atw - International Journal for Nuclear Power | 05.2024

ISSN: 1431-5254 (Print) | eISSN: 2940-6668 (Online) 

32.50 € 

International Journal for Nuclear Power 

2024 5 

Special 

Report 

Technical Sessions 

nucmag.com 

Paper 

Best Presentation Awards 

Young Scientist's Workshop Gewinner 

Seit 68 Jahren im Dienste der Kerntechnik

www.ktg.org 

Jetzt Mitglied werden 

Wenn Ihnen die sachliche Auseinandersetzung mit der Kernenergie 

ebenso wie uns am Herzen liegt, wenn Sie Teil des kerntechnischen Netzwerkes 

in Deutschland werden möchten oder wenn Ihnen einfach Ihr persönliches 

Engagement für Ihre Überzeugungen wichtig ist, sollten Sie nicht länger zögern! 

Werden Sie Mitglied der KTG und steigen Sie aktiv in unser Netzwerk ein! 

Wofür wir stehen 

Wir engagieren uns dafür, Wissen zu vermitteln und weiterzugeben, 

um die sachliche Auseinandersetzung mit der Kerntechnik zu fördern. 

Dabei liegen die Schwerpunkte auf: 

! Erörterung wissenschaftlicher und technischer Fragestellungen 

! Förderung der Diskussion unter verschiedenen Disziplinen und Einrichtungen 

! Erfahrungsaustausch mit Organisationen im In- und Ausland 

! Zusammenarbeit mit öffentlichen und privaten Institutionen 

! Wissenschaftliche, gesellschaftliche und berufliche Weiterbildung 

unserer Mitglieder 

! Nachwuchsförderung 

Unser ganz persönliches Willkommensgeschenk an