br />
fuel<br />
Mechanical malfunctions<br />
or loss of cooling in<br />
transfer tube<br />
Drop fuel element<br />
Drop heavy object onto<br />
fuel<br />
Drop shielding cask-loss<br />
of cooling to cask, transportation<br />
incident on site<br />
8 Accident initiation events<br />
considered in design basis<br />
evaluation in the safety analysis<br />
report<br />
9 Hypothetical sequences<br />
of failures more severe than<br />
class 8<br />
Reactivity transient<br />
Rupture of primary piping<br />
Flow decrease-steamline<br />
break<br />
Successive failures of<br />
multiple barriers<br />
normally provided and<br />
maintained<br />
Tab. 4.<br />
Classification of postulated accidents at reactor facilities<br />
4. Emergency Planning Zone <strong>for</strong> different<br />
Countries<br />
Fig. 3.<br />
Frequency of man-caused events with fatalities greater than N.<br />
(This graph was reproduced following the original graph from USNRC,<br />
Reactor safety study, WASH-1400 1975)<br />
4.1 Canada<br />
In Canada, the CNSC has the responsibility of being the<br />
governing body <strong>for</strong> licensing, ensuring adherence, and<br />
taking necessary actions to ensure compliance with<br />
regulations <strong>for</strong> nuclear reactor sites. In the process of<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
49<br />
obtaining a license, the CNSC evaluates the limits of<br />
radiation exposure during potential accidents based on<br />
the design and ensures that the prescribed distance of<br />
the exclusion zone is suitable to fulfill all safety<br />
standards. The CNSC collaborates closely with the province<br />
(s) in sharing details about the safety case and<br />
licensing process of the nuclear facility. This in<strong>for</strong>mation<br />
aids the province in making decisions regarding<br />
the establishment of the EPZ [41] .<br />
4.2 U.S.A<br />
According to NRC regulations, the agency must determine<br />
if licensee, state, and municipal emergency plans<br />
are sufficient and feasible to implement be<strong>for</strong>e granting<br />
a license <strong>for</strong> a nuclear power reactor. The NRC/EPA<br />
Task Force Report on Emergency Planning (also known<br />
as NUREG-0396) established the sizes of these EPZs,<br />
which are partially based on the PAG (Protective Action<br />
Guide) values <strong>for</strong> the plume exposure and ingestion<br />
route EPZs [42].<br />
4.3 United Kingdom<br />
To guarantee that all potential risks – LOCA, non-LOCA,<br />
internal, and external – are recognized and that<br />
adequate safety precautions are taken to safeguard<br />
both human health and the environment, the safety<br />
case <strong>for</strong> the SMR is being created in a methodical<br />
manner based on approved techniques. To date, and to<br />
our knowledge, no ef<strong>for</strong>t has been made to define the<br />
UK SMR‘s EPZ. The Office of <strong>Nuclear</strong> Regulation (ONR)<br />
will make the final decision regarding EPZs. This<br />
decision will consider a variety of factors, including<br />
site-specific considerations, the technical evaluation of<br />
the plant (e.g., source term) and its operating procedures,<br />
and other factors that the ONR Emergency<br />
Preparedness and Response Team has taken into<br />
consideration [43] .<br />
4.4 South Korea<br />
The 365 MWt SMART reactor is a compact reactor that<br />
will be deployed in Saudi Arabia or South Korea. The<br />
SMART reactor requires the establishment of a smaller<br />
emergency planning zone (EPZ) due to its smaller size<br />
compared to conventional nuclear reactors. Moreover,<br />
the USA and IAEA have differing requirements <strong>for</strong> EPZ.<br />
Following the Fukushima Accident, Korea‘s EPZ mandate<br />
was essentially shifted from the USA’s to the more<br />
restrictive IAEA’s [44] .<br />
4.5 China<br />
Early EPZ development <strong>for</strong> HTR was tested on the U.S.<br />
Department of Energy‘s Modular High-Temperature<br />
Gas-Cooled Reactor (MHTGR). The NRC examined the<br />
MHTGR‘s safety and recommended that advanced<br />
reactor design elements serve as the foundation <strong>for</strong><br />
emergency preparations. The current general framework<br />
of LWRs is also followed in the calculation and<br />
analysis of EPZ <strong>for</strong> HTR-PM. The technical framework<br />
introduced by NUREG-0396 is adopted, and the<br />
principles and methodology <strong>for</strong> EPZ development of<br />
LWRs are published in China‘s national standard [45] .<br />
The Chinese EPZ contains the Plume Emergency Planning<br />
Zone (PEPZ) and Ingestion Emergency Planning<br />
Zone (IEPZ). The set and size of EPZ <strong>for</strong> NPP normally<br />
refer to the national standard emergency plan and<br />
preparedness criterion part I: Based on the national<br />
standards, the PEPZ includes inner zone and outer<br />
zone. The size of PEPZ generally is about 7~10 km<br />
and the inner zone is about 3~5 km, considering heat<br />
power of the reactor and radiological consequences of<br />
postulated accident sequences as well as political<br />
factors. IEPZ can be considered with results of accident<br />
radioactive consequence assessment in the stage of<br />
emergency plan and preparation [46] .<br />
4.6 Japan<br />
After the Fukushima Daiichi accident, March 11, 2011,<br />
the overlapping regulatory and nuclear energy<br />
advocacy practice of nuclear power was re-organized<br />
due in part to national lessons learned, during “3.11”<br />
but also, many external studies and higher-level<br />
feedback provided. In particular, wider expectations<br />
(and/or regulatory requirement) to use probabilistic<br />
risk assessment (PRA) and to better address risk and<br />
crisis management and communication, were key<br />
findings.<br />
The <strong>for</strong>mer regulatory structure was reorganized and<br />
renamed the <strong>Nuclear</strong> Regulation Authority (of Japan)<br />
and is today, an administrative body of the Cabinet<br />
of Japan, that was established to ensure nuclear safety<br />
in Japan, as part of the Ministry of the Environment. It<br />
was established on September 19, 2012, with its first<br />
head [47] .<br />
With respect to emergency response which may or may<br />
not be linked to an unplanned release of radioactivity,<br />
from a protected site (such as a nuclear generation<br />
station), aspects worth noting are:<br />
⁃ The permissible level of exposure to low level radiation<br />
by the general public is ~20 millisievert/hour<br />
OR<br />
⁃ Stabilized iodine tablets are no longer restricted to<br />
age 40 but some 4.8M people live within 30km of a<br />
nuclear reactor, production of these pills would<br />
require time and require a supply chain of more<br />
than one pharmaceutical firm. This is ongoing.<br />
⁃ An Urgent Protective action planning Zone, (UPZ) is<br />
approximately 30km radius. There are additional<br />
regulations beyond the 30km. Within the first 5 km<br />
is the Precautionary Action Zone (PAZ), the UPZ is<br />
defined from 5~30km and outside the UPZ, 30km<br />
and beyond.<br />
⁃ At least 3 levels of Emergency Action Levels (EALs)<br />
and at least 4 types of Operational Intervention<br />
Levels (OIL) define the UPZ, as short as 5km. Additional<br />
details are described by Hirano [48] .<br />
Vol. 69 (2024)
50<br />
<br />
Environment and Safety<br />
EPZ EPD Verification<br />
Country PAZ UAZ EPD ICPD<br />
of source term/off site consequences<br />
Canada<br />
Existing zones <strong>for</strong> operating reactors;<br />
under review <strong>for</strong> SMRs [57]<br />
The applicant must provide all the relevant in<strong>for</strong>mation <strong>for</strong> the offsite<br />
authorities to assess and make in<strong>for</strong>med decisions on the EPZ.<br />
China 7-10 km 30-50 km Applicant needs to provide in<strong>for</strong>mation required to determine<br />
the EPZ and it should be in line with nuclear safety regulations<br />
France 20 km 20 km Applicants need to provide relevant in<strong>for</strong>mation to determine<br />
the EPZ and the calculations must be included in the safety case.<br />
South Korea 30 km 30 km [58]<br />
Japan 5 km (PAZ) 5~30 km (UPZ) Beyond UPZ, >30km; depends on accident evolution<br />
Russia 2 km Offsite consequences are verified by using the guidance<br />
of a nuclear regulator.<br />
USA 16 km 80 km Use approved codes and methods<br />
South Africa 10 km 25 km<br />
Tab. 5.<br />
Current Emergency Planning Zone <strong>for</strong> Different Countries <strong>for</strong> existing nuclear power plants [55], [56] .<br />
4.7 France<br />
According to the ASN report of 2022, the French<br />
approach to EPZ determination is based on the<br />
following principles [49] :<br />
⁃ The EPZs are defined by the Prefect, based on<br />
the recommendations of ASN and IRSN, considering<br />
the characteristics of the nuclear facilities, the<br />
potential consequences of an accident, and the local<br />
specificities (population, geography, etc.).<br />
⁃ The EPZs are divided into two sub-zones: the<br />
Immediate Response Zone (ZRI), where urgent<br />
protective actions are planned and implemented<br />
without delay in case of an emergency, and the<br />
Extended Response Zone (ZRE), where additional<br />
protective actions are prepared and implemented<br />
as needed, depending on the evolution of the<br />
situation.<br />
⁃ The ZRI covers a radius of 10 km around the nuclear<br />
facility, and the ZRE covers a radius of 20 km. These<br />
distances may be adjusted according to the local<br />
context and the results of probabilistic safety<br />
studies.<br />
⁃ The EPZs are regularly reviewed and updated,<br />
considering the feedback from exercises, the<br />
changes in the nuclear facilities, and the advances<br />
in the scientific and technical knowledge.<br />
4.8 India<br />
The Atomic Energy Regulatory Board (AERB) defines<br />
EPZ as „areas extending up to a specified distance<br />
around the plant, providing a basic geographic<br />
framework <strong>for</strong> decision making on implementing<br />
measures as part of a graded response in the event of<br />
an off- site emergency.” [50] EPZ <strong>for</strong>ms part of the emergency<br />
response plan in an unlikely event of a nuclear<br />
emergency and is an area <strong>for</strong> urgent protective actions<br />
to be implemented to avert doses in accordance with<br />
the prescribed levels. System of protective action is<br />
based on projected dose and other response actions are<br />
based on the actual dose received. During an emergency<br />
phase, a reference dose level between (20-100) mSv<br />
per year <strong>for</strong> the public is recommended to implement<br />
protective actions. For effective implementation of<br />
protective actions, the area around the site is divided<br />
into the following zones based on quantum of release<br />
and atmospheric parameters [50]<br />
1. A precautionary action zone (PAZ): The area can<br />
extend up to 5 km. An area where arrangements<br />
should be made with the goal of taking precautionary<br />
urgent protective actions be<strong>for</strong>e or<br />
shortly after a release of radioactive material.<br />
2. An urgent protective action planning zone (UPZ):<br />
The area can extend up to 16 km. An area where<br />
arrangements should be made <strong>for</strong> urgent protective<br />
action to be taken promptly, in order to avert<br />
doses.<br />
3. Long-Term Protective Action Planning Zone (LPZ):<br />
The area can extend up to 30 km. A zone where<br />
preparations <strong>for</strong> effective implementation of protective<br />
actions to reduce the risk of deterministic<br />
and stochastic health effects from ingestion of<br />
contaminated foodstuffs.<br />
4.9 Estonia<br />
Like many declared European nations, Estonia, which<br />
aims to achieve net-zero emissions by 2050, is considering<br />
nuclear power as a stable and low-carbon<br />
alternative <strong>for</strong> diversifying its energy mix by 2035,<br />
when the country wants to phase out indigenous<br />
oil shale. <strong>Nuclear</strong> energy plans focus on the implementation<br />
of SMR as a solution <strong>for</strong> climate neutral electricity<br />
production and energy security [51] . Estonia is<br />
considering the deployment of SMRs to achieve its net<br />
zero emissions goal by 2050 and diversify its energy<br />
mix [51] . World <strong>Nuclear</strong> News announced that the<br />
BWRX-300 that is developed by GE Hitachi had been<br />
selected <strong>for</strong> deployment in the Baltic country in the late<br />
2030s [52] .<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
51<br />
According to a report by Fermi Energia, Estonia’s<br />
approach to nuclear EPZs is based on the following<br />
regulations [53], [54] :<br />
⁃ EPZs are defined by the Prefect, based on the recommendations<br />
of the IAEA, ASN, and IRSN, and they<br />
are based the characteristics of the SMRs, the potential<br />
consequences of an accident, and the local<br />
specificities.<br />
⁃ EPZs are divided into two sub-zones: the immediate<br />
response zone (ZRI), where urgent protective<br />
actions are planned and implemented without<br />
delay in case of an emergency, and the extended<br />
response zone (ZRE), where additional protective<br />
actions are prepared and implemented as needed,<br />
depending on the evolution of the situation.<br />
⁃ The ZRI covers a radius of 1 km around the SMR,<br />
and the ZRE covers a radius of 5 km. These distances<br />
may be adjusted according to the local context and<br />
the results of probabilistic safety studies.<br />
⁃ EPZs are regularly reviewed and updated, considering<br />
the feedback from exercises, the changes in<br />
the SMRs, and the advances in the scientific and<br />
technical knowledge.<br />
5. Methods used to determine the Emergency<br />
Planning Zone<br />
The simulation of SMR EPZ detection necessitates the<br />
utilization of a variety of instruments and methods to<br />
guarantee the safety and readiness of the surrounding<br />
regions. A variety of equipment and approaches are<br />
used in the computerized simulation of SMR EPZ<br />
detection to guarantee the (pre-incident) integrity and<br />
(existing) resilience of the surrounding areas. The<br />
following instruments and methods could be applied<br />
in this situation. Various studies have been done in line<br />
with the EPZ size determination and most researchers<br />
have focused on the “NEI methodology”; this is a<br />
generic method that can be adopted and used by the<br />
SMR developers and plant operating license applicants<br />
<strong>for</strong> establishing design specific and site-specific technical<br />
basis <strong>for</strong> SMR-appropriate EPZ [59] . The NEI proposed<br />
methodology stems from the NUREG-0396 sizing rationale<br />
and was utilized to determine the generic distance<br />
<strong>for</strong> plume exposure EPZ <strong>for</strong> existing plants [23] . In 2018,<br />
the SMR Regulators’ Forum worked on a two-year<br />
project to identify general principles that govern the<br />
size of the EPZ of SMRs. In addition to the EPZ, the<br />
group also identified principles that govern the siting<br />
criteria of SMRs with novel design considerations [46] .<br />
The IAEA working group reviewed the IAEA methodology<br />
in establishing EPZ size and found it sufficient in<br />
their own scope to be used to determine the size of the<br />
EPZ around a SMR [60]. The IAEA identified four<br />
different regions around a nuclear power plant that<br />
require preparation of emergency response planning<br />
procedures in advance - two emergency planning zones<br />
(EPZs) and two emergency planning distances (EPDs).<br />
These regions are described in the Table 6 below [42] .<br />
The IAEA also suggested distances <strong>for</strong> each EPZ as<br />
shown in the subsequent Table 7.<br />
The SMR working group gives detailed in<strong>for</strong>mation regarding<br />
each of the steps involved in the generalized<br />
approach to determine EPZ distances summarized in<br />
the flow chart in Figure 4. The detailed description describes<br />
differences that may or may not exist among<br />
member states and factors that must be considered in<br />
each step of the approach. The steps are explained and<br />
broken down chronologically in the following Table 8.<br />
Emergency zone/distance<br />
Precautionary Action Zone<br />
(PAZ)<br />
Urgent Protective Action<br />
Planning zone (UPZ)<br />
Extended Planning Distance<br />
(EPD)<br />
Ingestion and Commodities<br />
Planning Distance (ICPD)<br />
Description in summary<br />
In this zone, comprehensive arrangements are made at the preparedness stage to<br />
notify the public and have the public start to take urgent protective actions and<br />
other response actions within one hour of the declaration of a General Emergency<br />
by the shift supervisor of the nuclear power plant.<br />
In this zone, comprehensive arrangements are made at the preparedness stage to<br />
notify the public and have the public start to take the urgent protective actions and<br />
other response actions within about one hour of the declaration of a General<br />
Emergency by the shift supervisor of the nuclear power plant.<br />
The distance to which arrangements are made at the preparedness stage so<br />
that upon declaration of a General Emergency: (a) instructions will be provided<br />
to reduce inadvertent ingestion; and (b) dose rate monitoring of deposition<br />
conducted to locate hotspots following a release which could require evacuation<br />
within a day and relocation within a week to a month.<br />
The distance to which arrangements are made at the preparedness stage so<br />
that upon declaration of a General Emergency instructions will be provided to:<br />
(a) place grazing animals on protected (e.g. covered) feed, (b) protect drinking water<br />
supplies that directly use rainwater (e.g. to disconnect rainwater collection pipes),<br />
(c) restrict consumption of non-essential local produce, wild-grown products (e.g.<br />
mushrooms and game), milk from grazing animals, rainwater and animal feed, and<br />
(d) stop distribution of commodities until further assessments are per<strong>for</strong>med.<br />
Tab. 6.<br />
EPZ zones/distances [60]<br />
Vol. 69 (2024)
52<br />
<br />
Environment and Safety<br />
Emergency Planning and Distances<br />
Suggested maximum radius (km)<br />
PAZ-precautionary action zone 3-5<br />
UPZ urgent protective action zone 15-30<br />
EPD-extended planning distance<br />
ICPD-ingestion and commodities planning distance<br />
50 (100-1000 MWth) and 100 (>or= 1000 MWth)<br />
100 (100-1000 MWth) and 300 (> or = 1000 MWth)<br />
Tab. 7.<br />
Suggested maximum radius <strong>for</strong> each EPZ (IAEA) [60]<br />
Fig. 4.<br />
Generalized Approach to determine EPZ distances, reproduced from SMR Regulators’ report [60]<br />
No. Step Description/Factors considered<br />
1 Start This is the beginning process of the Generalized Approach to determine EPZ sizes<br />
2 Site Evaluation The relevance of this step is to determine whether the site is suitable <strong>for</strong> EPZ sizes. The siting requirements<br />
and the EPZ size are determined using different criteria in some member states whereas some member<br />
states prefer using the same criteria <strong>for</strong> both siting and EPZ sizes.<br />
Site evaluation should follow the guidelines below<br />
⁃ During site evaluation, it is crucial to identify those factors beyond plant design elements<br />
that could affect plant safety<br />
⁃ The applicant must provide in<strong>for</strong>mation regarding seismic, hydrological, geological, tidal and any relevant<br />
subject to support site suitability <strong>for</strong> SMR establishment<br />
⁃ The ability to return the site to a near-original condition at the end of plant life must be addressed<br />
⁃ Applicant must consider ability to decontaminate and have long-term storage of spent fuel<br />
⁃ Population density must be put into consideration<br />
⁃ Physical protection of the site<br />
⁃ Essential human assistance response such as police, fire and medical personnel<br />
⁃ Transportation routes must be considered<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
53<br />
No. Step Description/Factors considered<br />
3 Plant Design<br />
4 Postulated<br />
Initiating Events<br />
⁃ The plant design should include details about the planned number of operating reactors, power levels,<br />
electrical distribution, water sources and returns, emergency core cooling systems, spent fuel storage, etc.<br />
⁃ Description of the containment must be provided<br />
⁃ Major design features typical to SMR designs that may affect determination of the EPZ were also put in<br />
consideration<br />
⁃ An EPZ limited by site boundary may be considered due to the nature of small reactors and low rated<br />
thermal power levels. These work together to reduce the amount of radioactive materials that could<br />
potentially be released to the environment.<br />
⁃ The independent construction of SMR modules divides the source term into smaller, discrete reactors and<br />
this makes a large-scale offsite consequence less possible as compared to a single unit large reactor. Thus,<br />
an EPZ limited by site boundary may be considered<br />
⁃ Different SMR containment designs such as compact, high pressure, double-wall and water immersed<br />
containment structures lower the potential offsite consequences and hence an EPZ limited by site boundary<br />
may be considered.<br />
Various member states’ approaches to identify postulated initiating events and their impacts differ. Some<br />
member states consider a specific set of events where the applicant supplements any additional events<br />
required by regulations while other member states have a criterion where the applicant evaluates initiating<br />
events and determines the most severe set of events to include in siting and determination of EPZ sizes.<br />
There<strong>for</strong>e, an applicant must identify the postulated initiating events which could result in release of radioactive<br />
material. One must also address how lessons learned from industry events are met through the plant<br />
design.<br />
5 Safety Analysis Safety analysis criteria may differ from state to state due to the systems involved, system integration and<br />
safety significance of the system.<br />
6 Selecting events;<br />
Planning Bases<br />
A list of credible accidents that would bound the analysis must be established.<br />
The plant design needs to address which accident sequences were analyzed and results as part of the<br />
analysis.<br />
7 Source Term When estimating source terms <strong>for</strong> accident scenarios identified during safety analyses, the designers may<br />
use mechanistic source terms to account <strong>for</strong> the design-specific accident scenarios and accident progression.<br />
Use of mechanistic source terms may <strong>for</strong>m part of the designer’s request <strong>for</strong> a smaller EPZ than that<br />
which would be granted to a large light water reactor.<br />
8 Release Data Release height i.e., stack or ground release, time be<strong>for</strong>e release, magnitude of release<br />
(gross activity, isotopic activity, effluent flow rates), duration of release, type of effluent (liquid, gas, metallic<br />
etc.)<br />
9 Site Meteorology Wind direction, wind speed, stability category, precipitation, mixing height, humidity.<br />
10 Atmospheric<br />
Dispersion<br />
Modelling<br />
11 Determining<br />
Offsite Dose<br />
Consequences<br />
12 Generic Dose<br />
Criteria<br />
13 Local Infrastructure<br />
Characteristics<br />
14 Public and<br />
Political Policy<br />
Site specific meteorological data from nearest weather station, recent data period of one year<br />
should be used, weather data should be statistically analyzed to determine weather conditions used<br />
<strong>for</strong> planning purposes.<br />
Offsite dose consequences resulting from postulated initiating events and source term must be analyzed.<br />
Different member states may determine the generic dose criteria through diverse levels of government,<br />
differing ministries and agencies. That is to say, the dose criteria in one state may be published by various<br />
ministries <strong>for</strong> individual, societal or industrial sectors that are regulated by the ministries.<br />
The EPZ size evaluation should identify those local infrastructure characteristics and factors that could<br />
affect plant safety and any significant impediments to implementing Emergency Planning and Response.<br />
Public and Political policies could put into consideration affected groups’ input within the area<br />
of the proposed site, neighboring states, and states’ public policies in determining EPZ sizes.<br />
15 Establish EPZs Local or provincial governments make a final decision depending on site suitability in some states<br />
whereas in other states, the national government makes the final decision.<br />
16 Are the offsite<br />
consequences<br />
at a distance<br />
greater than<br />
dose criteria?<br />
⁃ If the offsite dose consequences exceed the dose criteria at a given distance, then expand the EPZs<br />
⁃ Continue comparing the offsite dose consequences with dose criteria <strong>for</strong> a longer distance until the offsite<br />
dose consequences do not exceed the dose criteria.<br />
⁃ Member states must confirm the analysis and establish the EPZs<br />
⁃ Applicants and states establish and maintain the emergency preparedness and planning within EPZ<br />
distances.<br />
Tab. 8.<br />
Steps or processes involved in the Generalized Approach to determine EPZ sizes [46]<br />
Vol. 69 (2024)
54<br />
<br />
Environment and Safety<br />
In 2015, NuScale <strong>Power</strong> developed a method <strong>for</strong><br />
establishing the technical basis <strong>for</strong> plume exposure EPZ<br />
at NuScale SMR facilities and drafted a Licensing Topic<br />
Report (LTR), however this method therein described<br />
in this LTR is redacted in the filed version. The LTR<br />
presents the design-specific EPZ sizing method <strong>for</strong><br />
the NuScale SMR, and this method is based on the<br />
NEI risk- in<strong>for</strong>med EPZ method and extends it to<br />
address the issue of assessing the appropriate accident<br />
sequences to be considered [61] . A safety evaluation of<br />
this report was per<strong>for</strong>med later in 2022 by the<br />
USNRC and subsequently, the LTR was approved by<br />
the USNRC [62] .<br />
The criteria <strong>for</strong> determining the EPZ <strong>for</strong> SMRs is<br />
typically defined by regulatory authorities and<br />
considers various factors to ensure the safety and protection<br />
of the public in the event of an emergency.<br />
Some of the criteria and corresponding approaches<br />
that are commonly considered <strong>for</strong> determining the<br />
EPZ <strong>for</strong> SMRs are shown in the following Table 9 [63] .<br />
Several researchers have also worked on EPZ methodology<br />
<strong>for</strong> SMRs, and their work is summarized in the<br />
following Table 10 and 11.<br />
Criteria<br />
Safety Analysis<br />
System analysis<br />
Accident Analysis<br />
Atmospheric<br />
Dispersion Models<br />
Atmospheric conditions<br />
Dose figure of merit<br />
Approach<br />
Deterministic or Probabilistic<br />
Reference SMR consideration<br />
Worst case scenario<br />
Diffusion of Plume<br />
Site specific, plant specific<br />
conditions plus atmospheric<br />
stability classes<br />
Total Effective Dose Equivalent<br />
(TEDE)<br />
Tab. 9.<br />
Guiding criteria <strong>for</strong> EPZ determination methods [63]<br />
Author (s) and Title Year Code Reactor type Methodology Main area of focus<br />
K. Kim et al,<br />
A study <strong>for</strong> establishment<br />
of Korean SMR EPZ Based<br />
on US SMR Approach [64], [65] 2021 MACCS2 SMART NEI EPZ setup<br />
methodology.<br />
PSA of source term<br />
categories<br />
J.C. de la Rosa Blul,<br />
Determination of<br />
Emergency Planning Zone<br />
Distances and scaling based<br />
criteria <strong>for</strong> downsized<br />
nuclear power plants [63] 2021 N/A iPWR SMR Scaling based criteria<br />
Use of plant specific data<br />
<strong>for</strong> dose consequence<br />
calculation<br />
Inverse method of extrapolating<br />
EPZ distances of<br />
reference, large NPP down<br />
to the SMR<br />
Plume pathway and it focused<br />
on accident analysis and PSA<br />
Comparison of radioactive<br />
releases from a large reactor<br />
and a small modular reactor<br />
T.S. Carless et al,<br />
Risk and regulatory<br />
con siderations <strong>for</strong> small<br />
modular reactor emergency<br />
planning zones based on<br />
passive decontamination<br />
potential [66] 2018 RASCAL<br />
Monte Carlo<br />
simulations<br />
iPWR<br />
Surry<br />
AP1000<br />
Radionuclide Inventory<br />
and Plant specifications<br />
Decontamination factors<br />
in containment<br />
Atmospheric dispersion<br />
This study focused on<br />
comparison of radioactive<br />
release from different reactor<br />
types and their overall impact<br />
to the environment<br />
U.S. NRC<br />
Per<strong>for</strong>mance-based<br />
emergency preparedness<br />
<strong>for</strong> SMRs, Non-Light-Water<br />
Reactors, and Non-<strong>Power</strong><br />
Production or utilization<br />
facilities [67] 2020 N/A SMR<br />
Non LWR<br />
D.W. Hummel et al.<br />
Radiation dose consequences<br />
of postulated<br />
limiting accidents in small<br />
modular reactors to in<strong>for</strong>m<br />
emergency planning zone<br />
size requirements [68] 2019 ADDAM code HTGR<br />
MSR<br />
LFR<br />
iPWR<br />
Regulatory guide<br />
Radiation dose<br />
consequences<br />
Identifies methods and procedures<br />
the staff of the USNRC<br />
considers acceptable <strong>for</strong> SMR to<br />
demonstrate compliance with<br />
per<strong>for</strong>mance-based emergency<br />
preparedness requirements.<br />
Radiation dose conse quences<br />
arising from limiting accidents<br />
of various types of SMRs and<br />
study the dispersion of radionuclides<br />
to the atmosphere<br />
H. Ding et al.<br />
Development of Emergency<br />
Planning zone <strong>for</strong> high<br />
temperature gas-cooled<br />
reactor [55] 2017 MACCS-<br />
MELCOR<br />
Accident<br />
Consequence<br />
Code System<br />
HTR-PM<br />
Based on<br />
NUREG-0396 RG1.145<br />
The principles that should be<br />
applied during EPZ development<br />
are deter mined by considering<br />
regulations and practice.<br />
the methodology follows<br />
NUREG-0396<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
55<br />
Author (s) and Title Year Code Reactor type Methodology Main area of focus<br />
D. Mitrakos<br />
Radiological impact and<br />
emergency zones <strong>for</strong><br />
small iPWR with different<br />
approaches <strong>for</strong> source<br />
term estimation [69] 2022 Solution of the<br />
lumped aerosol<br />
concentration<br />
equation in the<br />
containment<br />
iPWR<br />
Source term estimation<br />
Atmospheric dispersion<br />
model<br />
The first approach is based<br />
on US NRC, 2000.<br />
The second and third<br />
approaches are loosely<br />
considered as hybrid options<br />
in the sense of the suggestions<br />
in NEI (2012)<br />
Y. Lee, C. Kang, J.Moon.<br />
Reduction of EPZ Area <strong>for</strong><br />
APR1400 and its public<br />
acceptance” [70] 2004 N/A APR1400 Based on NUREG 0396 The study per<strong>for</strong>med a public<br />
poll to assess the degree of<br />
public acceptance to a reduction<br />
in the EPZ area and to<br />
identify the means of implementing<br />
the simplification<br />
of EPZ that would be most<br />
acceptable to the public.<br />
SMR Emergency Planning Zone Detection [80], [81], [82], [83], [84], [85] ting the proper size of the Emergency Planning<br />
Tab. 10.<br />
Literature review summary<br />
Approaches<br />
Probabilistic Safety<br />
Analysis (PSA)<br />
Accident Analysis/<br />
Used Simulation Software<br />
Monte Carlo N-particle<br />
Simulation<br />
ASTEC code, Geiger Muller<br />
density, dispersion models, radiation dose limits,<br />
meteorological conditions, possible hazard releases,<br />
and other relevant factors are frequently considered<br />
while applying this method <strong>for</strong> EPZ determination [74],<br />
[75], [76] .<br />
System Code<br />
Counter, RASCAL<br />
Atmospheric<br />
PC Cosyma, HYSPLIT<br />
5.2 Probabilistic Approaches<br />
Dispersion Analysis dispersion code, GIS software<br />
Various possible accident scenarios and their corresponding<br />
Tab. 11.<br />
probability are considered while estima<br />
Zone (EPZ) in the context of nuclear reactors using probabilistic<br />
approaches. Factors including population<br />
density, release characteristics, accident probability,<br />
and possible radiation exposure effects are included in<br />
these techniques [74] .<br />
Decommissioning nuclear facilities also necessitates<br />
the creation of emergency planning zones. When a<br />
nuclear facility is being decommissioned, the EPZ<br />
criterion states that the dosage value in the vicinity of<br />
the plant and the EPZ boundary must be less than<br />
10 mSv, even with extremely cautious release methods<br />
and pathways [71] . Additionally, research reactors also<br />
require a defined Emergency Planning Zone size. In<br />
2020, M. Hussain and his co-authors [72] did a research<br />
study to determine the Emergency Planning Zone<br />
<strong>for</strong> a nuclear research reactor using the plume code<br />
dispersion code <strong>for</strong> hypothetical accident scenarios at<br />
a 10 MW nuclear research reactor. The authors considered<br />
different accident scenarios with different<br />
release characteristics and environmental conditions<br />
to study the effect of the parameters including release<br />
height, heat content, release time, atmospheric stability.<br />
W. Xuan and co-authors also conducted a study to<br />
determine the EPZ <strong>for</strong> the Chinese CAP200 SMR where<br />
they analyzed the classification method of SMR EPZ<br />
based on the traditional <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Plants feedback<br />
experience, including selection of source term, accident<br />
cutoff probability, determination method of the plume<br />
EPZ and the ingestion EPZ [73] .<br />
5.1 Deterministic Approaches<br />
The deterministic method of estimating the size of an<br />
Emergency Planning Zone (EPZ) operates by applying<br />
predetermined standards and <strong>for</strong>mulas. Population<br />
5.3 Source Term Estimation and Atmospheric<br />
Dispersion models<br />
Source term estimation and atmospheric dispersion<br />
modeling techniques are frequently used to evaluate<br />
the possible release of hazardous substances and their<br />
dispersion in the atmosphere while establishing the<br />
radius of an Emergency Planning Zone (EPZ) <strong>for</strong> a<br />
nuclear facility. These techniques are crucial <strong>for</strong><br />
determining the proper size of the EPZ and aid in<br />
estimating the possible impact‘s extent. It is also<br />
important to note the relevance of Atmospheric<br />
dispersion models because they simulate the spread<br />
and dilution of released radioactive materials in the<br />
atmosphere [76], [77], [78] .<br />
5.4 Consequence Assessment<br />
Consequence assessment methods are techniques that<br />
evaluate the potential radiological impacts of a nuclear<br />
accident on the public and the environment. They<br />
involve the use of computer codes that simulate the<br />
physical processes of the accident, such as the release<br />
of radioactive material, the transport and dispersion<br />
of the plume, and the exposure pathways <strong>for</strong> the<br />
Vol. 69 (2024)
56<br />
<br />
Environment and Safety<br />
population. These codes can estimate the doses and<br />
health effects <strong>for</strong> different scenarios and locations and<br />
help to identify the appropriate protective actions and<br />
emergency planning zones (EPZs) <strong>for</strong> the facility [24] .<br />
One of the consequence assessment methods that is<br />
used by the USNRC and other regulatory bodies is the<br />
MACCS code which stands <strong>for</strong> MELCOR Accident<br />
Consequence Code System, and it is a suite of programs<br />
that can model the atmospheric dispersion of radionuclides,<br />
the deposition and resuspension of contaminants,<br />
the ingestion of contaminated food and<br />
water, the evacuation and relocation of people, and the<br />
economic costs and health risks of the accident. MACCS<br />
can be used to per<strong>for</strong>m probabilistic risk assessments<br />
(PRAs) that account <strong>for</strong> the frequency and severity of<br />
different accident sequences, and to determine the EPZ<br />
size based on the dose criteria and the protective action<br />
guidelines [79] .<br />
5.5 The iPWR stand-alone case<br />
C. Zeliang et al. [86] noted that over the years, the iPWR<br />
SMR type has stood out from the rest of the small<br />
modular reactors because it integrates the major of<br />
known primary system components to inherently<br />
eliminate or lower potential accident initiators and<br />
employ simplified Passive Safety Systems to counter<br />
and mitigate the remaining accident initiators. These<br />
design aspects are substantiated by substantial operating<br />
experience (PWRs) and legacy PWR designs. The<br />
iPWR design characteristics offers the potential to<br />
eliminate some potential accidents initiators (e.g.,<br />
large loss of coolant accidents (LOCAs), control rod<br />
ejection accident), decrease the probability of failure<br />
<strong>for</strong> remaining initiators; and enhanced features to<br />
mitigate the consequences [87], [88], [89], [90], [91] .<br />
To deploy iPWR Small Modular Reactors soon, as part<br />
of emergency preparedness and response plan, it is<br />
very important to assess their potential radiological<br />
impact and emergency planning zones. C. Zeliang and<br />
his co-authors [86] in their research work, tried to<br />
provide an analysis and estimation of the envelope of<br />
the potential impact from a severe accident in an iPWR.<br />
The source term was calculated from the solution<br />
of the lumped aerosol concentration equation in the<br />
containment, by using different approaches <strong>for</strong><br />
estimating the various parameters. The first approach<br />
comprised a straight<strong>for</strong>ward use of the methodology<br />
and parameters used <strong>for</strong> large reactors differing only<br />
in the lower power level of an iPWR. To account <strong>for</strong> the<br />
anticipated enhanced aerosol retention in the containment<br />
and the slower (in time) core damage progression<br />
in case of iPWR, two additional approaches<br />
were also used.<br />
6. Conclusions<br />
Determination of the Emergency Planning Zone<br />
surrounding a nuclear power station reflects both the<br />
technical aspects and the associated (regulatory)<br />
compliance – <strong>for</strong>emost safety-in-design and operations.<br />
The necessity of a defined EPZ gives the public<br />
assurance and assures the careful consideration of the<br />
impact of accidents involving NPPs. EPZs are required<br />
under various regulatory and governmental frameworks<br />
at all NPPs stations. This expectation will not be<br />
any different <strong>for</strong> Micro to Small Modular Reactors, in<br />
both new sites and existing sites. For SMRs/MMRs,<br />
smaller EPZ is expected, since potentially, the “sourceterm”<br />
is smaller than conventional (large) NPPs. Prior<br />
to the recent certified SMR designs, the EPZ was<br />
conservatively based on recommendations by an<br />
expert panel. Some 40+-years later some to many<br />
( national) regulatory frameworks remain unchanged<br />
(except incremental developments) with respect to<br />
the EPZ. In brief, these perspectives summarize the<br />
spectrum of aspects, as follows:<br />
⁃ Insights from all the papers collated offer a holistic<br />
perspective on EPZ requirements <strong>for</strong> large reactors<br />
applied to, and SMRs (including MMRs) going<br />
<strong>for</strong>ward. Together, they provide a comprehensive<br />
understanding of the challenges and solutions<br />
associated with determination of the EPZ <strong>for</strong> (alltypes<br />
of) SMRs – importantly integrating both<br />
national regulatory expectations and technical<br />
considerations. They collectively contribute to the<br />
ongoing dialogue on ensuring the safety-in-design<br />
of nuclear power, particularly in the context of<br />
Small Modular Reactors.<br />
⁃ When implementing SMR, an EPZ is a crucial factor<br />
to consider since it is critical to build trust and thus<br />
public acceptance in this new technology. Public<br />
acceptance or social license take time, effective<br />
communication, transparency, engagement, and<br />
continuous education [92], [93], [94] .<br />
⁃ The existing research focuses on specific designs<br />
that may establish emergency planning zones <strong>for</strong><br />
Small Modular Reactors. Some regulators intend to<br />
develop a technology neutral, open access approach<br />
used to establish the EPZ of SMRs.<br />
⁃ In some new nuclear power nations with a weak<br />
regulator, the vendor determines the EPZ of the<br />
plant. This is because the vendor has more<br />
experience and knows the best criteria to determine<br />
the emergency planning zone.<br />
⁃ It is also important to note that the EPZ <strong>for</strong> SMRs is<br />
scalable depending on the results of accident<br />
analysis, the technology type, novel features, and<br />
specific design criteria and policy factors which<br />
vary amongst different countries.<br />
⁃ The safety culture in the SMR industry needs to be<br />
explored deeply to better understand all the safety<br />
systems in place in case of an SMR related<br />
emergency.<br />
Acknowledgement.<br />
The co-authors note and thank Mr. Anthime Farda,<br />
World <strong>Nuclear</strong> University Summer Institute graduate,<br />
<strong>for</strong> providing references regarding the French<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
57<br />
emergency planning zone. The co-author, Mercy<br />
Nandutu also thanks the IAEA <strong>for</strong> the Marie Sklodowska<br />
Curie Fellowship and the co-authors thank Ontario<br />
Tech University, National Science and Engineering<br />
Research Council and Canadian <strong>Nuclear</strong> Safety Commission<br />
<strong>for</strong> support of this work.<br />
References<br />
[1] IAEA, “Advances in Small Modular Reactor Technology Developments 2020<br />
Edition A Supplement to: IAEA Advanced Reactors In<strong>for</strong>mation System (ARIS)<br />
http://aris.iaea.org.” [Online]. Available: http://aris.iaea.org<br />
[2] S. Choi, “Small modular reactors (SMRs): The case of the Republic of<br />
Korea,” in Handbook of Small Modular <strong>Nuclear</strong> Reactors: Second Edition,<br />
Elsevier, 2020, pp. 425–465. doi: 10.1016/B978-0-12-823916-2.00018-7.<br />
[3] V. Kuznetsov, “Small modular reactors (SMRs): The case of Russia,” in<br />
Handbook of Small Modular <strong>Nuclear</strong> Reactors: Second Edition, Elsevier, 2020,<br />
pp. 467–501. doi: 10.1016/B978-0-12-823916-2.00019-9.<br />
[4] K. W. Hesketh and N. J. Barron, “Small modular reactors (SMRs): The case<br />
of the United Kingdom,” in Handbook of Small Modular <strong>Nuclear</strong> Reactors:<br />
Second Edition, Elsevier, 2020, pp. 503–520. doi: 10.1016/<br />
B978-0-12-823916-2.00020-5.<br />
[5] T. Okubo, “Small modular reactors (SMRs): The case of Japan,” in<br />
Handbook of Small Modular <strong>Nuclear</strong> Reactors: Second Edition, Elsevier, 2020,<br />
pp. 409–424. doi: 10.1016/B978-0-12-823916-2.00017-5.<br />
[6] D. F. Delmastro, “Small modular reactors (SMRs): The case of Argentina,”<br />
in Handbook of Small Modular <strong>Nuclear</strong> Reactors: Second Edition, Elsevier,<br />
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uploads/media/Research-Project-Report/2021-07-Small-Modular-Reactor-/<br />
11_Ch.5-Expert-View.pdf<br />
Authors<br />
Mercy Nandutu<br />
Master of Applied Science graduate student<br />
E: mercy.nandutu@ontariotechu.net<br />
Mercy Nandutu is currently a MASc, nuclear engineering<br />
student, at Ontario Tech University and recipient<br />
of the IAEA Marie Sklodowska-Curie Fellowship. She<br />
graduated from KEPCO <strong>International</strong> <strong>Nuclear</strong><br />
Graduate School, in South Korea. She has interests in<br />
the following: radiation protection, probabilistic risk<br />
assessment, energy systems modelling, and nuclear<br />
hydrogen production. She has trained with Uganda’s <strong>Nuclear</strong> Energy Department<br />
under the Ministry of Energy and Mineral Development.<br />
Jannat Mahal<br />
Master of Applied Science graduate student<br />
E: Jannat, mahal@ontariotechu.net<br />
Jannat Mahal is currently a MASc, nuclear engineering<br />
student, at Ontario Tech University in Oshawa,<br />
Ontario, Canada. She holds a M.S. and B.S., respectively<br />
from Tsinghua University, China and Military Institute<br />
of Science and Technology, Bangladesh. Her primary<br />
R&D interests are in small modular reactor safety and<br />
engineering, thermal-hydraulics, nuclear safety &<br />
security, and applied radiation science. Additionally, she has received training<br />
in nuclear safety from China General <strong>Nuclear</strong> Corporation.<br />
Professor Filippo Genco<br />
Professor at the Faculty of Engineering and Applied<br />
Science, Ontario Tech University, Ontario, Canada<br />
Filippo.Genco@ontariotechu.ca<br />
Filippo Genco is Associate Teaching Faculty in the<br />
Faculty of Energy Systems and <strong>Nuclear</strong> Science at<br />
Ontario Tech University in Oshawa, Ontario, Canada.<br />
His primary R&D interests are in development of<br />
advanced energy system, including next generation<br />
nuclear and renewable systems. He also holds expertise<br />
in computational material science and aeronautical engineering. He has<br />
nuclear and energy R&D experiences in Chile, United Arab Emirates, USA and<br />
Canada.<br />
Professor Akira Tokuhiro<br />
Professor at the Faculty of Engineering and Applied<br />
Science, Ontario Tech University, Ontario, Canada<br />
akira.tokuhiro@ontariotechu.ca<br />
Akira Tokuhiro is Professor in the Faculty of Energy<br />
Systems and <strong>Nuclear</strong> Science at Ontario Tech University<br />
in Oshawa, Ontario, Canada. His primary R&D<br />
interests are in development of advanced reactor<br />
concepts, including small modular reactors. He joined<br />
Ontario Tech University from NuScale <strong>Power</strong>. He has nuclear and energy R&D<br />
experiences in Switzerland, Japan, USA and Canada.<br />
Mr. Chireuding Zeliang<br />
<strong>Nuclear</strong> Engineer<br />
e: chireuding.zeliang@ontariotechu.net<br />
Chireuding Zeliang is a nuclear engineering professional<br />
with research and work experience in<br />
Probabilistic Risk Assessment (PRA) and Small<br />
Modular Reactor (SMR) Technology Development. He<br />
currently works in PRA/PSA of CANDU nuclear plants.<br />
Prior, he obtained his MASc in PRA and SMR development<br />
from Ontario Tech University. His thesis was based on an IAEA Coordinated<br />
Research Project on ‘Design and Per<strong>for</strong>mance Assessment of Passive<br />
Engineered Safety Features in Advanced SMRs’. He holds two Master’s degrees<br />
from University of Ontario Institute of Technology and Indian Institute of<br />
Technology Kanpur, and a Bachelor’s degree from North Eastern Regional<br />
Institute of Science and Technology, India.<br />
Vol. 69 (2024)
60<br />
<br />
Environment and Safety<br />
Evaluation of Pressure-Temperature Limit<br />
Curves <strong>for</strong> Reactor Pressure Vessel Nozzle<br />
using Ex-Vessel Neutron Dosimetry(EVND)<br />
and Surveillance capsule Data<br />
› Hyun-Chul Lee, Ki-Hoon Song, Jae Boong Choi<br />
1. Introduction<br />
<strong>Nuclear</strong> power plants are regulated by the law to<br />
identify the tendency of irradiation embrittlement<br />
according to the surveillance test results <strong>for</strong> the reactor<br />
pressure vessel material during the operating period.<br />
The regulation in Korea <strong>for</strong> surveillance tests is <strong>Nuclear</strong><br />
Safety Commission Notice No. 2021-28 [1] “Standards<br />
<strong>for</strong> Surveillance Tests <strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong> Reactor Pressure<br />
Vessels.” This regulation requires that the fast neutron<br />
fluence be monitored regularly during the life of the<br />
reactor pressure vessel and that the material fracture<br />
toughness value be evaluated according to the neutron<br />
fluence to verify the integrity of the reactor pressure<br />
vessel until the end of its life. Surveillance capsules are<br />
installed in the reactor pressure vessel during the<br />
construction stage of the nuclear power plant and are<br />
regularly withdrawn <strong>for</strong> testing. After withdrawing the<br />
surveillance capsule and the Ex-vessel neutron dosimetry(EVND),<br />
the test results are used to evaluate the<br />
Pressure-Temperature(P-T) limit curve <strong>for</strong> the reactor<br />
pressure vessel. The P-T limit curves have been traditionally<br />
evaluated based on the beltline region, which<br />
is most affected by neutron irradiation. Due to the geometric<br />
discontinuity, the inside corner regions of the<br />
vessel nozzles are the most highly stressed regions of<br />
the reactor vessel. These higher stresses can potentially<br />
result in more restrictive P-T limits. There<strong>for</strong>e, the<br />
NRC issued Regulatory Issue Summary(RIS) 2014-11 [2] ,<br />
which requires the consideration of reactor vessel<br />
nozzles in P-T limits curve evaluation.<br />
In this paper, the neutron fluence <strong>for</strong> the Westinghouse<br />
3-loop and OPR-1000 reactor pressure vessel nozzle<br />
were evaluated using the neutron dosimeter close to<br />
reactor pressure vessel nozzle. The P-T limit curves <strong>for</strong><br />
Westinghouse 3-loop and OPR-1000 reactor pressure<br />
vessel nozzle at 48EFPY were evaluated. And then,<br />
Westinghouse 3-loop and OPR-1000 reactor pressure<br />
vessel nozzle P-T limit curves were compared to the<br />
beltline region P-T limit curves <strong>for</strong> those plants.<br />
2. Materials and methods<br />
2.1 Best estimated the neutron fluence<br />
at reactor vessel nozzle<br />
The best estimated value of the neutron fluence at the<br />
reactor vessel nozzle is calculated as the following:<br />
(1)<br />
Where is the best estimated neutron fluence at<br />
the location of interest and K is bias factor (Bestestimated<br />
result/calculated result) derived from surveillance<br />
capsule neutron monitor and Ex-vessel<br />
neutron dosimetry(EVND) measurements. is calculated<br />
the neutron fluence at the location of interest.<br />
Fig. 1.<br />
Ex-vessel neutron dosimetry system in beltline region<br />
2.2 Evaluation of the neutron fluence at reactor<br />
pressure vessel nozzle using the surveillance<br />
capsule neutron monitor and Ex-vessel<br />
neutron dosimetry(EVND)<br />
Currently, the best estimation of the neutron fluence at<br />
reactor pressure vessel nozzle is determined using the<br />
ratio of best estimated result derived from surveillance<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
61<br />
Fig. 2.<br />
Ex-vessel neutron dosimetry system(EVND) and Surveillance capsule in nozzle region<br />
capsule and Ex-vessel neutron dosimetry(EVND)<br />
measured in the core region to the calculated result<br />
from the neutron transport calculation. (Figure 1)<br />
shows Ex-vessel neutron dosimetry system in beltline<br />
region. If the neutron dosimeter is attached to reactor<br />
pressure vessel nozzle, accurate results can be obtained,<br />
but it is impossible due to spatial limitation. There<strong>for</strong>e,<br />
as shown in (Figure 2), accurate result can be obtained<br />
from the measured value of upper part of surveillance<br />
capsule neutron monitor and Ex-vessel neutron<br />
dosimetry(EVND) close to the reactor pressure vessel<br />
nozzle region.<br />
2.3 Determination of Adjusted Reference<br />
Temperature <strong>for</strong> Reactor Vessel Inlet and<br />
Outlet Nozzle<br />
The adjusted reference temperatures (ARTs) <strong>for</strong> the<br />
nozzle materials are calculated according to the<br />
Regulatory Guide 1.99 Rev. 2 [3] . The ARTs are given by<br />
the following expression:<br />
ART = Initial RT NDT + ∆RT NDT + Margin (2)<br />
Initial RT NDT of equation (2) is reference temperature<br />
of unirradiated nozzle material and is determined based<br />
on the certified material test reports (CMTRs) <strong>for</strong><br />
reactor vessel inlet and outlet nozzles. The reference<br />
temperature shift by neutron irradiation, ∆RT NDT , is<br />
determined by the following equation:<br />
∆RT NDT = CF × f (0.28 – 0.1·logf) (3)<br />
CF is the chemistry factor (CF) derived from the Copper<br />
and Nickel weight percent (wt. %) values. f is neutron<br />
fluence value (E+19 n/cm2, E > 1 MeV) at 48EFPY and<br />
was calculated at the lowest extent of weld location<br />
between nozzle and intermediate shell. The lowest<br />
extent of weld location was chosen <strong>for</strong> conservatism.<br />
2.4 Allowable Pressure Calculation<br />
According to the ASME Code Section XI Appendix G<br />
2013 edition [4] , the stress which have to be considered<br />
in nozzle P-T limit evaluation are both internal pressure<br />
loading and thermal loading. For level A&B service condition,<br />
the following requirement shall be satisfied.<br />
2K Ip + K It < K Ia (4)<br />
K Ip is stress intensity factor due to internal pressure<br />
loading, K It is stress intensity factor due to thermal<br />
transient loading. In this study, K Ia fracture toughness<br />
is considered in the generation of the nozzles corner<br />
P-T limits. Thus, <strong>for</strong> the nozzle P-T limit curves, the K Ia<br />
fracture toughness is calculated based on the following<br />
equation [4] .<br />
K Ia = 26.78 + 1.223 * e (0.0145(T–RTndt + 160)) ksi√in(5)<br />
Allowable pressure can be obtained by defining the K Ip<br />
of equation (4) as a function of internal pressure.<br />
The applicable pressure and the thermal transient<br />
stress are used to calculate pressure and the thermal<br />
stress intensity factor. K Ip and K It , at the nozzle corner<br />
cut are determined based on a finite element analysis<br />
because the maximum stress occurs in the nozzle<br />
corner. Only the cool-down transient stresses are considered<br />
since the inside surface of the nozzle corner<br />
would be in a tensile stress state during the cool-down<br />
transient. The stress intensity factor calculation <strong>for</strong> the<br />
nozzle corner regions is based on a 1/4t circular corner<br />
flaw, as per ASME code Section XI Appendix G 2013 [4]<br />
edition postulated flaw guidelines. (Figure 3) shows<br />
postulated nozzle corner crack.<br />
The stress intensity factor calculation method includes<br />
postulating an inside surface 1/4t nozzle corner flaw<br />
and calculating through-wall nozzle corner stresses <strong>for</strong><br />
Vol. 69 (2024)
62<br />
<br />
Environment and Safety<br />
Material SA-508 Class 3<br />
Property<br />
Elastic<br />
modulus<br />
(x10 3 ksi)<br />
Thermal<br />
Expansion<br />
(x10 -6 in/in/°F)<br />
Thermal<br />
Conductivity<br />
(Btu/hr-in-°F)<br />
Specific<br />
heat<br />
(Btu/in-°F)<br />
70 27.8 6.4 1.9750 0.0299<br />
100 27.6 6.5 1.9667 0.0303<br />
Temp.<br />
(°F)<br />
200 27.1 6.7 1.9583 0.0321<br />
300 26.7 6.9 1.9500 0.0338<br />
400 26.2 7.1 1.9250 0.0353<br />
500 25.7 7.3 1.8917 0.0368<br />
Tab. 1.<br />
Material Properties of SA-508 Class 3<br />
Fig. 3.<br />
Postulated Nozzle Corner Defect<br />
a cool-down rate of 100 ℉/hour. The through-wall<br />
stresses at the nozzle corner location were fitted based<br />
on a third-order polynomial of the <strong>for</strong>m.<br />
σ=A₀ + A₁X + A₂X² + A₃X³ (6)<br />
Where σ is through-wall stress distribution, x is<br />
through- wall distance from inside surface. A₀, A₁, A₂,<br />
and A₃ are coefficients of polynomial fit <strong>for</strong> the thirdorder<br />
polynomial, used in the stress intensity factor<br />
calculation. Substituting the coefficients A₀, A₁, A₂, and<br />
A₃ into the equation (Postulated circular nozzle crack<br />
on a nozzle with rounded inner radius corner) [4] below,<br />
the stress intensity factor can be calculated.<br />
Fig. 4.<br />
Inlet Nozzle Finite element model(Westinghouse 3-loop and OPR-1000)<br />
(7)<br />
2.5 Finite Element Analysis<br />
Stress intensity factors produced by pressure and<br />
thermal load are analyzed using a 3D finite element<br />
model. The nozzle finite element models <strong>for</strong> the stress<br />
analysis in this study are established based on the<br />
Westinghouse 3-loop and OPR-1000 reactor, respectively.<br />
Material of the nozzle model is SA-508 class 3 and<br />
material properties [5] are shown in Table 1. Due to the<br />
symmetry, only 1/4 of the nozzle was modeled and<br />
(Figure 4) shows the Inlet nozzle finite element model.<br />
(Figure 5) shows the outlet nozzle finite element model.<br />
SOLID70 element was used <strong>for</strong> heat transfer analysis<br />
and SOLID185 element was used <strong>for</strong> stress analysis. The<br />
effect of the piping loads at the nozzle corner regions<br />
are typically very small, and they are not considered<br />
in this analysis since they do not contribute significantly<br />
to the stresses at this region.<br />
Finite element analysis was carried out <strong>for</strong> heat<br />
transfer and thermal stress analysis using ANSYS<br />
program and stress analysis by internal pressure was<br />
also per<strong>for</strong>med.<br />
Fig. 5.<br />
Outlet Nozzle Finite element model(Westinghouse 3-loop and OPR-1000)<br />
3. Results<br />
3.1 Bias factor at upper part of the surveillance<br />
capsule neutron monitor and Ex-vessel<br />
neutron dosimetry(EVND)<br />
Table 2 and Table 4 summarize the bias factor (BE/C),<br />
which is the best estimated value/transport calculation<br />
value obtained from the mid-plane of the surveillance<br />
capsule monitor and the Ex-vessel neutron dosimetry(EVND)<br />
measurement results of the Westinghouse<br />
3-loop and OPR-1000, respectively. Table 3 and Tab. 4<br />
summarize the bias factor (BE/C), which is the best<br />
estimated value/transport calculation value obtained<br />
from the upper part of the surveillance capsule monitor<br />
and the Ex-vessel neutron dosimetry(EVND) measurement<br />
results of the Westinghouse 3-loop and OPR-1000,<br />
respectively. In the case of the Westinghouse 3-loop<br />
results, the upper part of the Ex-vessel neutron<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
63<br />
dosimetry(EVND) and the upper part of the sur veillance<br />
capsule monitor bias factors(BE/C) are 1.06 and<br />
0.97. Combined bias factor (BE/C) is 1.01. In the case of<br />
the OPR-1000 results, the upper part of the Ex-vessel<br />
neutron dosimetry(EVND) and the upper part of<br />
the surveillance capsule monitor bias factors(BE/C)<br />
are 1.11 and 1.02. Combined bias factor (BE/C) is 1.06.<br />
Both Westinghouse 3-loop and OPR-1000 results<br />
meet within the range of ±20% of the acceptance<br />
criteria applied when comparing the measured and<br />
calculated values specified in Regulatory Guide 1.190 [6] .<br />
As a result, the reliability of the neutron fluence<br />
evaluation at reactor pressure vessel nozzle using<br />
upper part of surveillance capsule monitor and Exvessel<br />
neutron dosimetry (EVND) is confirmed. Both<br />
Westinghouse 3-loop and OPR-1000 results using<br />
upper part of surveillance capsule monitor and Exvessel<br />
neutron dosimetry(EVND) are higher than<br />
mid- plane data. As a result, the nozzle neutron fluence<br />
when nozzle region bias factor is evaluated<br />
conservatively.<br />
3.2 Neutron fluence of reactor pressure vessel<br />
nozzle<br />
The nozzle neutron fluence was evaluated at the lowest<br />
weld region of the reactor pressure vessel nozzle.<br />
(Figure 6) shows the neutron fluence evaluated with<br />
the different bias factors at the nozzle with respect to<br />
the effective full power years of the Westinghouse<br />
3-loop. The projected neutron fluence <strong>for</strong> Westinghouse<br />
3-loop nozzle will be greater than 1×10 17 n/cm² (1 > MeV)<br />
at the time of 36EFPY. (Figure 7) shows the projected<br />
neutron fluence of the nozzle with respect to the<br />
effective full power years of the OPR-1000. And the<br />
projected neutron fluence will be greater than<br />
1×10 17 n/cm² (1 > MeV) at the time of 41EFPY.<br />
(Figure 8) is a graph comparing the neutron fluence<br />
of the core region and the nozzle of the Westinghouse<br />
3-loop. (Figure 9) is a graph comparing the neutron<br />
Parameter<br />
Midplane of<br />
EVND<br />
Midplane of SC<br />
Monitor<br />
EVND and SC<br />
Combined<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Flux<br />
(E > 1.0 MeV)<br />
0.92 0.93 0.93<br />
Tab. 2.<br />
Westinghouse 3-loop BE/C using Mid-plane Data<br />
Parameter<br />
Upper part of<br />
EVND<br />
Upper part of<br />
SC Monitor<br />
EVND and SC<br />
Combined<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Flux<br />
(E > 1.0 MeV)<br />
1.06 0.97 1.01<br />
Tab. 3.<br />
Westinghouse 3-loop RPV BE/C using Upper Part Data<br />
Fig. 6.<br />
Westinghouse 3-loop RPV nozzle neutron fluence<br />
Parameter<br />
Upper part of<br />
EVND<br />
Upper part of<br />
SC Monitor<br />
EVND and SC<br />
Combined<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Flux<br />
(E > 1.0 MeV)<br />
1.04 1.03 1.04<br />
Tab. 4.<br />
OPR-1000 RPV BE/C using Mid-plane Data<br />
Parameter<br />
Upper part of<br />
EVND<br />
Upper part of<br />
Monitor<br />
EVND and SC<br />
Combined<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Average<br />
BE/C<br />
Flux<br />
(E > 1.0 MeV)<br />
1.11 1.02 1.06<br />
Tab. 5.<br />
OPR-1000 RPV BE/C using Upper Part Data<br />
Fig. 7.<br />
OPR-1000 RPV nozzle neutron fluence<br />
Vol. 69 (2024)
64<br />
<br />
Environment and Safety<br />
EFPY<br />
(Effective Full<br />
<strong>Power</strong> Year)<br />
Westinghouse<br />
3-loop<br />
Fluence (n/cm²)<br />
OPR-1000<br />
Fluence (n/cm²)<br />
40 1.16×10 17 0.99×10 16<br />
48 1.39×10 17 1.20×10 17<br />
54 1.57×10 17 1.35×10 17<br />
Tab. 6.<br />
Neutron Fluence Values <strong>for</strong> Nozzle P-T Limit Curves<br />
Fig. 8.<br />
Westinghouse 3-loop RPV nozzle and beltline neutron fluence<br />
Fig. 9.<br />
OPR-1000 RPV nozzle and beltline neutron fluence<br />
fluence of the core region and the nozzle of the<br />
OPR-1000. These figures show that the neutron fluence<br />
of core region is higher than the neutron fluence<br />
of nozzle. In addition, as the effective full power<br />
year (EFPY) increase, the differences between neutron<br />
fluence of beltline and neutron fluence of nozzle<br />
become more large.<br />
3.3 ART Values <strong>for</strong> Westinghouse 3-loop and<br />
OPR-1000 Reactor Vessel Nozzle Materials<br />
The results of the Westinghouse 3-loop and OPR-1000<br />
RPV nozzle neutron fluence with the combined bias<br />
factors are shown in Table 6. Margin of equation (2) is<br />
the quantity, ℉, that is added <strong>for</strong> more conservatism.<br />
The ARTs evaluated at 48EFPY <strong>for</strong> Westinghouse<br />
3-loop and OPR-1000 reactor vessel nozzle material<br />
are tabulated in Table 7.<br />
3.4 Result of Westinghouse 3-loop and<br />
OPR-1000 Reactor Vessel P-T Limit Curves<br />
(Beltline and Nozzle)<br />
Westinghouse 3-loop and OPR-1000 reactor vessel P-T<br />
limit curves(beltline and nozzle) are determined <strong>for</strong> a<br />
cool-down rate(100 ℉/hour), along with a steadystate(0℉/hour)<br />
condition. Westinghouse 3-loop and<br />
OPR-1000 reactor vessel P-T limit curves (beltline and<br />
nozzle) are developed with margin <strong>for</strong> instrument<br />
uncertainties. The nozzle P-T limit curves are developed<br />
with consideration of ARTs with reference<br />
temperature shift due to neutron irradiation. And then<br />
the curves were generated based on KIa fracture<br />
toughness. Nozzle P-T limit curves are compared with<br />
the beltline curves to determine if the nozzle P-T<br />
limit curves can be bounded by the beltline P-T limit.<br />
(Figure 10) shows Westinghouse 3-loop reactor vessel<br />
inlet and outlet nozzle P-T limit curves along with<br />
beltline P-T limit curves. Based on the comparison of<br />
the nozzle P-T limit with beltline P-T limit curves from<br />
(Fig. 10), it is shown that inlet and outlet nozzle P-T<br />
limit curves <strong>for</strong> cool-down and steady-state transient<br />
are all bounded by the beltline P-T limit curves.<br />
(Figure 11) shows OPR-1000 reactor vessel inlet and<br />
outlet nozzle and beltline P-T limit curves. Based on the<br />
comparison of the nozzle P-T limit with beltline P-T<br />
limit curves from (Fig. 11), it is shown that inlet<br />
and outlet nozzle P-T limit curves <strong>for</strong> cool-down and<br />
steady-state transient are all bounded by the beltline<br />
P-T limit curves.<br />
4. Discussion<br />
As the life of a nuclear power plant increases, the<br />
neutron fluence(E > 1 MeV) at reactor pressure vessel<br />
increases. There<strong>for</strong>e, it is necessary to evaluate not only<br />
P-T limit curves <strong>for</strong> the beltline region which is most<br />
affected by neutron irradiation but also P-T limit curves<br />
<strong>for</strong> the reactor vessel nozzle region to ensure that it is<br />
bounded by the beltline P-T limit curves.<br />
In this study, the neutron fluence(E > 1 MeV) at<br />
reactor pressure vessel nozzle was evaluated using<br />
the measurement results of the upper surveillance<br />
capsule neutron monitor and Ex-vessel neutron<br />
dosimetry(EVND) close to reactor pressure vessel<br />
nozzle. In addition, P-T limit curves <strong>for</strong> Westinghouse<br />
3-loop and OPR-1000 reactor pressure vessel nozzle<br />
were evaluated.<br />
Ausgabe 2 › März
Environment and Safety<br />
65<br />
ART Values <strong>for</strong> Westinghouse 3-loop RPV Nozzles<br />
Material<br />
IRT<br />
(°F)<br />
CF<br />
(°F)<br />
Fluence<br />
(1×10 19 n/cm²)<br />
FF<br />
Delta RT NDT<br />
(°F)<br />
Margin<br />
(°F)<br />
ART<br />
(°F)<br />
Inlet Nozzle -30 26.0 0.0116 0.12 3.1 3.1 -23.8<br />
Outlet Nozzle -70 65.6 0.0116 0.12 3.1 3.1 -54.2<br />
ART Values <strong>for</strong> OPR-1000 RPV Nozzles<br />
Material<br />
IRT<br />
(°F)<br />
CF<br />
(°F)<br />
Fluence<br />
(1×10 19 n/cm²)<br />
FF<br />
Delta RT NDT<br />
(°F)<br />
Margin<br />
(°F)<br />
ART<br />
(°F)<br />
Inlet Nozzle -60 20.0 0.00998 0.11 2.2 2.2 -55.6<br />
Outlet Nozzle -50 20.0 0.00998 0.11 2.2 2.2 -45.6<br />
Tab. 7.<br />
Calculation of ARTs Values <strong>for</strong> Westinghouse 3-loop and OPR-1000 Reactor Vessel Nozzle Materials at 48EFPY<br />
Based on the comparison of the nozzle P-T limit<br />
with beltline P-T limit curves from (Figs. 10~11),<br />
inlet and outlet nozzle P-T limit curves <strong>for</strong> cooldown<br />
and steady-state transient are all bounded<br />
by the beltline P-T limit curves.<br />
Fig. 10.<br />
Westinghouse 3-Loop RPV Nozzle and Beltline P-T Limit Curves<br />
5. Conclusion<br />
In this paper, the neutron fluence at reactor<br />
pressure vessel nozzle were evaluated using<br />
Ex-vessel neutron dosimetry (EVND) and surveillance<br />
capsule monitor close to reactor pressure<br />
vessel nozzle.<br />
To verify the evaluation results, best estimated<br />
result values from surveillance capsule and<br />
Ex-vessel neu tron dosimetry(EVND) were compared<br />
with transport calculated value and the<br />
comparison results meet the range of ±20% of the<br />
acceptance criteria applied when comparing the<br />
best estimated and calculated values specified in<br />
Regulatory Guide 1.190.<br />
Fig. 11.<br />
OPR-1000 RPV Nozzle and Beltline P-T Limit Curves<br />
Both Westinghouse 3-loop and OPR-1000 results meet<br />
the range of ±20% of the acceptance criteria applied<br />
when comparing the measured and calculated values<br />
specified in Regulatory Guide 1.190. Neutron fluence at<br />
Westinghouse 3-loop nozzle is 1.39×10 17 n/cm2 at<br />
48EFPY and Neutron fluence at OPR-1000 nozzle is<br />
1.20×10 17 n/cm2 at 48EFPY.<br />
Based on the neutron fluence at the reactor<br />
pressure vessel nozzle, P-T limit curves <strong>for</strong> the<br />
reactor pressure vessel nozzle region were<br />
evaluated and compared with the P-T limit curves<br />
<strong>for</strong> the reactor pressure vessel beltline region.<br />
The P-T limit curves <strong>for</strong> the reactor pressure<br />
vessel nozzle region were bounded by the P-T<br />
limit curves <strong>for</strong> reactor pressure vessel beltline<br />
region. In general, the neutron fluence at reactor<br />
pressure vessel nozzle is smaller than that of<br />
reactor beltline region. However due to the high<br />
stress in nozzle corner, the P-T limit curve <strong>for</strong> nozzle<br />
may become more limiting than that of beltline region.<br />
In conclusion, it is recommended that the reactor<br />
pressure vessel nozzle P-T limit curve evaluation<br />
should continuously be per<strong>for</strong>med in order to confirm<br />
if nozzle P-T limit curves are bounded by beltline<br />
curves during the plant life.<br />
Vol. 69 (2024)
66<br />
<br />
Environment and Safety<br />
Reference<br />
[1] <strong>Nuclear</strong> Safety and Security Commission Notification 2021-28, Reactor<br />
Pressure Vessel Surveillance Program Criteria, <strong>Nuclear</strong> Safety and Security<br />
Commission, (2021)<br />
Impressum<br />
Offizielle Mitgliederzeitschrift<br />
der Kerntechnischen Gesellschaft e. V. (KTG)<br />
Verlag<br />
INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft mbH<br />
Berliner Straße 88A, 13467 Berlin<br />
www.nucmag.com<br />
[2] NRC Regulatory Issue Summary (RIS) 2014-11, “In<strong>for</strong>mation on Licensing<br />
Applications <strong>for</strong> Fracture Toughness Requirements <strong>for</strong> Ferritic Reactor<br />
Coolant Pressure Boundary Components,” U.S. <strong>Nuclear</strong>Regulatory<br />
Commission, October 2014. [Agencywide Documents Access and Management<br />
System (ADAMS) Accession Number ML14149A165]<br />
[3] USNRC Regulatory Guide 1.99, Revision 2, “Radiation Embrittlement of<br />
Reactor Vessel Materials,” USNRC<br />
[4] ASME Boiler and Pressure Vessel(B&PV) Code, Section XI, Appendix G,<br />
2013 edition.<br />
[5] ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section II, Part D, 2015.<br />
[6] USNRC Regulatory Guide 1.190, Calculational and Dosimetry Methods<br />
<strong>for</strong> Determining Pressure Vessel Neutron Fluence, March 2001.<br />
@<strong>atw</strong>_<strong>Journal</strong><br />
@<strong>atw</strong>-international-journal-<strong>for</strong>-nuclear-power<br />
Geschäftsführer<br />
Dr. Thomas Behringer<br />
Authors<br />
These authors have equally contributed to the manuscript:<br />
Chefredakteur<br />
Nicolas Wendler<br />
+49 172 2379184<br />
nicolas.wendler@nucmag.com<br />
Anzeigen und Abonnements<br />
info@nucmag.com<br />
Layout<br />
zi.zero Kommunikation<br />
Berlin<br />
Redakteurin<br />
Nicole Koch<br />
+49 163 7772797<br />
nicole.koch@nucmag.com<br />
Hyunchul Lee<br />
School of Mechanical Engineering, Sungkyunkwan<br />
University, 2066 Seobu-ro, Jangan-gu, Suwon,<br />
Gyeonggi-do 16419, Republic of Korea<br />
Korea Reactor Integrity Surveillance Technology,<br />
324-8, Techno 2-ro, Yuseong-gu, Daejeon, Korea<br />
34036<br />
hclee@krist.co.kr<br />
Hyunchul Lee received his Master degree in Mechanical<br />
System Engineering, from Chonbuk National<br />
University, Korea, in 2015.He is currently PhD. Candidate at School of Mechanical<br />
Engineering, Sungkyunkwan University in Suwon, Korea and working at<br />
Korea Reactor Integrity Surveillance Technology in Daejeon, Korea. His current<br />
research interest is to fracture mechanics analysis <strong>for</strong> the PWR nuclear power<br />
plant.<br />
Ki Hun Song<br />
School of Mechanical Engineering, Sungkyunkwan<br />
University, 2066 Seobu-ro, Jangan-gu, Suwon,<br />
Gyeonggi-do 16419, Republic of Korea<br />
Druckerei<br />
inpuncto:asmuth<br />
druck + medien gmbh<br />
Buschstraße 81, 53113 Bonn<br />
Preisliste<br />
Gültig seit 1. Januar 2021<br />
Erscheinungsweise 6 x im Jahr (alle 2 Monate)<br />
DE:<br />
Pro Ausgabe (inkl. USt., exkl. Versand) 32.50 €<br />
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Alle EU-Mitgliedsstaaten ohne USt-IdNr.:<br />
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The journal and all papers and photos contained in it are protected by<br />
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consent of the publisher, INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesell schaft<br />
mbH, is prohibited. This applies to repro duc tions, translations, microfilming<br />
and the input and incorpo ration into electronic systems. The<br />
individual author is held responsible <strong>for</strong> the contents of the respective<br />
paper. Please address letters and manuscripts only to the Editorial Staff<br />
and not to individual persons of the association‘s staff. We do not assume<br />
any responsibility <strong>for</strong> unrequested contributions.<br />
Hyundai Engineering and Construction (HDEC) 75,<br />
Yulgok-ro, Jongno-gu, Seoul, Korea 03058<br />
Ki Hun Song received his B.S. degree and M.S. degree<br />
from the School of Mechanical Engineering at<br />
Sungkyunkwan University, Korea, in 2004 and 2006,<br />
respectively. He is currently working at Hyundai<br />
Engineering and Construction (HDEC) in Seoul, Korea. HDEC is a company<br />
that specializes in engineering and construction <strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong>, Refinery, and<br />
Petrochemical Plants. His research interests include risk assessment and<br />
fracturemechanics analysis <strong>for</strong> the PWR nuclear power plant.<br />
Corresponding author:<br />
Jae Boong Choi<br />
School of Mechanical Engineering, Sungkyunkwan<br />
University, 2066 Seobu-ro, Jangan-gu, Suwon,<br />
Gyeonggi-do 16419, Republic of Korea<br />
Choi, Jae Boong is professor of mechanical engineering<br />
at Sungkyunkwan University in Suwon, Korea.<br />
Dr. Choi received his Ph.D. in Mechanical System<br />
Engineering, from University of Waterloo, Canada in<br />
1997. His current research interest is to RBI system<br />
design, Seismic analysis and High temperature ·<br />
Material integrity assessment. He is vice president<br />
and Head of Industry-Academic Cooperation of<br />
Sungkyunkwan University in Korea.<br />
Signed articles do not necessarily represent the views of the editorial.<br />
ISSN 1431-5254 (Print) | eISSN 2940-6668 (Online)<br />
Ausgabe 2 › März
Research and Innovation<br />
67<br />
Fully Ceramic Microencapsulated (FCM)<br />
fuel based on Uranium Oxy carbide<br />
and Uranium Nitrite as the fuel<br />
replacement <strong>for</strong> SMART Reactor Core<br />
› Khurram Mehboob<br />
The system Integrated Small and Modular Reactor (SMART) has been designed with<br />
conventional fuel or uranium dioxide (UO2). The Fully Ceramic Microencapsulated<br />
(FCM) fuel as an Accident torrent fuel (ATF) provides a multitude of safety benefits<br />
where the fuel length is deprioritized. In this work, uranium Nitrate (UN) and uranium<br />
oxcarbide (UCO) have been replaced with the conventional fuel <strong>for</strong> the SMART reactor.<br />
The fuel replacement has been investigated <strong>for</strong><br />
criticality with depletion (burn up), fuel and moderator<br />
temperature coefficients, and power peaking factor<br />
despite the alternation of assembly configuration. The<br />
UN and UCO as Tirso Particle fuel in FCM configuration<br />
are implanted in graphite matrices. Nitrite fuel has the<br />
advantage of mechanical stability, enhanced thermal<br />
conductivity, and high fuel density compared to dioxide<br />
fuel (UO2). The neutronic assessment of UN and UCO<br />
<strong>for</strong> the SMART reactor examined the effective multiplication<br />
factor, thermal flux distribution, axial and<br />
radial power distribution, and power peaking factor<br />
at the beginning, and end of the fuel length. Results<br />
indicate that the UN and UCO as FCM fuel are more<br />
feasible in terms of safety with the compromising of<br />
the fuel length.<br />
1. Introduction<br />
Fully ceramic microencapsulated (FCM) fuel with<br />
an improved accident tolerance due to oxidation<br />
resistance, fission product retention, high thermal<br />
conductivity, and irradiation stability [1–4] has revealed<br />
much attention as the Accident Torrent Fuel (AFT) <strong>for</strong><br />
the Light water Reactors (LWRs). Since the FCM provides<br />
significant safety benefits. There<strong>for</strong>e, it presents<br />
a dilemma <strong>for</strong> the FCM fuel concept <strong>for</strong> the SMRs as it<br />
has been envisioned as the transuranic-bearing TRISO<br />
fuel particles [5–6] . Historically the TRISO fuel is developed<br />
<strong>for</strong> the High-Temperature Gas-cooled Reactors<br />
(HTGRs), or spherical pebble of a pebble bed modular<br />
high-temperature gas-cooled reactor operate at a<br />
temperature in excess of 1000C [7] . The aim of designing<br />
FCM fuel is to improve the fission retention capacity<br />
and to withstand during the accident process. FCM is<br />
composed of the Tri-isotropic fuel embedded in the<br />
fully dense and impermeable SiC matrix. The TRISO<br />
Fig. 1.<br />
Structure View of the Triso-coated Fuel Particle [9]<br />
particles consist of a fuel kernel encapsulated by three<br />
coating layers of carbon buffer, a pyrolytic carbon<br />
layer, a SiC layer, and a dense outer pyrolytic carbon<br />
layer [8] whereas the kernel is an oxide fuel of nitrates,<br />
carbides, or fissile material (U, Pu, Po) as shown in<br />
Figure 1 [9] . The concept of FCM fuel is to develop a<br />
fuel pallet similar in dimensions to a conventional<br />
fuel pellet that could be loaded in fuel rods. However,<br />
the FCM fuel pellet triso fuel particles are randomly<br />
embedded in the SiC matrix. The analogy of the<br />
conventional fuel pellet and FCM fuel pellet is depicted<br />
in Figure 2a [9] and the cross-section view is compared<br />
in Figure 2b.<br />
FCM fuel is composed of the TRISO fuel particles<br />
embedded in the fully dense silicon carbide (SiC)<br />
matrix. The SiC matrix can <strong>for</strong>m the radiation-resistant<br />
<strong>for</strong>m of SiC of a near theoretical density at relatively<br />
low applied pressure and temperature. This mild sintering<br />
prevents the de<strong>for</strong>mation of the SiC layers and<br />
minimizes the consumption of OPyC. The Tri structuralisotopic<br />
(TRISO) particle consists of the fuel kernel<br />
surrounded by four successive layers [10] of PyC, and SiC,<br />
low-density carbon buffer, and pyrolytic graphite<br />
Vol. 69 (2024)
68<br />
<br />
Research and Innovation<br />
replaced with the FCM fuel based on the UN and UCO<br />
kernel of Triso fuels without the alternation of<br />
core constraints and design. The per<strong>for</strong>mance of the<br />
can didate fuel (UN and UCO) has been compared with<br />
the reference core under identical design constraints.<br />
Fig. 2a.<br />
FCM fuel rod (right) and Conventional LWR Fuel Rod (left) [9]<br />
2. SMART Reactor core and FCM fuel<br />
replacement.<br />
SMART is an advanced and multipurpose SMR with<br />
330 MWt power and can produce 40,000 m³/day<br />
through desalination [15] . The SMART reactor core is<br />
composed of 57 fuel assemblies of a 17 ×17 fuel<br />
assembly array. Each assembly contains 264 fuel rods,<br />
24 control rods guided tubes and central instrumentation<br />
guided tube control. Low-enriched uranium<br />
oxide is used as the fuel, which provides sufficient<br />
reactivity <strong>for</strong> three years of refueling length of continuous<br />
operation. The design of code of divided into<br />
two zones depending upon the enrichment. The zone<br />
one and zone assemblies contain fuel enrichment of<br />
2.82 % and 4.88 % respectively [16] . Integral burnable<br />
absorber rods in the <strong>for</strong>m of Gd2O3 are used to reduce<br />
the excess reactivity and flatten core power distribution<br />
[17] . The original design of the SMART reactor<br />
code is depicted in Figure 3 and the fuel assembly configuration<br />
is presented in Table 1.<br />
Fig. 2b.<br />
Cross-section view of conventional oxide fuel rod (right) and<br />
the SMART Reactor FCM fuel (left) concept.<br />
layers. These practices are then embedded randomly<br />
in a SiC matrix identical to the conventional fuel<br />
pellet [11] . The function of a low-carbon buffer is to slow<br />
down and retention of fission products. The function<br />
of pyrolytic carbon is severalfold, including the protection<br />
of kernel from aggressive process gases used<br />
in Trio’s processing, from energetic fission product<br />
re coil da mage, and providing thermal and mechanical<br />
stability [3, 7, 12] .<br />
The conventional fuel UO₂ of LWR had shown a feeble<br />
tolerance to issues like swelling degradation, cracking,<br />
and expansion under high-temperature scenarios [12] .<br />
After the recent event of the Fukushima Daiichi <strong>Nuclear</strong><br />
power plant accident in Japan, interest has been developed<br />
to enhance the ATF <strong>for</strong> LWRs [13] . In this regard,<br />
Oak Ridge National Laboratory (ORNL) has developed<br />
TRISO-based FCM fuel which is based on proven HTGR<br />
technology. FCM fuel has been proposed <strong>for</strong> the LWRs<br />
and it could be adopted <strong>for</strong> the SMRs. The main concerning<br />
issues in employing FCM fuel in LWRs are the<br />
fuel cycle length and neutronic per<strong>for</strong>mance.<br />
In this work, we focused on the feasibility of the<br />
replacement of UO₂ fuel with the UN and UCO FCM fuel<br />
<strong>for</strong> SMART reactors. The OpenMC [14] has been used <strong>for</strong><br />
the computation analysis of the SMART reactor core.<br />
The reference core of the SMART reactor has been<br />
Fig. 3.<br />
SMART reactor core Cross-section view (Left),<br />
[7, 19]<br />
and assembly Configuration (Right).<br />
2.1 FCM Fuel replacement<br />
In this study SMART reactor core with its original<br />
geometry is replaced with the FCM fuel material of UN<br />
and UCO kernel (See Table 2). Baumann et al. [20] have<br />
suggested the UN TRISO fuel concept <strong>for</strong> the higher<br />
burnup LWRs application with 19.5 % enrichment. UN<br />
kernel of 800mm was ideal. <strong>Power</strong> J.J [21] has suggested<br />
the UCO <strong>for</strong> LWRs [22] and has used the UCO-TRISO fuel<br />
of 500 mm kernel <strong>for</strong> LWRs with 19.75 % enrichment.<br />
There<strong>for</strong>e, in this study, UCO and UN-based Triso base<br />
FCM fuel of 800 kernels 870 µm and 850 µm respectively<br />
with heterogeneous enrichment have been<br />
employed in the SMART reactor core. The SMART<br />
reactor core has been configured with two zones with<br />
enrichment of enrichment 4.88 wt % 235 U and 2.82 wt %<br />
235 U. There<strong>for</strong>e, the same argument has been taken into<br />
consideration <strong>for</strong> FCM enrichment. In FCM fuel design<br />
part of the fuel pallet is occupied by the SiC matrix<br />
Ausgabe 2 › März
Research and Innovation<br />
69<br />
there<strong>for</strong>e higher enrichment is needed to achieve<br />
the same amount of fissile material. There<strong>for</strong>e, 15.5 %<br />
and 9.5 %, enrichment is selected <strong>for</strong> Zone 2 and Zone 1<br />
respectively. The packing fraction determined<br />
the number of Triso fuel particles per fuel rod. Since,<br />
as the packing fraction increases the pitch rapidly<br />
decreases. The simulated dismissions of FCM fuel<br />
pellets and conventional fuel pellets are depicted in<br />
Tab. 2.<br />
The kernel-to-particle volume ratio and the particle<br />
packing fraction combination <strong>for</strong> simulated TRISO<br />
cases resulted in 75 – 80 % of 235 U fissile density compared<br />
to standard uranium dioxide fuel pellets.<br />
Type<br />
Assembly<br />
type<br />
No. of<br />
Assemblies<br />
No. of<br />
fuel rods<br />
Enrichment<br />
235 U w/o%<br />
No. of<br />
IFBA rods<br />
Gd 2 O 3<br />
(w/o%)<br />
A 8 260 4.88 4 8.0<br />
Zone 2<br />
Zone 1<br />
B 12 244 4.88 20 8.0<br />
BZ 12 256 4.88 8 8.0<br />
BC 4 240 4.88 24 8.0<br />
C 9 256 2.82 8 8.0<br />
CZ 12 252 2.82 12 8.0<br />
Tab. 1.<br />
Fuel assembly configuration of SMART reactor [18] .<br />
Pentameter Conventional UO 2<br />
pellet<br />
FCM Fuel pellet<br />
UCO-Case<br />
UN-case<br />
TRISO Particle Kernel Material type - UCO (5% porosity) UN (5% porosity)<br />
Coating material - IPyC, SiC, OPyC IPyC, SiC, OPyC<br />
Kernel diameter (µm) - 870 850<br />
Buffer thickness (µm) - 55 70<br />
Density of Buffer - 0.79 0.79<br />
Layers thickness IPyC, SiC, OPyC (µm) - 35, 35, 35 35, 35, 35<br />
Densities of IPyC, SiC, OPyC (µm) - 1.9, 4.21, 1.9 1.9, 4.21, 1.9<br />
Density of Kernel - 13.76 13.76<br />
Fuel radius (mm) - 3.922 3.922<br />
Rod diameter (mm) - 9.5 9.5<br />
Packing fraction - 0.60 0.48<br />
TRISO Pitch (mm) - 1.13 1.23<br />
Number of TRISO per Rod - 64090 51270<br />
U 235 (%) a - 9.5, 15.5 9.5, 15.5<br />
The average density of Tirso particle g.cm -3 - 10.87 13.68<br />
Density of fuel (g.cm -3 ) 10.28 - -<br />
Fuel rod Active Fuel rod Length cm 200 200 200<br />
Fuel diameter 8.19 8.19 8.19<br />
Pin pitch (mm) 0.12598 0.12598 0.12598<br />
Helium gap (mm) 0.028 0.028 0.028<br />
Cladding outer diameter mm 9.5 9.5 9.5<br />
Cladding inner diameter (mm) 9.5 8.22 8.22<br />
Fuel Assembly Assembly pitch (cm) 21.504 21.504 21.504<br />
Assembly matrix 17×17 17×17 17×17<br />
Tab. 2.<br />
FCM fuel pellet UN and UCO base FCM fuel and fuel rod specifications<br />
a<br />
Zone 2 and Zone 1<br />
Vol. 69 (2024)
70<br />
<br />
Research and Innovation<br />
2.2 Modeling TRISO particles in OpenMC<br />
Since, the Triso particles are randomly packed in the<br />
SiC matrix of the FCM fuel pallet. OpenMC can generate<br />
TRISO particles and distribute them randomly in the<br />
SiC matrix. The OpenMC. model. pack_spheres model<br />
has been used to distribute the Triso particles randomly<br />
within the fuel pallet. To model individual particles,<br />
a specific universe has been created, to model<br />
the individual particles, which not only reduces the<br />
simulation time but also improves the per<strong>for</strong>mance of<br />
per<strong>for</strong>mance by reducing the number of cells.<br />
3. Results and Discussion<br />
In this study, FCM fuel based on UN and UCO TRISO<br />
particles fuel has been replaced <strong>for</strong> the SMART reactor<br />
without the design alteration of the SMART reactor and<br />
core. There<strong>for</strong>e, the SMART reactor core has been<br />
modeled in OpenMC according to the design reported<br />
by the KAERI in [23] . The core burns up of the SMART<br />
reactor core have been evaluated without the control<br />
rods and Integral Fuel Burnable Absorber (IFBA) insertion.<br />
However, a boron concentration of 140 ppm has<br />
been considered according to the design as described<br />
in [23] . The burnup of UN and UCO-based FCM fuel has<br />
been simulated <strong>for</strong> identical operational and design<br />
constraints. In this study, the average axial thermal flux<br />
<strong>for</strong> FCM fuels of UN and UCO triso base particles has<br />
been simulated and compared with the reference design<br />
fuel (UO₂). The packing fractions of UN and UCO<br />
are 0.48 and 0.6 respectively. The comparison of the<br />
axial fluxes is shown in Figure 4. FCM fuel of UN and<br />
UCO has elevated thermal flux compared to the UO₂.<br />
The thermal flux is distributed over the dimension<br />
of the core 192.78 cm × 192.78 cm of mesh size of<br />
4.8195 × 10 -1 . The candidate flux has elevated flux even<br />
with the presence of SiC and in the FCM fuel matrix.<br />
This is because of the higher enrichment and density<br />
of FCM fuel.<br />
One of the prime parameters to ensure the safety of the<br />
reactor operation is the reactor power density. Figure 5<br />
depicts the comparison of normalized axial power. The<br />
normalized radial power distribution has been found<br />
to be almost identical at BOL, MOL, and EOL of fuel<br />
lengths. However, the elevated power has been seen at<br />
corner zone 2 (Figure 6) due to the higher enrichment<br />
of zone 2 assemblies. Whereas the flux at the central<br />
zone is less as compared to zone 2 because of the low<br />
enrichment of zone 1 (2.82 %wt of uranium). The FCM<br />
fuel loading follows the same configuration with<br />
15.5 %wt of uranium in zone 2 assemblies and 9.5 %wt<br />
of uranium in zone 1 assemblies, which results in lower<br />
burnup at the central assemblies. However, the outer<br />
Fig. 4.<br />
Comparison of the thermal flux of the original fuel (UO 2 ) of the SMART reactor with the replaced FCM fuels (UCO and UN)<br />
Fig. 5.<br />
Axial normalized power distribution of SMART core at the BOL, MOL, and EOL of UO 2 and FCM fuels of UCO and UN kernels<br />
Ausgabe 2 › März
Research and Innovation<br />
71<br />
zoned assemblies have high burnup. The power density<br />
at the middle of the fuel length (MOL) and at the end of<br />
the fuel length (EOL) has a similar burnup pattern<br />
except <strong>for</strong> assembly type A at the edges of the outer<br />
zone, which have higher burnup due to higher<br />
enrichment compared to other assemblies that being<br />
depleted rapidly in addition to high neutron current<br />
scattered from the center of the core.<br />
3.1 Powe peaking factor<br />
Local power density (LPD) is at the hottest point of a<br />
fuel rod and should be estimated accurately to confirm<br />
the possibility of a meltdown. The power peaking factor<br />
is defined as the highest LDP divided by the average<br />
power density in the reactor. The <strong>Power</strong> Peaking Factor<br />
(PPF) is the safety parameter that is essential <strong>for</strong> the<br />
localization of Departure from Nucleate Boiling (DNBR)<br />
and subcooled boiling. Figure 7 depicts the comparison<br />
of the PPF of FCM fuels with reference fuel. The FCM<br />
Fuel of UCO and UN has significantly low PPF compared<br />
to the standard design fuel of the SMART reactor.<br />
The maximums of PPFs <strong>for</strong> UO₂, UCO, and UN are<br />
1.521,1.365, and 1.339, respectively. This indicates that<br />
the reactivity of FCM fuel is more controllable compared<br />
to the UO₂ fuel due to lower PPF values.<br />
Fig. 6.<br />
Comparison of normalized radial power distribution of UO 2 , UCO,<br />
and UN fuel <strong>for</strong> SMART reactor core at the beginning of fuel length (top),<br />
middle of fuel length (middle), and end of fuel length (bottom).<br />
3.2 Effective multiplication factor and burnup<br />
The k effective criticality is fundamental and relevant<br />
<strong>for</strong> the safe and sustainable operation of reactors.<br />
Figure 8. There is a monotonic behavior of reactivity<br />
that has been exhibited by FCM fuel at the end of fuel<br />
length, where the effective multiplication monotonically<br />
decreases due to the high burn up rate. Initially,<br />
the keff of the FCM fuel is higher than the conventional<br />
Fig. 7.<br />
Comparison of the PPF of FCM fuel of UN and UCO and reference core.<br />
Fig. 8.<br />
k effective <strong>for</strong> one complete fuel length<br />
with a boron concentration of 140 ppm.<br />
Fig. 9.<br />
Comparison of the burnup rate of FCM and Reference fuel<br />
<strong>for</strong> one fuel length with the boron concentration of 140 ppm.<br />
Vol. 69 (2024)
72<br />
<br />
Research and Innovation<br />
fuel (UO₂) at the beginning of the fuel length. This is due<br />
to the higher enrichment of the fuel which eventually<br />
burns out at the end of the fuel length. The packing<br />
fractions and enrichment of the FCM fuel kernel result<br />
in a significant difference in keff and burnup at the<br />
beginning and end of the fuel length. The keff and<br />
burnup rate versus the Effective Full <strong>Power</strong> Day (EFPD)<br />
<strong>for</strong> one complete fuel length is depicted in Fig. 8 and<br />
Figure 9, respectively. At the beginning of the fuel<br />
length, the reactivity of UO₂, UCO, and UN has been<br />
found to be 23501pcm, 28931pcm, and 29147pcm,<br />
respectively with the boron concentration of 140ppm.<br />
The UN has high reactivity due to the advantage of the<br />
density. The effective multiplication factor of UCO and<br />
UN FCM fuel is relatively 8.5 % higher than the UO₂ at<br />
the beginning of fuel length. However, the effective<br />
multiplication factor decreased monotonically <strong>for</strong> FCMbased<br />
fuel after 650 EFFDs with 140ppm soluble boron<br />
concentration. Contrary to this the average burn of UO₂,<br />
UCO, and UN FCM fuels remain similar. similar to the<br />
effective multiplication factor the burn up of UCO and<br />
UN-based FCM decreases monotonically after 650<br />
EFPDs of the SMART reactor, resulting in a significant<br />
diminution of fuel cycle length (Fig. 6). It can also be<br />
seen from Figure 10 that the reactivity of FCM fuels<br />
decreases drastically with the burnup.<br />
(1)<br />
(2)<br />
(3)<br />
Where T is the fuel temperature and ρ is reactivity,<br />
which is a function of the criticality of the system and<br />
can be expressed as:<br />
(4)<br />
Using Eq (4) in Eq (3) and differentiating with respect<br />
to temperature gives the Eq (5)<br />
(5)<br />
Similarly, MTC can be expressed as follows.<br />
(6)<br />
(7)<br />
Fig. 10.<br />
The burnup vs the effective multiplication factor<br />
with 140 ppm boron concertation<br />
3.3 Fuel temperature coefficient and<br />
Moderator temperature coefficient<br />
The reactivity coefficients have a significant effect on<br />
the effective multiplication factor, as they alter the<br />
interaction probability of neutrons with fissile and<br />
fertile fuel. These reactivity coefficients are the Fuel<br />
Temperature Coefficient (FTC) and Moderator Temperature<br />
Coefficient (MTC). The FTC is defined as the<br />
change in the reactivity with the change in the fuel<br />
temperature, while the MTC refers to the change in<br />
reactivity due to the change in moderator temperature.<br />
FTC and MTC can be expressed mathematically shown<br />
in Eq1 and Eq 2 [24] whereas the FTC in terms of reactivity<br />
is depicted in Eq 3.<br />
It has been noticed that the FTC of FCM fuels is<br />
less negative compared to the reference fuel (UO₂). The<br />
FTC has been evaluated from 300K to 1200K with the<br />
degree change of 100K. The 300K is considered as the<br />
reference temperature. FTC became less negative with<br />
the increase in fuel temperature. The least value of FTC<br />
has been found -1.82881 pcm/K with the 400K increase<br />
in fuel temperature from the reference temperature<br />
<strong>for</strong> UO₂. The FTC <strong>for</strong> the reference fuel remains in<br />
the range of -1.82881 pcm/K to 1.50749 pcm/K <strong>for</strong> the<br />
increase in fuel temperature from 100K to 900K from<br />
the refence fuel temperature. On the other hand, the<br />
FTC <strong>for</strong> the of UN and UCO has been found to be less<br />
negative compared to the standard fuel. However, the<br />
FTC <strong>for</strong> the FCM fuel also increases with the increase<br />
in fuel temperature. The FTC <strong>for</strong> UN and UCO remained<br />
in the range of -1.39908 pcm/K to -0.99062 pcm/K and<br />
-1.51367 pcm/K to -1.05743 pcm/K respectively with the<br />
increase in fuel temperature from 100K to 9000K from<br />
the reference temperature.<br />
When the coolant temperature increases the density<br />
decreases due to thermal expansion of coolant. The<br />
resonance escape probability decreases, which causes<br />
Ausgabe 2 › März
Research and Innovation<br />
73<br />
Fig. 11.<br />
Comparison of the Fuel temperature coefficient of FCM fuel<br />
with Standard fuel.<br />
Fig. 12.<br />
Comparison of Moderator temperature coefficient of FCM<br />
and Standard fuel<br />
neutron spectrum hardening. Contrary to FTC, the MTC<br />
remains positive and decreases monotonically with the<br />
increase in moderator temperature. The MTC remains<br />
positive <strong>for</strong> the standing fuel until the moderator<br />
temperature reaches 900 K (600 K increase from the<br />
reference temperature). While the MTC <strong>for</strong> UCO and<br />
UN remain positive because the moderator density<br />
remains higher than 700 kg/m³. However, the moderator<br />
density is 725 kg/m³.Moreover, with the increase in<br />
moderator temperature the density of the moderator<br />
decreases which results in diminishing the neutron<br />
thermalization.<br />
4. Conclusion<br />
In this work, the FCM fuel has been replaced with the<br />
conventional design fuel of the SMART reactor. The<br />
FCM fuel based on the UN and UCO carbide kernel of<br />
850 mm and 870 mm respectively has been investigated.<br />
The FCM fuel was replaced without the alteration<br />
of core design and fuel pallet dimensions alterations.<br />
The candidate designs of UCO started at 87.3 % less fertile<br />
238U and about 28 % of fissile material 235U, while<br />
the UN cases are 79.78 % and 28.84 %, respectively.<br />
FCM fuel presents several significant challenges from<br />
the perspective of reactor engineering. Retrofitting of<br />
UO₂ with the FCM fuel in the existing LWRs or SMRs<br />
is a significant difficult problem. The initial reactivity<br />
in the FCM fuel assemblies required a significant<br />
consideration of burnable poison (dissolved or rod<br />
positions). However, in the case of dissolved burnable<br />
poison is a challenge as it alters the coolant chemistry<br />
that is sufficient to suppress the BOL reactivity and<br />
result in a stable equilibrium cycle. It is evident that <strong>for</strong><br />
the realistic configuration, the fuel length would be<br />
compromised in reference to the conventional UO₂<br />
fuel. However, the Cycle length of 800 EFPDs is acceptable<br />
<strong>for</strong> the SMART reactor when the safety of the<br />
reactor is ascendent. From the safety perspective, the<br />
FCM has fuel, has less PPF, and has less negative fuel<br />
temperature and moderator coefficient throughout the<br />
fuel operating length. Finally, SMART reactors can be<br />
operated safely <strong>for</strong> 850 EFPDs with the FCM fuel of UN<br />
and UCO Kernels<br />
Acknowledgment<br />
This research work was funded by the institutional<br />
fund projects under the grant number (IFPIP: 120-135-<br />
1443). The authors gratefully acknowledge technical<br />
and financial support provided by the Ministry and<br />
King Abdulaziz University, DSR, Jeddah, Saudi Arabia.<br />
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0471533351, John Wiley & Sons, Inc. New York<br />
Author<br />
Khurram Mehboob<br />
Department of <strong>Nuclear</strong> Engineering,<br />
Faculty of Engineering, King Abdulaziz University,<br />
P. O. Box 80204, Jeddah 21589 Saudi Arabia.<br />
E-Mail: kmehboob@kau.edu.sa<br />
Dr. Khurram Mehboob has completed His PhD in<br />
<strong>Nuclear</strong> Engineering from College of <strong>Nuclear</strong> Science<br />
and Technology (CNST), Harbin Engineering University<br />
(HEU), China in 2012. He was awarded by Chinese<br />
Government Scholarship from China Scholarship<br />
council (CSC) in 2009 <strong>for</strong> doctoral Studies. He also has completed his Postdoc<br />
from Kyung Hee University (KHU) in <strong>Nuclear</strong> Engineering, in 2014. He was<br />
awarded by the Post doc fellowship at Kyung Hee University (KHU) in 2013.<br />
Dr. Khurram Mehboob is currently an Associate Professor at Department of<br />
<strong>Nuclear</strong> Engineering, Faculty of Engineering, King Abdul Aziz University,<br />
Jeddah Saudi Arabia. He is serving in Faculty of Engineering at King Abdul Aziz<br />
university (KAU) since October 2014. He also served as Research Professor at<br />
Department of <strong>Nuclear</strong> Engineering at Kyung Hee University (KHU), South<br />
Korea <strong>for</strong> a period of one year. Dr. Khurram has also served as an assistant<br />
Professor at Department of Physics, COMSATS Institute of In<strong>for</strong>mation Technology<br />
(CIIT), Islamabad from 2013 to 2017. His Teaching interest includes<br />
Radiation Detection and Measurements, Computational Methods, Reactor<br />
Safety and Reactor Physics. His Research interest includes Reactor Safety and<br />
Simulation, Severe Accident Analysis and Source Term determination.<br />
Currently he is working on severe accident and safety assessment of small<br />
and Modular Advanced ReacTor (SMART).<br />
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Ausgabe 2 › März
Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />
75<br />
Das „Herausbringen“<br />
aus dem Kontrollbereich<br />
› Christian Raetzke<br />
Immer wieder kommt es vor, dass der Verfasser in Unterhaltungen mit Betreibern<br />
kerntechnischer Anlagen und Einrichtungen auf das „Herausbringen aus dem Kontrollbereich“<br />
angesprochen wird. Dieses Thema hat offenkundig eine hohe praktische Relevanz;<br />
die Regelung im Strahlenschutzrecht ist jedoch nicht ganz eindeutig und lässt Raum für<br />
Zweifelsfragen; und so ist offenbar auch die Handhabung von Anlage zu Anlage zumindest in<br />
Nuancen verschieden. Insofern lohnt sich ein Blick durch die juristische Brille auf dieses<br />
Instrument des Strahlenschutzes.<br />
Die Regelung zum Herausbringen findet sich in § 58<br />
Abs. 2 StrlSchV. Die Vorschrift ist Teil eines Abschnitts,<br />
der sich mit Strahlenschutzbereichen beschäftigt;<br />
das Einrichten von Strahlenschutzbereichen und das<br />
Einhalten bestimmter Regelungen im Zusammenhang<br />
mit diesen Bereichen ist ja ein ganz wesentliches<br />
Instrument des Strahlenschutzes. In § 58 StrlSchV geht<br />
es darum, dass Personen (Abs. 1) oder bewegliche<br />
Gegenstände (Abs. 2), die den Kontrollbereich verlassen,<br />
darauf geprüft werden, ob sie kontaminiert<br />
(oder – im Falle der Gegenstände – aktiviert) sind. Ein<br />
wesentliches Ziel dieser Regelung ist es, eine Gefährdung<br />
von Mensch und Umwelt außerhalb des Kontrollbereichs<br />
durch Kontaminationsverschleppung zu<br />
verhindern.<br />
Abgrenzung zur Freigabe<br />
Abgrenzungsfragen ergeben sich vor allem mit Blick<br />
auf die Freigabe. Das Instrument der Freigabe hat<br />
zunächst einen anderen Ansatzpunkt: es geht um die<br />
Frage, ob ein Stoff oder Gegenstand radioaktiv im<br />
Rechtssinne ist oder nicht. Konkret bedeutet die<br />
Freigabe, dass ein Stoff oder Gegenstand, der bei einer<br />
genehmigten Tätigkeit „angefallen“ ist, kein radioaktiver<br />
Stoff mehr ist, wenn er „festgelegte Freigabewerte<br />
unterschreitet und der Stoff freigegeben worden<br />
ist“ (§ 2 Abs. 2 Satz 1 Nr. 2 AtG, gleichlautend § 3 Abs. 2<br />
Satz 1 Nr. 2 StrlSchG). Die Terminologie ist also zunächst<br />
eine ganz andere: nicht „Herausbringen“ aus dem<br />
„Kontrollbereich“, sondern „Freimessung und Freigabe“<br />
eines „bei einer Tätigkeit anfallenden“ Stoffes<br />
oder Gegenstandes. Schaut man sich aber die näheren<br />
Regelungen zur Freigabe in der StrlSchV an, so wird<br />
klar, dass das gesetzliche Er<strong>for</strong>dernis der Freigabe sich<br />
im Wesentlichen auf Stoffe und Gegenstände bezieht,<br />
die aus Kontrollbereichen stammen (§ 31 Abs. 2 Satz 2<br />
StrlSchV) und die nunmehr anderweitig verwendet<br />
oder entsorgt werden (§ 31 Abs. 2 Satz 1 StrlSchV), also<br />
im Ergebnis den Kontrollbereich verlassen; nach<br />
Freimessung und Freigabe steht auch hier fest, dass die<br />
von den Stoffen oder Gegenständen ausgehende<br />
Aktivität, sofern überhaupt vorhanden, jedenfalls so<br />
gering ist, dass sie „außer Acht gelassen werden kann“<br />
(§ 2 AtG und § 3 StrlSchG, jeweils Abs. 2 Satz 1). Im<br />
Ergebnis setzen beide Regelungskomplexe also an der<br />
Entlassung von Gegenständen aus demselben räumlichen<br />
Bereich an (grob gesagt: dem Kontrollbereich)<br />
und dienen letztlich demselben Zweck (Gewährleistung,<br />
dass keine relevante Kontamination/Aktivierung<br />
vorliegt).<br />
Die Regelungen zur Freigabe sind aber in ihrer<br />
Begriffichkeit und auch in ihrem Anwendungsbereich<br />
(z. B. nicht nur auf bewegliche Gegenstände, sondern<br />
auch Gebäude/Bodenflächen und Stoffe) weiter gefasst<br />
als die Regelung zum Herausbringen; letztere knüpft<br />
überdies an einen bestimmten Verwendungszweck<br />
an (Stichworte: Wiederverwendung, Reparatur). § 58<br />
Abs. 2 StrlSchV ist also die speziellere Regelung. Das<br />
bedeutet: der Rechtsanwender – also etwa der Strahlenschutzbeauftragte<br />
(SSB) – muss zunächst prüfen, ob die<br />
Voraussetzungen des Herausbringens vorliegen. Ist<br />
dies nicht der Fall, ist dann auf die Regelungen zur<br />
Freigabe zurückzugreifen. Diesen Vorrang des Herausbringens<br />
sehen auch die gesetzlichen Regelungen<br />
vor, siehe einerseits § 58 Abs. 2 Satz 6 StrlSchV („§ 31<br />
findet keine Anwendung“) und andererseits § 31 Abs. 4<br />
StrlSchV („§ 58 Abs. 2 … bleib[t] unberührt“).<br />
Ist der Tatbestand des Herausbringens erfüllt, so ist die<br />
Rechtsfolge, dass der SSB den betreffenden Gegenstand<br />
Vol. 69 (2024)
76<br />
<br />
Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />
auf Kontamination bzw. Aktivierung prüfen muss.<br />
Werden die Werte der spezifischen Aktivität bzw. der<br />
Oberflächenkontamination, auf die § 58 Abs. 2 Satz 2<br />
StrlSchV Bezug nimmt, überschritten, darf der Gegenstand<br />
nicht aus dem Kontrollbereich herausgebracht<br />
werden. Praktisch ist dann eine Dekontamination<br />
angesagt.<br />
Die Freigabe ist <strong>for</strong>mal aufwendiger; deshalb erscheint<br />
das Herausbringen, wenn es anwendbar ist, auch<br />
als einfacheres und gewissermaßen „privilegiertes“<br />
Instrument. Die Freigabe erfolgt auf der Grundlage<br />
eines Verwaltungsaktes, den der Inhaber der Anlage<br />
beantragen muss: des Freigabebescheides (§ 33 Abs. 2<br />
StrlSchV). Die Freimessung, die bestimmten Verfahrens-<br />
und Dokumentationspflichten unterliegt,<br />
erfolgt grundsätzlich durch den SSB (§ 42 StrlSchV);<br />
Gutachter und Behörde können sich aber eine Mitwirkung/Kontrolle/Bestätigung<br />
vorbehalten (siehe<br />
etwa § 33 Abs. 3 StrlSchV).<br />
Die Freigabewerte (für die uneingeschränkte Freigabe)<br />
und die Werte der spezifischen Aktivität, auf die § 58<br />
Abs. 2 Satz 2 StrlSchV für das Herausbringen verweist,<br />
sind identisch: es sind die nuklidspezifischen Werte der<br />
Anlage 4, Tabelle 1, Spalte 3 StrlSchV. Insofern erfüllen<br />
beide Instrumente den Zweck, Mensch und Umwelt vor<br />
der schädigenden Wirkung ionisierender Strahlen –<br />
in Gestalt von Kontaminationsverschleppungen und<br />
aktivierten Gegenständen – zu schützen, im selben<br />
Maße. Die Abgrenzung zwischen Herausbringen und<br />
Freigabe ist also keine Frage von „mehr oder weniger<br />
Strahlenschutz“; auch das mag ein Grund sein,<br />
warum sie in der Praxis nicht ganz einheitlich gehandhabt<br />
wird. Dennoch ist das Herausbringen an<br />
einen ganz bestimmten Tatbestand gebunden und der<br />
Rechts anwender hat diesen Anwendungsbereich zu<br />
beachten.<br />
Kontamination oder Aktivierung nicht vorfallen kann;<br />
hier kann die Behörde eine Ausnahme vom Freigabeer<strong>for</strong>dernis<br />
erteilen, wenn beweissichernde Messungen<br />
– ein typisches Instrument der Herausgabe –<br />
die Annahme der ausgeschlossenen Kontamination<br />
bestätigen. Vor dem Hintergrund dieser Regelungsabsicht<br />
ist in diesen – atypischen – Fällen dann wohl<br />
auch keine Überprüfung/Messung von Gegenständen<br />
im Sinne des Herausbringens nach § 58 Abs. 2 StrlSchV<br />
er<strong>for</strong>derlich.<br />
Wann ist nun genau das Herausbringen angesagt?<br />
Der Tatbestand in § 58 Abs. 2 StrlSchV erfasst „bewegliche<br />
Gegenstände, insbesondere Werkzeuge,<br />
Messgeräte, Messvorrichtungen, sonstige Apparate,<br />
Anlagenteile oder Kleidungsstücke, die zum Zweck der<br />
Handhabung, zum Zweck der Nutzung oder zum Zweck<br />
einer sonstigen Verwendung mit dem Ziel einer<br />
Wiederverwendung oder Reparatur außerhalb eines<br />
Strahlenschutzbereichs aus einem Kontrollbereich<br />
herausgebracht werden“. Zur Auslegung dieses Wortlauts<br />
kann man ergänzend die amtliche Begründung<br />
zur weitgehend übereinstimmenden Vorgängernorm,<br />
dem § 44 Abs. 3 StrlSchV 2001, heranziehen (die<br />
amtliche Begründung der heutigen StrlSchV von 2018<br />
enthält dazu keine neueren Ausführungen).<br />
Die erste grobe Abschichtung ist klar: es geht um<br />
weitere Handhabung, Nutzung, Wiederverwendung,<br />
Reparatur. Das Herausbringen dient jedenfalls nicht<br />
dazu, Abfallströme aus dem Kontrollbereich – betriebliche<br />
Abfälle oder gar ausgebaute Anlagenteile – der<br />
Entsorgung zuzuführen.<br />
Schaut man sich den Wortlaut im Einzelnen an, so wird<br />
es dann schon schwieriger. Mit etwas gutem Willen<br />
kann man zwei Fallgruppen unterscheiden.<br />
Abgrenzung zur Herausgabe<br />
Angesichts der ähnlichen, ja verwechslungsanfälligen<br />
Begriffe „Herausbringen“ und „Herausgabe“ scheint<br />
auch hier eine eingehende Unterscheidung angesagt.<br />
Tatsächlich ist der Anwendungsbereich beider Instrumente<br />
aber (theoretisch) leicht und klar abgrenzbar.<br />
Denn die Herausgabe – die gesetzlich nicht geregelt ist<br />
– kann nur dort überhaupt Anwendung finden, wo<br />
der Gesetz- und Verordnungsgeber nicht eine Freigabe<br />
bzw. ein Herausbringen angeordnet hat, also im<br />
Wesentlichen außerhalb des Kontrollbereichs (siehe<br />
dazu den Beitrag des Verfassers in <strong>atw</strong> 2023 Heft 1,<br />
S. 15 ff.).<br />
Etwas verwischt wird diese klare örtliche Abgrenzung<br />
durch die 2018 neu in das Strahlenschutzrecht eingeführte<br />
Regelung des § 31 Abs. 5 StrlSchV, die<br />
ausnahmsweise auch für bestimmte Kontrollbereiche<br />
oder Teile von Kontrollbereichen gilt, in denen eine<br />
Vorübergehend eingebrachte Gegenstände<br />
Zum einen geht es um Werkzeuge, Messgeräte,<br />
Apparate etc., die – arbeitstäglich oder vorübergehend<br />
– in den Kontrollbereich hineingebracht und<br />
wieder herausgebracht werden. Typische Beispiele:<br />
der Hammer des Handwerkers, das Messgerät des<br />
Prüfingenieurs. Hier war das Motiv des Verordnungsgebers<br />
offensichtlich, dass man diese arbeitstäglich<br />
wiederkehrenden Vorgänge nicht unnötig erschweren<br />
wollte. Man kann auch die Überlegung anstellen,<br />
dass diese Gegenstände nicht speziell dem Betrieb<br />
der Anlage gewidmet sind.<br />
Unter diesem Blickwinkel kann es nicht darauf ankommen,<br />
ob die Gegenstände tatsächlich noch einmal<br />
woanders eingesetzt werden (können). Auch der<br />
Hammer des Handwerkers, der im Kontrollbereich<br />
kaputtgeht, kann nach § 58 Abs. 2 StrlSchV herausgebracht<br />
und anschließend weggeworfen werden.<br />
Ausgabe 2 › März
Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />
77<br />
Anlagenteile<br />
Die zweite Fallgruppe ist schwieriger. Sie betrifft<br />
Anlagenteile, und zwar solche, die „mit dem Ziel einer<br />
Wiederverwendung oder Reparatur außerhalb eines<br />
Strahlenschutzbereichs aus einem Kontrollbereich<br />
herausgebracht werden“. Diese Formulierung ist nicht<br />
ganz eindeutig, vor allem da die räumliche Be stimmung<br />
„außerhalb eines Strahlenschutzbereichs“ sich jedenfalls<br />
auf die „Reparatur“, aber nicht zwingend auch auf<br />
die „Wiederverwendung“ bezieht. Diese Zweifelsfrage<br />
kann man am Beispiel eines Ventils verdeutlichen,<br />
das repariert und in einer anderen, konventionellen<br />
Industrieanlage wieder eingesetzt wird. In der amtlichen<br />
Begründung zu § 44 Abs. 3 StrlSchV 2001 heißt<br />
es: „Die Regelung erfasst … auch solche Apparate oder<br />
Anlagenteile, die innerhalb der Anlage montiert sind<br />
und zu Reparaturzwecken ausgebaut und nach der<br />
Reparatur wieder eingebaut werden sollen“ (BR-Drs.<br />
207/01, S. 247). Das deutet darauf hin, dass der<br />
Ver ordnungsgeber eher an eine Wiederverwendung<br />
im ursprünglichen Kontext im Kontrollbereich gedacht<br />
hat. Allerdings ist der Befund nicht eindeutig,<br />
da der Wortlaut, wie oben dargelegt, eine Verwendung<br />
außerhalb des Kontrollbereichs nicht eindeutig<br />
ausschließt. Eine entsprechende Praxis dürfte daher<br />
zulässig sein.<br />
Wenn ein Anlagenteil – etwa ein Regal – aus dem<br />
Kontrollbereich herausgebracht und außerhalb<br />
gelagert wird, um irgendwann später wieder im<br />
Kontrollbereich zum Einsatz zu kommen, so wird<br />
dieser Fall vom Tatbestand des § 58 Abs. 2 StrlSchV<br />
erfasst. Denn dort wird eine Wiederverwendung nicht<br />
von einer Reparatur abhängig gemacht; vielmehr<br />
stehen beide Wörter gleichrangig nebeneinander.<br />
Fazit<br />
Das Herausbringen aus dem Kontrollbereich ist ein<br />
arbeitstäglicher Vorgang. Die Regelung des § 58 Abs. 2<br />
StrlSchV ermöglicht im Gegensatz zur anderenfalls<br />
er<strong>for</strong>derlichen Freigabe ein – vom Verordnungsgeber<br />
so gewolltes – relativ pragmatisches „Freimessen“<br />
bestimmter Gegenstände. Die Entscheidung darüber,<br />
welche Gegenstände genau von dieser Regelung erfasst<br />
werden – eine Entscheidung, die in allgemeiner Form<br />
bei der Formulierung betrieblicher Regelungen und<br />
im Einzelfall durch den SSB getroffen wird – unterliegt<br />
angesichts des Wortlauts der Norm gewissen Unschärfen.<br />
Sie sollte jedenfalls mit vernünftigem Blick<br />
auf die Ziele des Gesetzes getroffen werden.<br />
Autor<br />
Dr. Christian Raetzke<br />
Rechtsanwalt<br />
christian.raetzke@conlar.de<br />
Dr. Christian Raetzke ist Rechtsanwalt und 25 Jahren<br />
im Atom- und Strahlenschutzrecht tätig. Von 1999<br />
bis 2011 arbeitete er für die E.ON Kernkraft (heute<br />
PreussenElektra) in Hannover. 2011 ließ er sich als<br />
Rechtsanwalt mit eigener Kanzlei in Leipzig nieder.<br />
Er veröffentlicht regelmäßig rechtswissenschaftliche<br />
Beiträge und ist Dozent auf Seminaren und an internationalen<br />
Fortbildungseinrichtungen zum Atomund<br />
Strahlenschutzrecht.<br />
Wenn ein Anlagenteil zur Reparatur ausgebaut und<br />
herausgebracht wird und sich beim Reparaturvorgang<br />
herausstellt, dass die Wiederherstellung nicht mehr<br />
möglich ist oder sich nicht rechnet, dann bleibt es, auch<br />
wenn die Komponente daraufhin entsorgt wird, bei<br />
dem Herausbringen; eine Rückholung in den Kontrollbereich<br />
mit anschließender Freigabe ist weder sinnvoll<br />
noch vom Tatbestand her er<strong>for</strong>derlich. Der Tatbestand<br />
des § 58 Abs. 2 StrlSchV verlangt ein Herausbringen<br />
„mit dem Ziel einer Wiederverwendung“, aber nicht<br />
die faktische Wiederverwendung. Dasselbe gilt, wenn<br />
bei einem außerhalb des Kontrollbereichs für eine<br />
mögliche spätere Wiederverwendung gelagerten<br />
Anlagenteil (siehe vorigen Absatz) später die Entscheidung<br />
fällt, ihn zu entsorgen, ohne ihn noch einmal<br />
zu verwenden; er ist jedenfalls mit dem „Ziel einer<br />
Wiederverwendung“ herausgebracht worden und<br />
dabei bleibt es. Dass solche Fallgruppen nicht mithilfe<br />
einer konstruierten Wiederverwendungsabsicht<br />
zur Abfallentsorgung missbraucht werden dürfen,<br />
versteht sich.<br />
Vol. 69 (2024)
78<br />
KTG-Fachinfo<br />
KTG-Fachinfo 02/2024 vom 25.01.2024:<br />
Mündliche Verhandlung wegen<br />
Freigabe von Dokumenten zur<br />
Kernenergiepolitik des BMWK<br />
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der<br />
KTG, am 22. Januar 2024 fand die mündliche Ve rhandlung<br />
im Zusammenhang mit der Klage des Magazins Cicero<br />
auf Freigabe von Dokumenten des Bundesministeriums<br />
für Wirtschaft und Klima (BMWK) zur Entscheidung<br />
hinsichtlich des Verzichts auf die Möglichkeit eines<br />
Weiterbetriebs von Kernkraftwerken zur Sicherstellung<br />
der Energieversorgung nach dem russischen Angriff auf<br />
die Ukraine am 24. Februar 2022 statt, wie ausführlich<br />
die Berliner Zeitung berichtete. Der Cicero-Redakteur<br />
Daniel Gräber klagt seit 2022 auf Freigabe der entscheidungs<br />
relevanten Unterlagen auf Grundlage des<br />
Umweltin<strong>for</strong>mationsgesetzes (UIG) sowie des In<strong>for</strong>mationsfreiheitsgesetzes<br />
(IFG). Bislang verweigert das<br />
BMWK die Herausgabe des Großteils der Dokumente,<br />
die beantragt wurde.<br />
Die Juristen des BMWK bringen in der Verhandlung verschiedene<br />
Argumente vor, die zu großen Teilen vom<br />
Richter zurückgewiesen wurden. Es wurde etwa geltend<br />
gemacht, dass die Akten des Ministeriums nicht freigegeben<br />
werden dürfen, da Energie-Engpässe wie im<br />
Februar 2022 zukünftig nicht ausgeschlossen wären. Es<br />
könnte ohne die Atomkraftwerke wieder zu chaotischen<br />
Verhältnissen auf dem Energiemarkt in Deutschland<br />
kommen. Daher sei die damalige Notlage auf künftige<br />
Krisen übertragbar. Als weiteres Argument wurde<br />
vorgebracht, dass eine Veröffentlichung der geheimen<br />
Dokumente vertrauliche Beratungen zur Kernenergie<br />
oder zur Versorgungssicherheit zwischen Deutschland<br />
und anderen Staaten gefährden könne. Deutschland<br />
habe einen eigenen Weg mit dem Atomausstieg beschritten.<br />
Dieser müsse gegenüber Medien und anderen<br />
europäischen Staaten verteidigt werden.<br />
Ein Kollege aus dem eigenen Haus relativiert die<br />
Argumentation hinsichtlich einer Energiekrise und<br />
erklärt, dass ein Energieengpass nicht um die nächste<br />
Ecke lauere, aber eine neuerliche Energiekrise nicht ausgeschlossen<br />
sei. Er bringt wiederum die Argumentation<br />
vor, dass sich die Bundesregierung zu ihrer kernenergiepolitischen<br />
Entscheidung jeden Tag abstimmen und<br />
positionieren müsse, etwa gegenüber der Unionsfraktion<br />
im Bundestag. Diese stellte über zehn Kleine<br />
Anfragen zum Ende der Atomenergienutzung. Darüber<br />
hinaus hätten sich auf der Klimakonferenz COP28<br />
medien wirksam mehrere Staaten zusammengeschlossen,<br />
die für mehr Atomkraft plädierten. Die<br />
Bundesregierung müsse aber den Atomausstieg in der<br />
Rückschau und in der Vorschau verteidigen. Auch sei<br />
nicht auszuschließen, dass einzelne in den Streckbetrieb<br />
aufgenommene Anlagen wieder in die Diskussion<br />
Eingang fänden. Letztere Argumentation überzeugte<br />
hinsichtlich der Frage der Dokumentenfreigabe den<br />
Richter aber nicht, denn der Antrag des BMWK zum Drittbeteiligungsverfahren,<br />
in dem vor Freigabe von Dokumenten<br />
zuerst relevante Dritte befragt werden müssten<br />
– in diesem Fall die Betreiber der Kernkraftwerke – war<br />
abgewiesen worden. Geschäftsgeheimnisse der Unternehmen<br />
aber seien von einer Dokumentenfreigabe nach<br />
Aussage der Juristen des Ministeriums eher nicht<br />
betroffen. Die Frage des Richters, ob die Abschaltung der<br />
Kernkraftwerke umgekehrt werden könnte, konnten die<br />
Vertreter des Ministeriums allerdings nicht beantworten.<br />
Zu den im Verfahren strittigen Dokumenten gehört ein<br />
Anschreiben im Rahmen eines Gesetzesentwurfs, Briefwechsel<br />
mit dem Kanzleramt, Sprechzettel für den<br />
Regierungssprecher Steffen Hebestreit sowie die Dokumentation<br />
von Meinungsverschiedenheiten innerhalb<br />
der Ministerien zum Streckbetrieb der Kernkraftwerke.<br />
Die Vertreter des Ministeriums sicherten in der Verhandlung<br />
bereits die Freigabe von rund 75 Prozent der<br />
strittigen Dokumente zu, wie in einem neuen Dokumentenverzeichnis<br />
des Ministeriums ersichtlich. So geht es<br />
bei dem Urteil, das in zwei Wochen erwartet wird, noch<br />
um ein Viertel der zur Freigabe ange<strong>for</strong>derten Dokumente.<br />
Bei einem Gerichtstermin im vergangenen September<br />
hatte der Richter das vom BMWK vor ge legte Dokumentenverzeichnis<br />
noch für unvollständig gehalten.<br />
Mit den freigegebenen Dokumenten wird sich die<br />
Entscheidungsfindung zur Frage eines Weiterbetriebs<br />
von deutschen Kernkraftwerken innerhalb der Bundesregierung<br />
rekonstruieren und ihre Motivation besser<br />
und unabhängig von regierungsamtlichen Aussagen<br />
bestimmen lassen. Die in der mündlichen Verhandlung<br />
vor gebrachten Argumente erwecken allerdings entkoppelt<br />
von der Frage der Freigabe oder Geheimhaltung<br />
einzelner Dokumente den Anschein, dass das Ministerium<br />
insbesondere die argumentative Vertretung des<br />
deutschen Atomausstiegs im In- und Ausland sowie die<br />
Verhinderung jeder offenen Diskussion über Kernenergie<br />
in Deutschland als seine vordringliche Aufgabe<br />
ansieht. Es erscheinen im BMWK Parteipositionen und<br />
Staatsaufgaben, Partei- und Staatsraison in bedenklicher<br />
Weise vermischt zu sein, ohne rechtes Bewusstsein<br />
dafür, dass der Regierungsapparat nicht in erster Linie<br />
einzelne Parteiinteressen, sondern die Interessen des<br />
Volkes und des Staates zu wahren hat.<br />
In der Sache Kernkraftausstieg selbst können bemerkens<br />
werte Äußerungen des Vorsitzenden der <strong>International</strong>en<br />
Energieagentur, Fatih Birol, weiterhelfen.<br />
In einem am 23. Januar 2024 im Handelsblatt veröffentlichten<br />
Interview erklärte Birol, der sich in den vergangenen<br />
Jahren gegenüber der deutschen Energiepolitik<br />
insbesondere bei Auftritten in Deutschland immer<br />
entweder zu einzelnen Aspekten wie dem Ausbau<br />
der erneuerbaren Energien lobend oder aber betont<br />
diplomatisch ausgedrückt hat, wörtlich: „Auch der<br />
Ausstieg aus der Kernenergie war ein historischer Fehler.<br />
Ich respektiere die Entscheidung, aber sie hat negative<br />
Auswirkungen auf das Stromangebot und die Möglichkeiten,<br />
die Emissionen zu verringern. Deutschland hätte<br />
Ausgabe 2 › März
KTG-Fachinfo<br />
79<br />
wenigstens die noch verbliebenen AKW am Netz lassen<br />
können.“ Und weiter: „Wir erleben auf der ganzen Welt<br />
ein Comeback der Kernkraft. […] Wenn wir das globale<br />
Energiesystem betrachten, sehen wir, dass die Erneuerbaren<br />
einen Großteil ausmachen – aber die Nuklearenergie<br />
kommt wieder zurück.“, sowie: „Wenn ich mich entscheiden<br />
müsste zwischen dem Bau neuer Gaskraftwerke<br />
und der Möglichkeit, bereits bestehende<br />
Atomkraftwerke am Netz zu halten, würde ich mich für<br />
Kernkraftwerke entscheiden.“.<br />
Ihre KTG-Geschäftsstelle<br />
Nicolas Wendler<br />
KTG-Fachinfo 01/2024 vom 10.01.2024:<br />
Gesetzentwurf zur Energiesouveränität<br />
in Frankreich –<br />
stärkerer Ausbau der Kernenergie<br />
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der<br />
KTG, am 7. Januar 2024 hat die französische Ministerin<br />
für Energietrans<strong>for</strong>mation, Agnès Pannier-Runacher<br />
in einem Interview mit der Zeitung La Tribune ein<br />
neues Gesetzesvorhaben der Regierung zur Energiesouveränität<br />
vorgestellt. Mit dem Gesetz sollen die<br />
französische Energie- und Klimastrategie als Antwort<br />
auf die „Umwelt- und Energienotlage“ umgesetzt und<br />
die Energieunabhängigkeit gestärkt werden. Zentrale<br />
Zielsetzung ist es dabei, den Verbrauch fossiler Energieträger<br />
bis 2030 um 45 Prozent und bis 2035 um<br />
60 Prozent im Vergleich zum Jahr 2012 zu senken. Die<br />
aktuelle Zielvorgabe liegt bei einer 40-prozentigen<br />
Senkung bis 2030. Auch die Verringerung des Endenergiebedarfs<br />
soll beschleunigt werden und im Jahr<br />
2030 30 Prozent statt aktuell 20 Prozent betragen.<br />
Zu den Umsetzungsmaßnahmen, die im Gesetzentwurf<br />
genannt werden, gehört die nachhaltige Entscheidung<br />
für die Kernenergie zur wettbewerbsfähigen und<br />
CO 2 -armen Energieversorgung. Es sollen deshalb bis<br />
2026 9,9 GW neue Kernkraftkapazität auf den Weg<br />
gebracht werden, danach weitere 13 GW, entsprechend<br />
rund 8 weiteren großen Reaktoren vom Typ EPR2.<br />
Allerdings sieht der Gesetzentwurf diesbezüglich Technologieoffenheit<br />
vor, so dass die gewünschte zusätzliche<br />
Kernkraftkapazität auch mit kleineren Reaktoren realisiert<br />
werden könnte, falls sich dies als zweckmäßig erweist.<br />
Hintergrund der Erweiterung des Kernkraftneubauprogramms<br />
ist der perspektivische Ersatz bestehender<br />
Anlagen. Zwar läuft gerade ein umfangreiches<br />
Programm zur Sicherstellung des Langzeitbetriebs der<br />
Anlagen bis zu 60 Betriebsjahren, aber irgendwann werden<br />
auch diese ausgeschöpft sein. Ziel soll es sein, langfristig<br />
die 63 GW Kernkraftkapazität zur Verfügung zu<br />
haben, die mit Inbetriebnahme des EPR in Flamanville<br />
am Netz sein werden. Bei der Arbeitsverfügbarkeit ist<br />
ein Ziel von 75 Prozent vorgesehen. Das immer noch<br />
gesetzlich vorgegebene Ziel einer Reduktion des Anteils<br />
der Kernenergie an der Stromerzeugung auf 50 Prozent<br />
bis 2035 soll aufgehoben werden. Durch einen im Zuge<br />
der CO 2 -Reduktion anderer Sektoren auch in Frankreich<br />
zunehmenden Stromverbrauch dürfte der Anteil der<br />
Kernenergie an der Stromver sorgung allerdings auch bei<br />
gleichbleibender Kapazität langsam sinken.<br />
Im Gegensatz dazu sollen Zielvorgaben für Windkraft<br />
und Fotovoltaik aus dem Gesetzentwurf gestrichen und<br />
in eine spätere Verordnung zur Verabschiedung im Juni<br />
verlagert werden. Auch feste Einsparvorgaben etwa<br />
durch die energetische Gebäudesanierung sollen aufgehoben<br />
werden. Die oben genannten Reduktionsvorgaben<br />
sollen nicht strikt erreicht, sondern angestrebt<br />
werden. Damit würde die Möglichkeit, die Verantwortung<br />
des Staates für den Klimaschutz einzuklagen,<br />
deutlich erschwert. Diese Sachverhalte stoßen auf Kritik<br />
seitens verschiedener Umwelt- und Klimaorganisationen.<br />
Der Gesetzentwurf sieht auch Vorgaben zum Verbraucherschutz<br />
vor, etwa eine Verlängerung von Fristen<br />
bei Veränderung der vertraglichen Verpflichtungen oder<br />
der Preissetzungsmechanismen. Auch die Grundlagen<br />
für eine neue Strommarktregulierung ab dem 1. Januar<br />
2026 werden festgelegt, zu der auch die Umsetzung der<br />
Vereinbarung mit EDF über einen Referenzpreis von<br />
70 Euro/MWh für Strom aus Kernenergie, der vom<br />
„ historischen“ Betreiber verkauft wird, gehört. Ziel ist<br />
dabei ein Beitrag zur Preisstabilität beim Strom.<br />
Die Erweiterung der Zielsetzung für neue Kernkraft von<br />
10 auf 23 GW bzw. acht weiteren statt der bislang vorgesehenen<br />
sechs neuen Reaktoren wäre eine Neuerung<br />
hinsichtlich der gesetzlichen Ziele der Energie politik.<br />
Eine solche Entwicklung war aber bereits in den<br />
Szenarien N2 und N03 der umfassenden Studie<br />
des französischen Stromnetzbetreibers RTE „Futurs<br />
énergétiques 2050“ abzusehen, in denen von 23 bzw.<br />
27 GW (= 14 x EPR2 plus SMR) neuer Kapazität ausgegangen<br />
wurde. Diese erwiesen sich im Vergleich<br />
unter schiedlicher Szenarien einschließlich 100 Prozent<br />
erneuerbaren Energien und einer Betrachtung zur<br />
Energie austerität (Sobriété) als erfolgversprechendste<br />
Szenarien hinsichtlich der Gesamtkosten der Stromversorgung,<br />
der Realisierbarkeit einer gesicherten<br />
Stromversorgung und des politischen Wunsches nach<br />
einer Reindustrialisierung.<br />
Der Gesetzentwurf soll bis Ende Januar, Anfang Februar<br />
vom Kabinett verabschiedet und dann in die parlamentarische<br />
Beratung gehen, so dass hier natürlich auch<br />
Änderungen möglich sind. Der französische Senat<br />
beispielsweise hat bereits angekündigt, dass die<br />
Finanzierung der Vorhaben im Bereich Kernkraft und<br />
Klimapolitik insgesamt im Mittelpunkt der Aufmerksamkeit<br />
stehen werden. So würden für das Programm<br />
zur Laufzeitverlängerung und Modernisierung der<br />
bestehenden Kernkraftwerke rund 65 Milliarden Euro<br />
investiert, für die ersten sechs Neubauten rund<br />
50 Milliarden Euro. Für die Gesamtheit klimapolitischer<br />
Maßnahmen bis Ende 2030 identifizierte ein<br />
Vol. 69 (2024)
80<br />
KTG-Fachinfo<br />
Regierungsbericht vom vergangenen Jahr einen Investitionsbedarf<br />
von 70 Milliarden Euro pro Jahr bis Ende<br />
2030.<br />
Ihre KTG-Geschäftsstelle<br />
Nicolas Wendler<br />
KTG-Fachinfo 20/2023 vom 18.12.2023:<br />
BMUV sagt Logistikzentrum Konrad<br />
ab/Junge Union NRW legt Verfassungsbeschwerde<br />
gegen Ausstieg aus Kernenergie<br />
ein/Weihnachtsgrüße<br />
Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der<br />
KTG, am 12. Dezember 2023 hat das Bundesministerium<br />
für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und<br />
Verbraucherschutz (BMUV) mitgeteilt, dass das Projekt<br />
eines Bereitstellungslagers, des Logistikzentrum Konrad<br />
in Würgassen, nicht mehr weiterverfolgt wird. Konkreter<br />
Anlass ist, dass zum Jahresende eine Option zum Kauf<br />
des Grundstücks vom Kraftwerksbetreiber Preussen-<br />
Elektra ausläuft, auf dessen Gelände das Logistik zentrum<br />
hätte errichtet werden sollen und der die Option nicht<br />
verlängern wollte.<br />
Grund ist laut BMUV, dass sich das Projekt „aufgrund zu<br />
vieler rechtlicher und planerischer Risiken voraus sichtlich<br />
nicht rechtzeitig und damit auch nicht wirtschaftlich umsetzen“<br />
lässt. Das BMUV geht dabei von Kosten in Höhe<br />
von zwei Milliarden Euro aus, und sieht die Gefahr einer<br />
Fehlinvestition. Nachdem bereits seit 2018 an der Standortauswahl<br />
und der Vorbereitung des Projekts am Standort<br />
Würgassen gearbeitet wird, sieht man auch an einem<br />
alternativen Standort keine Möglichkeit für die rechtzeitige<br />
Realisierung bis 2029, dem aktuell genannten<br />
Fertigstellungsdatum für das Endlager Konrad. Das BMUV<br />
stellt selbst fest, dass das Endlager Konrad nun länger<br />
betrieben werden muss, und die „Einsparungen durch<br />
eine verkürzte Betriebszeit des Endlagers Konrad nicht<br />
eintreten“ werden. Im selben Zuge beklagt Umweltministerin<br />
Lemke: „Die Transporte dorthin aus Atommüll-<br />
Zwischenlagern im ganzen Land werden unsere Gesellschaft<br />
über Jahrzehnte belasten.“ Sie stellt darüber hinaus<br />
fest: „Es ist gut, dass wir dank Atomausstieg keine weiteren<br />
radioaktiven Abfälle aus Atomkraftwerken mehr<br />
produzieren.“ Der Hinweis darauf, dass der größte Teil der<br />
Konrad-Abfälle erst im Zuge des Ausstiegs beim Rückbau<br />
anfällt und das Endlager auch für die Abfälle in anderen<br />
Anwendungsbereichen der Kerntechnik gedacht ist, aus<br />
denen Deutschland nicht aussteigt, unterbleibt allerdings.<br />
Die Argumentation des Ministeriums, dass das Logistikzentrum<br />
seine Effizienzvorteile nur bei gleichzeitiger<br />
Inbetriebnahme mit Endlager Konrad erreichen würde<br />
– diese wird ohnehin erst nach 2029 erfolgen – erscheint<br />
fragwürdig, da man für den Betrieb des Endlagers<br />
mit rund vierzig Jahren Dauer rechnet. Sofern die<br />
erwartete Verzögerung beim Bereitstellungslager nicht<br />
ebenfalls Jahrzehnte beträgt, hätte man wohl zumindest<br />
einen relevanten Teil der Vorteile realisieren können.<br />
Theoretisch wäre nun allerdings der Weg frei zu einer<br />
wirklich rationalen Lösung des Problems des bisher zu<br />
kleinen, für die komplexe Einlagerungslogistik unzureichend<br />
dimensionierten Pufferlagers durch Errichtung<br />
eines größeren Bereitstellungs- bzw. Eingangslagers,<br />
und zwar am Endlagerstandort selbst. Dies bleibt im<br />
Sinne der gesamten Branche stark zu hoffen.<br />
Eine positive Abwechslung aus Sicht der <strong>Nuclear</strong> Community<br />
bietet die Junge Union Nordrhein-Westfalen. Wie<br />
Die Welt berichtet, reichten Mitglieder des Landesverbandes<br />
beim Bundesverfassungsgericht Beschwerde<br />
gegen die Klima- und Energiepolitik der Bundesregierung<br />
und insbesondere gegen das Ende der Nutzung der<br />
Kernkraft ein. Die Gruppe um den Landesvorsitzenden<br />
Kevin Gniosdorz wird dabei durch den Vater einer Beschwerdeführerin,<br />
Michael Kotulla, Direktor des Instituts<br />
für Umweltrecht an der Universität Bielefeld und Inhaber<br />
des Lehrstuhls für Umweltrecht und Verfassungsgeschichte<br />
vertreten. Begründet wird die Beschwerde damit,<br />
dass die Bundesregierung gegen ihre Pflicht zum<br />
Klimaschutz und zum Schutz der Freiheit künftiger Generationen<br />
verstößt. Die Argumentation ähnelt derjenigen<br />
der Beschwerdeführer aus der Klimabewegung<br />
gegen das aus deren Sicht unzureichende Klimaschutzgesetz,<br />
die 2021 einen Teilerfolg erzielt hatten. Die Beschwerdeführer<br />
aus der Jungen Union erklären, dass die<br />
Bundesregierung „aus rein ideologischen Gründen“ die<br />
Grundsatzentscheidung zum Ausstieg aus der Kernkraft<br />
aus dem Jahr 2011 nach Abschluss des Pariser Klimaabkommens<br />
oder nach der Energiekrise infolge des russischen<br />
Angriffskrieges auf die Ukraine nicht noch einmal<br />
überdacht hat und dass das Ziel der Klimaneutralität und<br />
die Technologieneutralität im gesetzgeberischen Prozess<br />
bei der Beendigung der Nutzung der Kernkraft nicht<br />
hinreichend berücksichtigt worden seien.<br />
Die Beschwerde der Mitglieder der Jungen Union richtet<br />
sich gegen das geänderte Atomgesetz mit Ausstieg aus<br />
der Kernkraft zum 15. April 2023, gegen das Gesetz zum<br />
beschleunigten Ausbau von LNG-Terminals sowie gegen<br />
das Energiewirtschaftsgesetz. Der Landesvorsitzende<br />
Gniosdorz bekundete gegenüber Welt: „Die Abschaltung<br />
der klimafreundlichen Kernkraftwerke sorgt für einen<br />
eklatanten CO 2 -Mehrausstoß. Die Ampel produziert lieber<br />
dreckigen Kohlestrom, als auf eigenen emissionsarmen<br />
Strom aus Kernenergie zu setzen. Neben dem<br />
Klima belastet die Ampel zudem unsere Gesundheit, und<br />
sie schränkt die Handlungsmöglichkeiten unserer sowie<br />
nachfolgender Generationen ein. Deshalb reichen wir<br />
Verfassungsbeschwerde ein.“<br />
Am Ende eines wieder bewegten und ereignisreichen<br />
Jahres um die Kernenergie möchte die Geschäftsstelle<br />
der KTG allen Mitgliedern nun ein frohes Weihnachtsfest,<br />
ein glückliches und erfolgreiches Jahr 2024 und eine gute<br />
gemeinsame Arbeit für die Kerntechnik im neuen Jahr<br />
wünschen!<br />
Ihre KTG-Geschäftsstelle<br />
Nicolas Wendler und Dr. Thomas Behringer<br />
Ausgabe 2 › März
Vor 66 Jahren<br />
81<br />
Vol. 69 (2024)
82<br />
<br />
Vor 66 Jahren<br />
Ausgabe 2 › März
Vor 66 Jahren<br />
83<br />
Vol. 69 (2024)
84<br />
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Vor 66 Jahren<br />
Ausgabe 2 › März
Vor 66 Jahren<br />
85<br />
Vol. 69 (2024)
86<br />
<br />
Vor 66 Jahren<br />
Ausgabe 2 › März
Kerntechnik 2024<br />
87<br />
Programmvorschau<br />
Pre-Programm<br />
Montag, 10. Juni 2024<br />
Programm<br />
Dienstag, 11. Juni 2024<br />
Mittwoch, 12. Juni 2024<br />
Donnerstag, 13. Juni 2024<br />
Mitgliederversammlung<br />
Key Notes<br />
Topical Sessions<br />
Key Notes<br />
Pre-Workshop<br />
Kommunikation<br />
in der Kerntechnik<br />
KERNenlernen<br />
Technical Sessions<br />
Industrieausstellung<br />
Postersession<br />
Technical Sessions<br />
Industrieausstellung<br />
Postersession<br />
Industrieausstellung<br />
Preisverleihung<br />
Get-together<br />
Gesellschaftsabend in<br />
der Industrieausstellung<br />
Konferenzdinner<br />
mit Abendunterhaltung<br />
Key Notes<br />
Dienstag, 11. Juni 2024<br />
Donnerstag, 13. Juni 2024<br />
09:40-10:10<br />
Staffan Reveman<br />
Reveman Energy Academy<br />
Trends der wettbewerbsfähigen Energieversorgung<br />
der Zukunft in Deutschland und weltweit<br />
10:10-10:40<br />
Dr. Robert Wolf<br />
Leiter des Bereichs Stellarator-Heizung und -Optimierung<br />
am Max-Planck-Institut für Plasmaphysik<br />
Fusions<strong>for</strong>schung auf dem Weg zur Energiequelle – Stand,<br />
Perspektiven und Heraus<strong>for</strong>derungen<br />
11:30-12:00<br />
Andreas Volz<br />
Referent im Bundesministerium für Bildung und Forschung (BMBF)<br />
Förderung des Kompetenzerhalts in den Programmen<br />
der nuklearen Sicherheits<strong>for</strong>schung und der Rückbau<strong>for</strong>schung<br />
beim BMBF<br />
12:00-12:30<br />
Peter Gerner<br />
Vice President Business Line „Service“ und<br />
„Decommissioning & Waste“ Framatome<br />
Continuity in NPP Services: key contributor to operational<br />
excellence, LTO, efficient decommissioning and sustainable waste<br />
management<br />
18:30-19:15<br />
Vince Ebert<br />
Diplom-Physiker und Kabarettist<br />
09:00-09:30<br />
Dr. Jörg Harren<br />
Geschäftsführer<br />
Urenco Deutschland<br />
Versorgungssicherheit und die Rolle der Kernenergie weltweit<br />
09:30-10:00<br />
Rafal Kasprów<br />
CEO ORLEN Synthos Green Energy<br />
Competitive supply of industry with electricity and heat<br />
through SMR or, in the future, through Advanced Modular<br />
Reactors as part of Poland’s way to nuclear<br />
10:00-10:30<br />
Dr. Martin Pache<br />
Geschäftsführer Westinghouse Germany<br />
Advanced power generation solutions <strong>for</strong> the 21 st century<br />
11:15-11:45<br />
Dr. Christian Raetzke<br />
Rechtsanwalt und Experte im Atom- und Strahlenschutzrecht<br />
Rechtliche Rahmenbedingungen der Kernfusion<br />
11:45-12:15<br />
Dr. Ulla Engelmann<br />
Direktorin am JRC-Standort Karlsruhe und JRC-Direktorin der Direktion G<br />
für nukleare Sicherheit der Europäischen Kommission<br />
Die gemeinsame Forschungsstelle der Europäischen Kommission<br />
– Beiträge zur nuklearen Sicherheit und Sicherung<br />
Vol. 69 (2024)
88<br />
Kerntechnik 2024<br />
Technical Sessions<br />
Dienstag, 11. Juni 2024<br />
14:00-14:15<br />
Boyu Pan, RWTH Aachen<br />
A hybrid experimental and numerical investigation on the<br />
Cr2AlC coated zirconium <strong>for</strong> accident-tolerant fuel systems<br />
14:15-14:30<br />
Nicole Richter, Ruhr-Universität Bochum<br />
Erarbeitung eines ML-Modells zur Vorhersage<br />
der langfristigen Kühlbarkeit von Schüttbetten<br />
14:30-14:45<br />
Juliane Neuhaus, Ruhr Universität Bochum<br />
Eine methodische Bewertung der Auswirkungen<br />
von Software; Updates auf Simulationscodes zur Berechnung<br />
der späten Unfallphase<br />
14:45-15:00<br />
Julia Krieger, Ruhr-Universität Bochum<br />
Analyses of a postulated severe accident in a generic<br />
Small Modular Reactor using AC²<br />
15:00-15:15<br />
Maximilian Hoffmann, Ruhr-Universität Bochum<br />
Simulation ausgewählter COTELS-Experimente bei gefluteter<br />
MCCI mit AC²-COCOSYS und MELCOR<br />
15:15-15:30<br />
Jan Peschel, Ruhr-Universität Bochum<br />
Erweiterung des Programmpakets AC² zur Simulation von<br />
Schüttbetten im unteren Reaktorplenum<br />
16:15-16:30<br />
Dr. Andreas Schaffrath,<br />
Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit<br />
& Prof. Jörg Starflinger, Universität Stuttgart<br />
Entwicklung und Validierung einer Rechenkette zur Simulation<br />
von sog. Micro Modular Reactors<br />
16:30-16:45<br />
Daniel Eckert, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit<br />
Development of a heat pipe model <strong>for</strong> athlet<br />
16:45-17:00<br />
Ruggero Meucci, Universität Stuttgart<br />
Advancing Micro Modular Reactor Safety: Experimental Analysis<br />
on Liquid Metal Heat Pipe Prototypes in the MISHA Project<br />
17:00-17:15<br />
Jakub Bronik, Universität Stuttgart<br />
Experimental investigation of heat transfer at and post-critical<br />
heat flux in CO2 flow at high subcritical pressures<br />
17:15-17:30<br />
Marco Viebach, Technische Universität Dresden<br />
NAUTILUS: Experimental methods <strong>for</strong> investigating innovative<br />
approaches to nuclear waste management and nuclear safety<br />
17:30-17:45<br />
Wilfried Hahn, Copenhagen Atomics<br />
Kleine modulare Reaktoren mit Salzschmelze zu einem<br />
Bruchteil der Kosten herkömmlicher Kernkraftwerke<br />
Dr. Hans-Georg Willschütz, PreussenElektra<br />
Schritte zur Freigabe des Sicherheitsbehälters im KKS<br />
Dr. Bastian Weinhorst, Safetec<br />
Material clearance measurement under the influence<br />
of natural occurring radioactive material<br />
Prof. Uwe Hampel, Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf<br />
Measurement techniques <strong>for</strong> the analysis of contaminated<br />
concret structures in the containment of pressurized<br />
water reactors during power plant decommissioning<br />
Valentin Vierhub-Lorenz, Fraunhofer Institute<br />
Laser-based measurement system <strong>for</strong> the detection<br />
of subsurface anomalies<br />
Marco Sauder, KRANTZ<br />
Einfluss innovativer kerntechnischer Rückbaumethoden<br />
auf Schwebstoff-Filtersysteme<br />
Pratibha Yadav, Universität Stuttgart<br />
Application of Weight Parameters generated via Recursive Monte<br />
Carlo Method <strong>for</strong> Optimized Shielding Calculations<br />
Robert Schneider<br />
& Jens Pauluhn, GNS Gesellschaft für Nuklear-Service<br />
CASTOR® geo24B and geo32CH: Establishing a new cask family<br />
from experimental testing to final acceptance<br />
Frank Schröder, GNS Gesellschaft für Nuklear-Service<br />
Umsetzung von Vorgaben zum Alterungsmanagement<br />
von Transport- und Lagerbehältern im Verkehrsrecht<br />
André Indenhuck, WTI Wissenschaftlich-Technische Ingenieurberatung<br />
Radiologische Betrachtungen zur Festlegung von Mindestabständen<br />
für Standorte von Abfall- und/oder Brennelement<br />
Zwischenlagern der BGZ<br />
Marcus Ries, Wölfel Engineering<br />
Auslegung eines Zwischenlagers und dessen Behälterstapel gegen<br />
Einwirkung von Außen aus Erdbeben und Explosionsdruckwell<br />
Julia Niedermeier, Technische Universität München<br />
The Mutomca project - an overview<br />
Suzanne Eisenhofer, Technische Universität Dresden<br />
Muon imaging of transport and storage casks<br />
Ausgabe 2 › März
Kerntechnik 2024<br />
89<br />
Technical Sessions & TÜV Session<br />
Mittwoch, 12. Juni 2024<br />
09:00-09:15<br />
Tanzila Nurjahan, Technische Universität Dresden<br />
In-situ moisture monitoring in nuclear power plants using<br />
electrical sensors: an innovative and cost-effective approach<br />
to decommissioning processes<br />
NN, Pallas<br />
Quality Assurance Concept <strong>for</strong> Design Review<br />
and Manufacturing of Long Lead Items<br />
09:15-09:30<br />
Lotte Lens, Hochschule Mannheim<br />
Characterization and decontamination<br />
of irradiated reactor graphite<br />
09:30-09:45<br />
Lorie Meunier, Hochschule Mannheim<br />
Characterization of irradiated graphite samples<br />
using LSC and spectroscopy methods<br />
Eduardo Vera Garcia<br />
& Alexander Ostermann, Framatome/Areva<br />
OL3 Commissioning from Viewpoint<br />
of Safety Engineering & Licensing<br />
09:45-10:00<br />
Melanie Müßle, Karlsruher Institut für Technologie<br />
Digitalisierung der Raumdatenerfassung<br />
bei der Gebäudefreigabe<br />
10:00-10:15<br />
Tania Barretto, Karlsruher Institut für Technologie<br />
Automatisierte zerstörungsfreie Innenkorrosionserkennung<br />
an radioaktiven Fassgebinden (ZIKA)<br />
Dr. Thomas Riekert, TÜV NORD EnSys<br />
Concept <strong>for</strong> the safety assessment of new reactors<br />
using IAEA guidelines and previous reviews<br />
10:15-10:30<br />
Eric Rentschler, Karlsruher Institut für Technologie<br />
Entwicklung eines Dekontaminationswerkzeugs<br />
für Innenkanten und Ecken (EKONT-2)<br />
11:15-11:30<br />
Magnus Schweiger, Universität der Bundeswehr München<br />
A-priori assessment of sub-grid scale heat flux modeling<br />
in large-eddy simulation <strong>for</strong> varying Prandtl numbers<br />
11:30-11:45<br />
Fabian Wiltschko, Karlsruher Institut für Technologie<br />
Characterization and decontamination<br />
of irradiated reactor graphite<br />
11:45-12:00<br />
Sebastian Leopoldus, Universität Stuttgart<br />
Mechanistic modelling of dryout-type CHF<br />
in the near-critical pressure regime<br />
12:00-12:15<br />
Laura Licht, Technische Universität München<br />
Investigating departure from nucleate boiling:<br />
a mechanistic approach <strong>for</strong> near-critical pressures<br />
Dr. Jens-Uwe Schmollack, TÜV Rheinland<br />
& Horst Miedl, Gesellschaft für Anlagensicherheit<br />
Einsatz von Robotern im regulierten Umfeld<br />
des Strahlenschutz- und Atomgesetzes<br />
Hern Kugler, TÜV SÜD France<br />
ISO 19443 a standard to improve the reliability<br />
of the nuclear supply chain<br />
Dr. Andreas Wensauer, PreussenElektra<br />
Die HDL-Sortierstation als Anwendungsbeispiel<br />
für die PEL-Spezifikation Gerätetechnik<br />
12:15-12:30<br />
Allen George, Forschungszentrum Jülich<br />
Effect of bulk condensation<br />
on containment atmosphere mixing<br />
12:30-12:45<br />
Gürel Özesme, Karlsruher Institut für Technologie<br />
Impact of the boundary conditions and buoyancy on<br />
turbulent heat transfer at supercritical pressure: LES study<br />
Ingo Kleinsorge, TÜV SÜD Industrie Service<br />
Der Nutzen der Spezifikation Gerätetechnik<br />
aus Sicht des Gutachters<br />
Kompetenz & Sicherheit <strong>International</strong>e Trends & Entwicklungen Rückbau & Abfallbehandlung Zwischen- & Endlagerung TÜV-Session Young Scientist‘s<br />
Vol. 69 (2024)
90<br />
Kerntechnik 2024<br />
Technical Sessions<br />
Mittwoch, 12. Juni 2024<br />
14:00-14:15<br />
Robert Altschaffel, Otto-von-Guericke-Universität Magdeburg<br />
Fingerabdrücke des Netzwerkverhaltens von Leittechnik<br />
zur Evaluierung von Sicherheitsmechanismen<br />
14:15-14:30<br />
Romarick Yatagha, Framatome<br />
Trustworthy AI applications <strong>for</strong> the nuclear domain<br />
14:30-14:45<br />
Erkin Kirdan, Framatome<br />
Detectiv physical controls <strong>for</strong> NPPs, interim storage<br />
14:45-15:00<br />
David Lauer, KSB<br />
Additive Fertigung – innovatives Fertigungsverfahren<br />
15:00-15:15<br />
Dr. Christan Raetzke, Conlar<br />
Heraus<strong>for</strong>derungen bei der Regulierung von SMRs<br />
15:15-15:30<br />
Dr. Marc Zimmer, Focused Energy<br />
Laser-based nuclear fusion and a spin-off technology<br />
<strong>for</strong> non-destructive intermediate level nuclear waste<br />
container inspection<br />
16:30-16:45<br />
Ronald Lehnigk, Helmholtz-Zentrum Dresden - Rossendorf<br />
Nachhaltige Entwicklung von CFD-Software<br />
für die Modellierung von Reaktorkühlkreisläufen<br />
16:45-17:00<br />
Lars Heibges, Rheinland-Pfälzische Technische Universität<br />
Kaiserslautern-Landau<br />
Untersuchung der Schutzwirkung des Erdreichs<br />
bei stoßartiger Belastung<br />
17:00-17:15<br />
Lukas Helm, Rheinland-Pfälzische Technische Universität<br />
Kaiserslautern Landau<br />
Vergleich von Methoden zur direkten Bestimmung von<br />
Etagenantwortspektren aus dem Bodenantwortspektrum<br />
17:15-17:30<br />
Lars Ackermann, Framatome<br />
Optimizing Shielding Fuel Assembly Design<br />
17:30-17:45<br />
Dr. Bruno Miglierini, Framatome<br />
Development of VVER fuel engineering services<br />
17:45-18:00<br />
Viktor Vlaski, Max Aicher Engineering<br />
Multilayer wall system <strong>for</strong> protection of nuclear facilities<br />
against airplane crash and critical infrastructure against<br />
close-in explosions and projectile impact<br />
Dr. Christoph Klein, NUKEM Technologies Engineering Services<br />
Development and test of a sorting system <strong>for</strong> soil<br />
with conventional and radiological contamination<br />
Marcus Trempler, Siempelkamp NIS Ingenieurgesellschaft<br />
Fort Calhoun Decommissioning and Demolition Project<br />
Dirk Bender, Orano Decommissioning Services<br />
Optimized segmentation of the Crystal River Unit 3<br />
Daniele David, Framatome<br />
Waste Management in Small Modular Reactors: “Is it receiving<br />
enough attention?”<br />
Dominik Krupp, Safetec<br />
Rückbau 4.0 – Die Digitalisierung des kerntechnischen Rückbaus<br />
in Deutschland<br />
Michael Pfau, Karlsruher Institut für Technologie<br />
Vorstellung des Forschungsprojekts zur Entwicklung eines<br />
Beprobungssystems inklusive qualitätsgesichertem Beprobungsverfahren<br />
für nicht zugängliche Kunststoffrohrleitungen (Bero)<br />
Kaisa Pellinen, Fortum <strong>Power</strong> and Heat<br />
Creating operation manuals <strong>for</strong> a waste management organization<br />
Alexander Schwardt, TÜV NORD EnSys<br />
Numerische Modellierung zur Bewertung der Exposition über den<br />
Grundwasserpfad bei der Deponierung freigegebener radioaktiver<br />
Abfälle<br />
Lisa Seidel, Bundesgesellschaft für Endlagerung<br />
Das Standortauswahlverfahren<br />
Amin Bannani, GNS Gesellschaft für Nuklear-Service<br />
Konzepte für Endlagerbehälter in kristallinem Wirtsgestein<br />
in Deutschland<br />
Marc Roßmüller, Bundesgesellschaft für Endlagerung<br />
Endlager Konrad: Heraus<strong>for</strong>derungen<br />
beim Führungsgerüstwechsel Schacht 1<br />
Josef Schindler, Framatome<br />
Practical cybersecurity hardening<br />
<strong>for</strong> interim storage and final disposal facilities<br />
Kompetenz & Sicherheit <strong>International</strong>e Trends & Entwicklungen Rückbau & Abfallbehandlung Zwischen- & Endlagerung TÜV-Session Young Scientist‘s<br />
Ausgabe 2 › März
Kerntechnik 2024<br />
91<br />
Poster Session<br />
Dienstag, 11. Juni 2024 & Mittwoch, 12. Juni 2024<br />
Dr. Marina Sokcic-Kostic<br />
NUKEM Technologies Engineering Services<br />
Radiological characterization of waste: from free release<br />
measurement up to the measurement of high active waste<br />
Nikolai Rensch<br />
Karlsruhe Institute of Technology<br />
Experimental Investigation of the Dryout and Post-Dryout Heat<br />
Transfer with R-134a at High Subcritical Pressure<br />
Tomasz Schiller<br />
ORANO<br />
Robotergestütztes thermisches Trennen unter Wasser<br />
in einen KKW Rückbau<br />
Alexander Franz<br />
Friotherm<br />
Heraus<strong>for</strong>derungen an Kältemaschinen für kerntechnische<br />
Anwendungen<br />
Dr. John Kettler<br />
actimondo<br />
K.I.S.S. - Competence. Innovation. Safety. Radiation Protection<br />
Martin Kamp<br />
SCHAAF<br />
Innovative bolting solutions <strong>for</strong> the nuclear power industry<br />
Hannes Grosche<br />
ORANO<br />
Probenahme von kontaminierten und aktivierten Reaktorkomponenten<br />
- Lessons Learned aus aktuellen Projekten<br />
Jinming Zhang<br />
Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf<br />
Heat Transfer enhancement <strong>for</strong> nucleate boiling<br />
with microlayer evaporation on micro-pillar arrayed surface<br />
Maurice Klink<br />
Hochschule Mannheim<br />
Estimating the Activity Inventory of Irradiated Reactor<br />
Radiographites by Using FLUKA<br />
Prof. Ulrich Scherer<br />
Hochschule Mannheim<br />
Teaching Competences <strong>for</strong> Decommissioning<br />
and <strong>Nuclear</strong> Waste Management<br />
Marco Hildmann<br />
Wölfel Engineering<br />
Auslegung und Berechnung der oberirdischen Gebäudeteile<br />
eines Endlagers für den Lastfall Erdbeben auf Grundlage der KTA<br />
Viktoriia Gasanova<br />
Universität Stuttgart<br />
Innovative Additive Manufacturing of Prototypical Heat Pipes<br />
<strong>for</strong> Passive Heat Exchange in Small Modular Reactors<br />
Simon Pickstone<br />
WTI Wissenschaftlich-Technische Ingenieurberatung<br />
<strong>Nuclear</strong> design of packages <strong>for</strong> LLW and ILW<br />
from nuclear power plants<br />
Alexander Knospe<br />
Technische Universität Dresden<br />
Application of the pile oscillator at the research and training<br />
reactor AKR-2<br />
Dr. Eileen Langegger<br />
DMT<br />
Scaling Factors in Metallic waste and its Implication<br />
on Waste Management Routes- Results from PREDIS WP 4<br />
Alexander Heneka<br />
Karlsruher Institut für Technologie<br />
Kontinuierlich betriebene Separationsanlage<br />
zur Abrasiv aufbereitung für das Wasser-Abrasiv<br />
Suspensions-Schneidverfahren<br />
Siavash Kazemi<br />
Karlsruher Institut für Technologie<br />
Entwicklung eines Robotersystems zur Automatisierung<br />
der Dekontamination kerntechnischer Anlagen<br />
David Bergandt<br />
GNS Gesellschaft für Nuklearservice<br />
The T-Box – design and operations of the high-capacity<br />
packaging solution <strong>for</strong> activated core components<br />
Matthias Peiretti<br />
Universität Stuttgart<br />
Supercritical CO 2 recuperated cycle part load operations<br />
employing turbine throttle valve<br />
Cristiano Padovani<br />
Jacobs<br />
The Durability of ILW containers during interim storage and<br />
designing suitable storage environmental controls<br />
Michael Blase<br />
Westinghouse Electric Germany<br />
Supercritical Water Oxidation (SCWO)<br />
of Spent Radioactive Resins<br />
Dr. Carmen Krau<br />
Siempelkamp NIS Ingenieurgesellschaft<br />
Optimierung der Konditionierungsanlage der Zwilag –<br />
Realisierung des Projekts NEUKON<br />
Daniel Hackl<br />
Technische Universität Wien<br />
Bestimmung der Aktivität einer Auswahl<br />
an Kobalt-60 und Cäsium-137 Strahlenquellen<br />
Norman Dünne<br />
Universität Stuttgart<br />
Neutronic modelling of the Special Purpose Reactor MMR<br />
with Serpent as a part of the MISHA project<br />
Vol. 69 (2024)
92<br />
Kerntechnik 2024<br />
Partner, Aussteller,<br />
Sponsoren und Medienpartner<br />
⁃ Atkins Energy Germany<br />
⁃ <strong>atw</strong> – <strong>International</strong> <strong>Journal</strong><br />
<strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong><br />
⁃ August Alborn GmbH & Co. KG<br />
⁃ Bouygues Construction –<br />
Kraftanlagen Heidelberg<br />
⁃ Brenk Systemplanung<br />
⁃ Framatome<br />
⁃ GNS Gesellschaft für Nuklear-Service<br />
⁃ Innomecom<br />
⁃ INFORUM Verlags- und<br />
Verwaltungsgesellschaft<br />
⁃ Jepson <strong>Power</strong><br />
⁃ KernD – Kerntechnik Deutschland e.V.<br />
⁃ KSB<br />
⁃ Krantz<br />
⁃ KTG – Kerntechnische<br />
Gesellschaft e.V.<br />
⁃ Nuklearia e.V.<br />
⁃ NUKEM<br />
Technologies Engineering Services<br />
⁃ Orano<br />
⁃ ROBDEKON<br />
⁃ Safetec<br />
⁃ Siempelkamp NIS<br />
Ingenieurgesellschaft<br />
⁃ TÜV NORD<br />
⁃ TÜV Rheinland<br />
⁃ TÜV Süd<br />
⁃ TÜV Verband<br />
⁃ URENCO Deutschland<br />
⁃ Westinghouse Electric Germany<br />
⁃ Women in <strong>Nuclear</strong> Germany e.V.<br />
Stand März 2024 – Änderungen vorbehalten<br />
Ausgabe 2 › März
KTG Inside<br />
93<br />
Mitgliederversammlung<br />
Terminvormerkung<br />
KTG-Mitgliederversammlung 2024<br />
10. Juni 2024<br />
Sehr geehrte Damen und Herren,<br />
liebe Mitglieder der Kerntechnischen Gesellschaft,<br />
wir in<strong>for</strong>mieren hiermit über Zeitpunkt und Ort der diesjährigen<br />
KTG-Mitgliederversammlung, die vorge lagert zu unserer Fachtagung<br />
„KERNTECHNIK 2024“ stattfinden wird:<br />
KTG-Mitgliederversammlung 2024<br />
Zeit:<br />
Montag, 10. Juni 2024, von 17:00 Uhr bis 18:30 Uhr<br />
Ort:<br />
H4 Hotel Leipzig, Schongauerstraße 39, 04329 Leipzig<br />
Ihre Übernachtung buchen Sie bitte als Selbstzahler direkt im H4 Hotel<br />
unter: +49 341 2540 oder per E-Mail an leipzig@h-hotels.com.<br />
Der Zutritt zur KTG-Mitgliederversammlung ist nur KTG-Mitgliedern<br />
gestattet und ist für diese – einschließlich des anschließenden abendlichen<br />
traditionellen Get Together mit Vertretern des Branchenverbandes<br />
KernD e.V. – wie immer kostenfrei.<br />
Die konkrete Einladung gemäß Satzung inkl. Tagesordnung und Sitzungsunterlagen<br />
versenden wir zu einem späteren Zeitpunkt fristgemäß<br />
persönlich an jedes Mitglied.<br />
Mit freundlichen Grüßen<br />
Ihre KTG-Geschäftsstelle<br />
Vol. 69 (2024)
94<br />
<br />
KTG Inside<br />
Die KTG gratuliert an dieser Stelle unseren besonderen Jubilaren ab und<br />
in ihren „ Neunzigern“. Wir danken für die lange und treue Mitgliedschaft<br />
in der KTG und wünschen noch viele glückliche Lebensjahre.<br />
Inside<br />
Herzlichen Glückwunsch!<br />
April 2024<br />
93 Jahre | 1931<br />
9. Dr. Klaus Penndorf<br />
Geesthacht<br />
Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag<br />
und wünscht ihnen weiterhin alles Gute!<br />
Mai 2024<br />
90 Jahre | 1934<br />
11. Dr. Eckhart Leischner<br />
Rodenbach<br />
91 Jahre | 1933<br />
25. Dr. Reinhold Mäule<br />
Walheim<br />
April 2024<br />
30 | 1994<br />
16. Hamza Nouidir, Bochum<br />
40 | 1984<br />
13. Kathrin Hamacher, Alsdorf<br />
45 | 1979<br />
14. Dipl.-Ing. Christian Geiß, Rodgau<br />
18. M. Sc. Robert Wagner, Manosque/FR<br />
60 | 1964<br />
8. Dipl.-Ing. Frank Ambos, Worms<br />
60 | 1964<br />
13. Dr. rer. nat. Ines Hoog, Mainz<br />
71 | 1953<br />
10. Dipl.-Phys. Harold Rebohm, Berlin<br />
74 | 1950<br />
6. Dr. Bernhard Kienzler, Stutensee<br />
28. Dr. Wolfgang Wiesenack, Halden/NO<br />
76 | 1948<br />
6. Dr. Wolfgang Tietsch, Mannheim<br />
9. Dipl.-Ing. Herbert Moryson, Essen<br />
22. Dr. Heinz-Dietmar Maertens, Arnum<br />
26. Dr. Rainer Heibel, Neston/UK<br />
82 | 1942<br />
9. Prof. Dr. Hans-Christoph Mehner,<br />
Dresden<br />
27. Dr. Dieter Sommer, Mosbach<br />
84 | 1940<br />
18. Dipl.-Ing. Norbert Granner,<br />
Bergisch Gladbach<br />
86 | 1938<br />
4. Prof. Dr.-Ing. Klaus Kühn,<br />
Clausthal-Zellerfeld<br />
5. Dr. Hans Fuchs, Gelterkinden/CH<br />
9. Dr. Carl Alexander Duckwitz,<br />
Alzenau-Kälberau<br />
28. Prof. Dr. Georg-Friedrich Schultheiss,<br />
Lüneburg<br />
87 | 1937<br />
13. Dr. Martin Peehs, Bubenreuth<br />
88 | 1936<br />
6. Dipl.-Ing. Hans Pirk, Rottach-Egern<br />
11. Dipl.-Ing. Bernhard-F. Roth,<br />
Eggenstein-Leopoldshafen<br />
89 | 1935<br />
5. Prof. Dr. Hans-Henning Hennies,<br />
Karlsruhe-Bergwald<br />
Mai 2024<br />
55 | 1969<br />
14. Jens-Michael Hövelmann, Jülich<br />
60 | 1964<br />
18. Martin Franz, Erlangen<br />
65 | 1959<br />
18. Peter Klopfer, Neckarwestheim<br />
73 | 1951<br />
15. Dr. Wolf Timm, Hausen<br />
78 | 1946<br />
23. Dr.-Ing. Heinz Geiser,<br />
Titz-Rödingen<br />
79 | 1945<br />
11. Dipl.-Ing. Dieter Kreckel, Mainz<br />
30. Dr. Klaus Kasper, Essen<br />
80 | 1944<br />
12. Peter Faber, Rödermark<br />
81 | 1943<br />
3. Dipl.-Ing. Hans Lettau, Effeltrich<br />
22. Dr. Wolfgang Schütz, Bruchsal<br />
24. Dipl.-Ing. Rudolf Weh, Stephanskirchen<br />
82 | 1942<br />
5. Hans-Bernd Maier, Aschaffenburg<br />
11. Dr. Erwin Lindauer, Köln<br />
17. Dr. Heinz-Peter Holley, Forchheim<br />
28. Dr. Wolf-Dieter Krebs, Erlangen<br />
84 | 1940<br />
15. Dipl.-Phys. Ludwig Aumüller, Freigericht<br />
86 | 1938<br />
13. Dipl.-Ing. Otto A. Besch, Geesthacht<br />
13. Dr. Heinrich Werle, Karlsdorf-Neuthard<br />
16. Dr. Hans-Dieter Harig, Hannover<br />
21. Dr. Hans Spenke, Bergisch Gladbach<br />
87 | 1937<br />
6. Dr. Peter Strohbach, Mainaschaff<br />
26. Dipl.-Ing. Rüdiger Müller, Heidelberg<br />
27. Dr. Johannes Wolters, Düren<br />
28. Dipl.-Ing. Heinz E. Häfner, Bruchsal<br />
88 | 1936<br />
10. Dr. Peter Reinke, Röttenbach<br />
89 | 1935<br />
8. Dipl.-Ing. Klaus Wegner, Hanau<br />
28. Dipl.-Ing. Anton Zimmermann,<br />
Hamburg<br />
29. Dipl.-Ing. Karlheinz Orth, Marloffstein<br />
Wenn Sie künftig eine Erwähnung Ihres Geburtstages in der <strong>atw</strong> wünschen,<br />
teilen Sie dies bitte der KTG- Geschäftsstelle mit.<br />
KTG Inside<br />
Lektorat: Kerntechnische Gesellschaft e. V. (KTG), Berliner Straße 88A, 13467 Berlin | E-Mail: info@ktg.org | www.ktg.org<br />
Ausgabe 2 › März
KTG Inside<br />
95<br />
† Nachruf<br />
Die Kerntechnische Gesellschaft KTG e.V.<br />
trauert um ihr Ehrenmitglied und langjährigen Mitstreiter<br />
Dr. Helmut Alt<br />
Durch seinen unermüdlichen Einsatz für die KTG und überdies<br />
die gesamte kerntechnische Branche sowie für Forschung und<br />
Lehre hat Professor Helmut Alt nicht nur seinerzeit seine<br />
Studenten begeistert. Auch eingefleischte Energieexperten hielten stets inne, wenn<br />
Helmut Alt zum Mikrofon griff und Zuhörer diverser Veranstaltungen mit Fakten<br />
beeindruckte. Er kämpfte aus wissenschaftlicher Überzeugung und notfalls auch<br />
ohne fremde Unterstützung für die Kernenergie und gegen den Mainstream,<br />
besonders in den beiden letzten Dekaden. Dabei begegnete er jedem mit Respekt,<br />
auch seinen Gegnern. Unwissenheit war für ihn kein Makel, nur Ignoranz und<br />
bewusste Falschdarstellung sowie Verschweigen von Tatsachen waren ihm ein<br />
Dorn im Auge, woraus er auch nie einen Hehl machte. Gleichzeitig blieb immer<br />
seine menschliche Seite im Vordergrund. Wer ihn privat kannte war überwältigt<br />
von seiner ehrlichen und fürsorglichen Art, ob für die eigene Familie oder für<br />
jegliche Schutzbedürftige.<br />
Doch nun schweigt diese Stimme, was wir mit großem Bedauern hinnehmen<br />
müssen. Er wird der Branche, seinen Kollegen und seinen vielen Freunden sehr<br />
fehlen. Doch er bleibt uns für immer in bester Erinnerung. Seine vielen Vorträge<br />
und Veröffentlichungen, die weit über die Kernenergiebranche hinausgingen,<br />
stellen sein berufliches Vermächtnis dar und bleiben unvergessen.<br />
In Dankbarkeit und Gedenken<br />
Die Mitglieder der Kerntechnischen Gesellschaft<br />
Vol. 69 (2024)
96<br />
<br />
KTG Inside<br />
† Nachruf<br />
Die Kerntechnische Gesellschaft e.V. trauert um ihr geschätztes Mitglied<br />
Herrn Dr. Heinz Büchler<br />
* 10.5.1928<br />
der am 16.11.2023 im Alter von 95 Jahren verstorben ist.<br />
Nach seiner Promotion im Jahre 1959 an der TH Karlsruhe war er zwei Jahre Betriebsgruppenleiter<br />
am Forschungsreaktor in Garching und ist im Juli 1961 in das Bundesministerium<br />
für Atomkernenergie und Wasserwirtschaft eingetreten. Er ist am 31.3.1993<br />
aus dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit in den<br />
Ruhestand gegangen, dort hatte er zuletzt das Referat RSI2 „Regeln und Richtlinien auf<br />
dem Gebiet der kerntechnischen Sicherheit“ geleitet.<br />
Wir werden Herrn Dr. Büchler stets in ehrenvollem Andenken behalten.<br />
Unser Mitgefühl gilt seiner Familie und seinen Angehörigen.<br />
† Nachruf<br />
Die Kerntechnische Gesellschaft e.V. trauert um ihr geschätztes Mitglied<br />
Dr. Gustav Meyer-Kretschmer<br />
der am 21. Oktober 2023 verstorben ist.<br />
Vom 01.08.1973 bis 31.12.2004 war er maßgeblich daran beteiligt die Firmen ETC und<br />
Urenco Deutschland aufzubauen, zu prägen und wirtschaftlich außerordentlich<br />
erfolgreich zu entwickeln.<br />
Er war ein besonderer Mensch, der sich durch sein jahrzehntelanges Engagenment<br />
und seine Führungsstärke auszeichnete. Dabei war er gesellig, diskussionsbereit,<br />
stets allen Argumenten gegenüber offen und bis zuletzt fühlte er sich zu beiden<br />
Firmen verbunden.<br />
Unser tiefes Mitgefühl gilt seiner Familie und allen Angehörigen.<br />
Ausgabe 2 › März
KTG Inside<br />
97<br />
† Nachruf<br />
Wir sind zutiefst bestürzt und trauern um unseren geschätzten Kollegen<br />
und unser langjähriges Mitglied Dr. Ivar Kalinowski.<br />
Herr Dr. Kalinowski<br />
geboren am 26.02.1944 in Tuckum/Lettland, verstarb am 29.11.2023 in<br />
Ohrum.<br />
Nach der Flucht im Jahr 1944 wuchs er in Bad Wörishofen und Kaiserslautern auf.<br />
Er studierte nach dem Wehrdienst (Leutnant der Reserve) zunächst Meteorologie, später<br />
Physik an der TH Darmstadt. Nach dem Diplom war er von 1972 bis 1977 wissenschaftlicher<br />
Mitarbeiter am Hahn-Meitner-Institut in Berlin im Fachbereich Strahlenchemie<br />
und schloss 1977 mit der Promotion an der Freien Universität Berlin ab.<br />
Er begann 1977 in der Inbetriebnahmeabteilung der Hochtemperatur-Reaktorbau in<br />
Mannheim zur Errichtung des Prototypkernkraftwerks THTR 300 in Hamm/Uentrop.<br />
Nach der erfolgreichen Inbetriebnahme des THTR wurde er 1988 als Teilbereichsleiter<br />
Überwachung von der Betreibergesellschaft HKG übernommen.<br />
Nach dem Beschluss zur Stilllegung des THTR 300 wechselte er 1991 zum Bundesamt<br />
für Strahlenschutz (BfS) in Salzgitter. Er war dort bis 31.01.2006 als „Geschäftsführer der<br />
Geschäftsstelle des Kerntechnischen Ausschusses (KTA)“ tätig und trat dann in den<br />
Ruhestand.<br />
Die Arbeit im KTA umfasste in diesen 15 Jahren u. a.<br />
⁃ die Verabschiedung von 49 Regeln/Regeländerungen,<br />
⁃ die Aufnahme von 50 Änderungsverfahren,<br />
⁃ die Aufnahme 10 neuer Regelvorhaben und<br />
⁃ die Einstellung von 8 Regelvorhaben<br />
und betraf auch<br />
⁃ das mitunter sehr schwierige Unterfangen, einen Konsens der Beteiligten zu erzielen<br />
sowie<br />
⁃ den Versuch, die Regelwerkspyramide zu aktualisieren und zu komplettieren im<br />
Rahmen des Vorhabens KTA 2000.<br />
Neben der beruflichen Tätigkeit war er langjähriges, aktives Mitglied der KTG und über<br />
die Jahre in verschiedenen Gremien und Programmausschüssen aktiv; von 1993 bis 2007<br />
war er Sprecher der Sektion Hannover/Braunschweig.<br />
In Erinnerung bleiben wird er uns auch durch seinen Humor und seine positive und<br />
liberale Lebenseinstellung - Herr Dr. Kalinowski hat sich auch in schwierigen Situationen<br />
immer seinen Humor bewahrt!<br />
In Dankbarkeit und Gedenken<br />
Die Mitglieder der Kerntechnischen Gesellschaft<br />
Vol. 69 (2024)
98<br />
<br />
KTG Inside<br />
† Nachruf<br />
Die Kerntechnische Gesellschaft e.V. trauert um ihr geschätztes Mitglied<br />
Herrn Dipl.-Ing. Peter Gottlob<br />
der am 11.11.2023 im Alter von 88 Jahren verstorben ist.<br />
Herr Gottlob hatte bis zu seinem Ausscheiden 28 Jahre die Leitung der damaligen<br />
Stabsabteilung Patente und Lizenzen inne. Er war damit auch Begründer des jetzigen<br />
Patent- und Lizenzmanagements, das dem KIT bis heute wirtschaftliche Erfolge und<br />
sehr gute Positionen in nationalen und internationalen Rankings einbringt.<br />
Auch nach dem Eintritt in den Ruhestand legte Herr Gottlob großen Wert auf einen<br />
intensiven Austausch mit seinen nachfolgenden Kolleginnen und Kollegen; er war jederzeit<br />
bereit, seine umfassenden persönlichen und fachlichen Erfahrungen weiterzugeben.<br />
Wir werden Herrn Gottlob stets in ehrenvollem Andenken behalten.<br />
Unser Mitgefühl gilt seiner Familie und seinen Angehörigen.<br />
† Nachruf<br />
In stiller Trauer nehmen wir Abschied von<br />
Barbara Hornung<br />
Sie starb im Januar 2024 im Alter von 82 Jahren.<br />
Barbara Hornung war seit 1969 Sekretärin unter den Geschäftsführern des Deutschen<br />
Atom<strong>for</strong>ums, anfangs Dr. Adalbert Schlitt, danach Dr. Thomas Roser. Sie wechselte mit der<br />
Gründung des Wirtschaftsverbandes Kernbrennstoff-Kreislauf e.V. (WKK) im Jahre 1976 in<br />
das Sekretariat von Dr. Felix Oboussier, dem ersten Geschäftsführer des WKK. Auch unter<br />
den nachfolgenden Geschäftsführern Dr. Alexander Warrikoff und Dr. Klaus Tägder füllte<br />
sie die Sekretariatsaufgaben bis zum Eintritt in den Ruhestand in 2001 stets verlässlich aus.<br />
Barbara Hornung nahm Ihre vielfältigen Sekretariatsaufgaben kenntnisreich, mit viel Herz<br />
und innerer Überzeugung wahr. Vorbildlich zudem ihre perfekte Organisation von Vorstandssitzungen<br />
und Mitgliederversammlungen. Ihr Überblick über die diversen Ausschüsse<br />
des WKK und deren vielfältige Themen war bewundernswert und für alle Betroffenen eine<br />
große Stütze. Die ihr eigene sympathische, hilfsbereite Art wurde sehr geschätzt. Am guten<br />
Ruf von Atom<strong>for</strong>um und WKK hatte Barbara Hornung einen erheblichen Anteil.<br />
Kerntechnik Deutschland e.V., vormals Deutsches Atom<strong>for</strong>um, mit dem der WKK<br />
verschmolz, wird Barbara Hornung für immer ein ehrendes Andenken bewahren.<br />
Ausgabe 2 › März
KTG Inside<br />
99<br />
† Nachruf<br />
Die Kerntechnische Gesellschaft e.V. trauert<br />
um ihr geschätztes Mitglied<br />
Reinhard Storz<br />
* 18.11.1941<br />
† 1.11.2023<br />
Nach einer Maschinenschlosserlehre auf einer Schiffswerft<br />
kam Reinhard Storz über den 2. Bildungsweg zum Studium<br />
der Schiffsbetriebstechnik. Anschließend ging er zur Interatom, wo er im Versuchswesen<br />
beschäftigt war. Später war er im Auftrag von Siemens als Vertreter zu<br />
der Heliumturbinenanlage im S0MW Heizkraftwerk in Oberhausen Sterkrade<br />
abge ordnet. Es folgte eine Anstellung als Leiter der Versuchsanlagen und Bau teilplanung<br />
für Planung und Errichtung von Versuchs einrichtungen zur experimentellen<br />
Qualifizierung von Bauteilen für Brutreaktor und Hochtemperaturreaktor.<br />
Mit der deutschen Wiedervereinigung endete praktisch die Existenz von Interatom,<br />
es folgten Abschlussberichte. Danach bearbeitete er Projekte für Japan und Spanien,<br />
bevor er als Resident Engineer für 4 Jahre in Spanien in einem Gemeinschaftsprojekt<br />
von Siemens- und Framatome den Bau von 12 Austauschdampferzeugern für<br />
spanische Kernkraftwerke begleitete. Mit dem Einbau von 3 Dampferzeugern im<br />
KKW Almaraz endete seine Tätigkeit bei Siemens.<br />
Anschließend war er im Forschungszentrum Jülich am Reaktor DIDO tätig und dort<br />
Strahlenschutzbeauftragter sowie Reaktorbetriebsverantwortlicher. Mit 65 Jahren<br />
ging er in die Rente und war <strong>for</strong>tan Gasthörer an der Uni Köln. Fächer wie Geographie,<br />
Meteorologie, Geologie, Biologie, Philosophie waren dabei von großem Interesse.<br />
Er hielt auch selbst Vorlesungen und war als Betreuer bei der Kinder- und Jugenduniversität<br />
tätig.<br />
In Wertschätzung für die vielen Jahre der Treue und Zusammenarbeit werden<br />
wir ihm stets ein ehrendes Andenken bewahren und sprechen seiner Familie<br />
unsere herzliche Anteilnahme aus.<br />
Vol. 69 (2024)
100<br />
<br />
KTG Inside<br />
† Nachruf<br />
Die Kerntechnische Gesellschaft e.V. trauert um ihr geschätztes Mitglied<br />
Dr. Helmut Völcker<br />
*<br />
10.3.1934 in Halle a. d. Saale<br />
† 20. September 2023 in Essen<br />
Dr. Helmut Völcker studierte Physik und erhielt im Mai 1958 sein Diplom.<br />
Als wissenschaftlicher Mitarbeiter an der Universität Kiel und am Kern<strong>for</strong>schungszentrum<br />
Geesthacht sammelte er praktische Erfahrungen und<br />
promovierte 1960 zum Dr. rer. nat. Es folgten diverse Stationen zunächst in einem<br />
Anwaltsbüro für Patentanmeldungen in Hamburg, gefolgt von der Abteilungsleitung für<br />
Reaktorberechnung und Brennelemententwicklung im Geschäftsbereich Kerntechnik<br />
der Gutehoffnungshütte Sterkrade (GHH), Oberhausen. 1967 kam er zur STEAG AG und<br />
übernahm dort die Abteilungsleitung im Bereich Kernenergie. 1968 wurde er zum<br />
Prokuristen ernannt, 1970 zum Direktor der STEAG AG. 1973 übernahm er zusätzlich die<br />
Leitung des Bereichs Anlagentechnik und wurde 1974 Mitglied des Vorstandes der STEAG<br />
AG für den Bereich Technik.<br />
Von 1980 bis 2006 unterrichtete er Verfahrenstechnik für Energieanlagen an der<br />
Universität Essen (heute Essen-Duisburg) und wurde 1991 zum Honorarprofessor<br />
ernannt.<br />
Ab 1994 widmete er sich freiberuflichen Tätigkeiten mit der Beratung von Industrieunternehmen<br />
und war bis 2004 Director im Board der OGDEN Corporation NY/USA,<br />
später Convanta Corp. Seit 2009 war er darüber hinaus Mitglied des Beraternetzwerks<br />
„Senior Energy Experts“ und seit 2018 Gründungsmitglied im „Forum Energiewende e.V.“<br />
der Technischen Universität Freiberg.<br />
Auch hatte er diverse Manadate inne, so war er bspw. im Aufsichtsrat der Urangesellschaft<br />
mbH Frankfurt, im Aufsichtsrat der GNS Gesellschaft für Nuklear Service<br />
mbH Essen als auch im Vorstand der VGB Technische Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber<br />
Essen.<br />
Besonders erwähnenswert ist auch die Leitung der Entwicklung des CASTOR (Cask<br />
<strong>for</strong> Storage and Transport of Radioactive Materials), die Initiative zur Gründung der GNS<br />
sowie die Initiative zur Gründung der MicroParts GmbH, Dortmund. Auf Basis der<br />
Trenndüsenpilotanlage zur Urananreicherung wurde mit dem Karlsruher Institut für<br />
Technologie für die Trenndüse ein Fertigungsverfahren entwickelt, das die Basis für die<br />
Gründung der MicroParts GmbH war. Das erste Produkt war eine Zerstäuber Düse für<br />
Asthmamedikamente der Firma Boehringer Ingelheim.<br />
Privat war Herr Dr. Helmut Völcker ein tiefgläubiger, praktizierender Christ und engagierte<br />
sich in seiner Heimatgemeinde Haarzopf in Essen. Seine Hobbys waren die Jagd, er hörte<br />
gerne klassische Musik und las sehr viel. Dabei reichte sein Interesse von naturwissenschaftlichen<br />
bis hin zu theologischen Themen. Regelmäßig verfasste er Leserbriefe,<br />
insbesondere zum Thema Kernkraft, die in der FAZ veröffentlicht wurden.<br />
In Wertschätzung für die vielen Jahre der Treue und Zusammenarbeit werden<br />
wir ihm stets ein ehrendes Andenken bewahren und sprechen seiner Familie<br />
unsere herzliche Anteilnahme aus.<br />
Ausgabe 2 › März
Report<br />
101<br />
Studierende und Promovierende<br />
für die Branche begeistern<br />
Das Team der actimondo eG hat 2023 sehr erfolgreich das Karriereportal Kerntechnik<br />
für Firmen der Branche im Jahr 2023 gelauncht. Es ist eine innovative Platt<strong>for</strong>m für<br />
Karrieremöglichkeiten im Bereich der Kerntechnik, spielt eine entscheidende Rolle<br />
dabei, Studierende und Promovierende frühzeitig für das dynamische Feld der Kerntechnik<br />
zu begeistern. Durch die Veranstaltungen in Aachen und Bochum, die jeweils über hundert<br />
Teilnehmende anzogen, wurde jungen Talenten die Möglichkeit geboten, sich direkt mit<br />
führenden Unternehmen der Branche zu vernetzen. Diese frühzeitige Begegnung ist<br />
unerlässlich, um junge Menschen für zukunftsweisende Technologien und potenzielle Arbeitgeber<br />
zu interessieren. Gleichzeitig profitieren die teilnehmenden Firmen erheblich, indem<br />
sie sich als attraktive Arbeitgeber präsentieren und unmittelbares Feedback zu den<br />
Erwartungen und Perspektiven der jungen Generation erhalten. Diese Events bieten somit<br />
eine einzigartige Platt<strong>for</strong>m, um den Austausch zwischen aufstrebenden Talenten und<br />
etablierten Unternehmen zu fördern und neue Wege für die Zukunft der Kerntechnik zu<br />
ebnen.<br />
Ein zentrales Element des Karriereportals Kerntechnik<br />
sind die Company Pitches, in denen sich führende<br />
Firmen der Kerntechnik den Studierenden und Promovierenden<br />
präsentieren. Diese Präsentationen bieten<br />
den Unternehmen wie beispielsweise iqony Solutions<br />
GmbH, Westinghouse Electric Germany GmbH, GNS<br />
Gesellschaft für Nuklear Service mbH, TÜV Rheinland<br />
Industrie Service GmbH, BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung<br />
mbH, URENCO, TÜV SÜD Energietechnik<br />
GmbH und TÜV NORD EnSys GmbH & Co. KG vielen<br />
weiteren eine hervorragende Platt<strong>for</strong>m, um ihre<br />
Stärken und Karrierechancen aufzuzeigen. Auch<br />
Branchen größen wie Framatome GmbH und innovative<br />
Unternehmen wie die Dornier <strong>Nuclear</strong> Service<br />
GmbH erkannten bereits im ersten Jahr des Karriereportals<br />
Kerntechnik diese Gelegenheit, um sich als<br />
attraktive Arbeitgeber zu positionieren. Ein besonderes<br />
Merkmal dieser Pitches wist die interaktive Feedbackmöglichkeit.<br />
Die Studierenden können über ihre<br />
Smartphones die Präsentationen in Echtzeit bewerten.<br />
Sie tun das auch in großer Zahl. Dies ermöglicht<br />
den Firmen, ein direktes Feedback zu erhalten, um so<br />
ein tieferes Verständnis für die Erwartungen und<br />
Interessen der jungen Talente zu entwickeln. Diese<br />
unmittelbare Rückmeldung ist nicht nur für die Unternehmen<br />
wertvoll, sondern vermittelt auch den teilnehmenden<br />
Studierenden das Gefühl, aktiv an der<br />
Gestaltung ihrer beruflichen Zukunft mitzuwirken.<br />
Ein weiterer Höhepunkt des Karriereportals Kerntechnik<br />
ist immer das umfassende Fach- und Förderprogramm.<br />
Hier präsentieren Expertinnen und<br />
Experten aus der Branche innovative Programme, die<br />
jungen Menschen den Einstieg und Karrierestart in der<br />
Kerntechnik erleichtern.<br />
Beispiele bisheriger Präsentationen:<br />
⁃ Dr. Christian Schönfelder stellte das ENEN2plus<br />
Programm vor, das die internationale Mobilität von<br />
Studierenden fördert und ihnen ermöglicht, im<br />
Ausland Erfahrungen zu sammeln und Kontakte zu<br />
knüpfen.<br />
⁃ Dr. Helena Möller von der GRS präsentierte das<br />
FORKA-Programm, eine Forschungsinitiative, die<br />
Absolventen die Möglichkeit bietet, ihre Doktorarbeit<br />
in Zusammenarbeit mit Unternehmen und<br />
Forschungseinrichtungen zu verfassen.<br />
Vol. 69 (2024)
102<br />
Report<br />
⁃ Seitens der <strong>International</strong>en Atomenergiebehörde<br />
(IAEO) wurde das Marie Sklodowska-Curie Fellowship<br />
Programme (MSCFP) präsentiert, welches<br />
Berufsanfängerinnen den Zugang zur Branche<br />
erleichtert und Unterstützung bietet.<br />
⁃ Florian Krist, Doktorand an der Ruhr-Universität<br />
Bochum, erläuterte die Arbeit der jungen Generation<br />
der Kerntechnischen Gesellschaft (KTG), die<br />
sich auf den Aufbau von Netzwerken und den<br />
Austausch unter jungen Talenten konzentriert.<br />
⁃ Dr. Henrik Wiesel von Advanced <strong>Nuclear</strong> Fuels<br />
GmbH stellte den Competence Hub vor, ein innovatives<br />
Onboarding-Programm, das Neueinsteiger in<br />
der Kerntechnik schnell für die Heraus<strong>for</strong>derungen<br />
der Branche fit macht.<br />
Diese vielfältigen Programme zeigen eindrucksvoll die<br />
Bandbreite an Möglichkeiten auf, die jungen Talenten<br />
offenstehen, um sich in der Kerntechnik erfolgreich<br />
zu etablieren. Nach einer genussvollen Netzwerk-<br />
Mittagspause, zu der jedes Mal alle Teilnehmenden<br />
eingeladen werden, folgt der wichtigste Teil des<br />
Karriereportals Kerntechnik: 1-zu-1-Gespräche. Diese<br />
Gespräche werden im Vorfeld von dem Team der<br />
actimondo e.G. sorgfältig und in der Tiefe detailliert<br />
vorbereitet. Die Studierenden können ihre beruflichen<br />
Interessen und Wünsche äußern und die Firmen<br />
wählen daraufhin auf den ersten Blick passende<br />
Kandidaten für persönliche Gespräche aus. Diese<br />
maßgeschneiderten Begegnungen boten eine einzigartige<br />
Gelegenheit für direkten Austausch zwischen<br />
den jungen Talenten und Branchenexperten. Die<br />
Gespräche führten im letzten Jahr zu zahlreichen<br />
erfolgreichen Matchings und resultierten in konkreten<br />
Arbeitsverträgen kurz nach den beiden Events und<br />
Jobangeboten für 2024. Fast jede teilnehmende Firma<br />
konnte mindestens einen Studierenden im Nachgang<br />
zu den Events einstellen.<br />
Ein weiteres Highlight des Karriereportals Kerntechnik<br />
waren die fachspezifischen Exkursionen, die den<br />
Studierenden und Promovierenden außergewöhnliche<br />
Einblicke in die Kerntechnikbranche boten. Im letzten<br />
Jahr wurden insgesamt vier Exkursionen durch geführt,<br />
die jeweils einzigartige Lernerfahrungen ermöglichten.<br />
Bei einer Exkursion zum Werk von Westinghouse in<br />
Belgien konnten die Teilnehmenden die Instand haltung<br />
von kerntechnischen Anlagen- und Bauteilen aus<br />
nächster Nähe betrachten. Eine andere Gruppe<br />
besuchte Advanced <strong>Nuclear</strong> Fuels GmbH in Lingen,<br />
wo sie den faszinierenden Prozess der Brennelementfertigung<br />
direkt miterleben konnten. Eine weitere<br />
Exkursion führte zu JEN Jülicher Entsorgungsgesellschaft<br />
für Nuklearanlagen mbH in Jülich, wo die<br />
Studierenden den Rückbau einer kerntechnischen<br />
Anlage hautnah beobachten konnten. Bei der Firma<br />
Krantz GmbH in Aachen wiederum gewannen die Teilnehmenden<br />
Einblicke in die Entwicklung moderner<br />
Lüftungstechnologien, die u. a. in Kernkraftwerken<br />
eingesetzt werden. Diese Exkursionen waren nicht nur<br />
äußerst lehrreich, sondern auch inspirierend. Sie motivierten<br />
viele Studierende, eine Karriere in der spannenden<br />
und innovativen Welt der Kerntechnik<br />
anzustreben. Die Möglichkeit, Theorie und Praxis so<br />
eng miteinander zu verknüpfen, wurde von den Teilnehmenden<br />
als besonders wertvoll empfunden.<br />
Angesichts des großen Erfolges und der positiven<br />
Resonanz sowohl von den Firmen als auch den<br />
Studierenden, wurde das Karriereportal Kerntechnik<br />
als ein herausragendes Community-Event gefeiert.<br />
Diese Begeisterung hat den Veranstalter und die<br />
beteiligten Unternehmen dazu bewogen, das Karriereportal<br />
Kerntechnik auch im Jahr 2024 <strong>for</strong>tzusetzen. Es<br />
sind bereits zwei Termine festgelegt: der 20. April in<br />
Aachen und der 16. November in Bochum.<br />
Für weitere In<strong>for</strong>mationen und Details zu den bevorstehenden<br />
Veranstaltungen können Interessierte die<br />
Webseite www.karriereportal.actimondo.com besuchen.<br />
Dort finden sie aktuelle In<strong>for</strong>mationen und<br />
können sich über Teilnahmemöglichkeiten in<strong>for</strong>mieren.<br />
Auch kurze Videointerviews sind dort für sie<br />
abgelegt.<br />
Ausgabe 2 › März
SEMINARPROGRAMM 2024<br />
Grundlagenschulung: Dual-Use-Re<strong>for</strong>m Einführung in die Kern- und Entsorgungstechnik<br />
TERMIN 28.–29. 12. März Februar 2024 2024 PREIS 1.398,— 548,— €<br />
Referent Christoph Kai Höft Rechtsanwalt, Leichmann, M. ENGIE A. (BWL), Deutschland Rechtsanwalt der Niederlassung Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Dresden<br />
Hamburg<br />
Dual-Use-Re<strong>for</strong>m<br />
Atomrecht – Ihr Weg durch Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren<br />
LIVE<br />
LIVE<br />
TERMIN 12. 14. März 2024 PREIS 1.049,— 548,— €<br />
Referent Kai Dr. Christian Höft Rechtsanwalt, Raetzke M. A.<br />
Rechtsanwalt,<br />
(BWL), Rechtsanwalt<br />
Leipzig<br />
der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg<br />
Atomrecht – Ihr Weg durch Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren<br />
LIVE<br />
Atomrecht - Das Recht der radioaktiven Reststoffe und Abfälle<br />
LIVE<br />
TERMIN 14. März 2024 PREIS 1.049,— TERMIN 25. April 2024 PREIS 1.049,— €<br />
Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
Atomrecht - Das Recht der radioaktiven Reststoffe und Abfälle<br />
Grundlagenschulung Kerntechnik (im Preis inbegriffen ist pro Teilnehmer ein Exemplar des Softcover-Fachbuches Kernenergie Basiswissen)<br />
TERMIN 25. April 2024 PREIS 1.049,— €<br />
Referent TERMIN Dr. 06.–07. Christian Mai 2024 Raetzke (Präsenzseminar) Rechtsanwalt, Leipzig<br />
PREIS 1.498,— € ORT Kaiserin-Friedrich-Stiftung<br />
Referent Dr.-Ing. Thomas Behringer Geschäftsführer Kerntechnik Deutschland e. V. Robert-Koch-Platz 7, 10115 Berlin<br />
Grundzüge des Strahlenschutzrechts<br />
Grundzüge TERMIN des Strahlenschutzrechts<br />
14. Mai 2024 PREIS 1.049,— €<br />
LIVE<br />
Referent TERMIN Dr. 14. Christian Mai 2024 Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
PREIS 1.049,— €<br />
Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
Grundlagenschulung: Einführung in die Kern- und Entsorgungstechnik<br />
Dual-Use-Re<strong>for</strong>m<br />
TERMIN 19.–20. Juni 2024 PREIS 1.398,— €<br />
LIVE<br />
Referent TERMIN Christoph 24. September Leichmann, 2024 ENGIE Deutschland Niederlassung DresdenPREIS 548,— €<br />
Dual-Use-Re<strong>for</strong>m<br />
Referent Kai Höft Rechtsanwalt, M. A. (BWL), Rechtsanwalt der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg<br />
Atomrecht TERMIN – Ihr Weg 24. September durch Genehmigungs- 2024 und Aufsichtsverfahren PREIS 548,— €<br />
LIVE<br />
Referent Kai Höft Rechtsanwalt, M. A. (BWL), Rechtsanwalt der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg<br />
TERMIN 10. September 2024 PREIS 1.049,— €<br />
Atomrecht Referent – Ihr Weg Dr. Christian durch Raetzke Genehmigungs- Rechtsanwalt, Leipzig und Aufsichtsverfahren<br />
TERMIN 26. September 2024 PREIS 1.049,— €<br />
Atomrecht – Das Recht der radioaktiven Reststoffe und Abfälle<br />
Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
TERMIN 07. November 2024 PREIS 1.049,— €<br />
Atomrecht Referent – Das Recht Dr. Christian der radioaktiven Raetzke Rechtsanwalt, Reststoffe Leipzig und Abfälle<br />
TERMIN 07. November 2024 PREIS 1.049,— €<br />
Grundzüge Referent des Strahlenschutzrechts<br />
Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
TERMIN 14. November2024 PREIS 1.049,— €<br />
Grundzüge des Strahlenschutzrechts<br />
Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
TERMIN 14. November2024 PREIS 1.049,— €<br />
Öffentliche Referent Anhörungen Dr. Christian erfolgreich Raetzke Rechtsanwalt, meistern Leipzig<br />
Öffentliche TERMIN Anhörungen nach Vereinbarung erfolgreich meistern<br />
PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />
Referent Dr. Nikolai A. Behr DIKT Deutsches Institut für Kommunikations- und MedienTraining, München<br />
TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />
„Stilllegung Referent und Rückbau Dr. Nikolai A. in Behr Recht DIKT und Deutsches Praxis“ Institut für Kommunikations- und MedienTraining, München<br />
„Stilllegung TERMIN und Rückbau nach Vereinbarung Recht und Praxis“<br />
Referenten Dr. Matthias Bauerfeind TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt<br />
TERMIN nach Vereinbarung<br />
Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
Referenten Dr. Matthias Bauerfeind TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt<br />
PREIS<br />
PREIS<br />
auf Anfrage<br />
auf Anfrage<br />
ORT<br />
ORT<br />
Inhouse-Seminar<br />
Inhouse-Seminar<br />
Das Strahlenschutzrecht Dr. Christian und Raetzke seine<br />
Rechtsanwalt,<br />
praktische<br />
LeipzigUmsetzung<br />
Das TERMIN Strahlenschutzrecht nach Vereinbarung und seine praktische Umsetzung PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />
TERMIN Referenten nach Dr. Maria Vereinbarung Poetsch TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt<br />
PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />
Referenten<br />
Dr. Christian Maria Poetsch Raetzke TÜV Rechtsanwalt, SÜD Energietechnik, LeipzigFilderstadt<br />
Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />
Alle Preise zzgl. gesetzl. USt.<br />
Für weitere In<strong>for</strong>mationen besuchen Sie unsere Website<br />
https://kernd.de/seminarprogramm/<br />
Anfragen und Anmeldungen: seminare@kernd.de<br />
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Unsere Fortbildungen sind zum<br />
größten Teil auch als Inhouse-<br />
Online-Workshop und In-House-<br />
Präsenz-Seminar buchbar.<br />
Preise und Termine auf Anfrage.<br />
Änderungen und Irrtümer vorbehalten. Stand: November 20. Februar 2023 2024
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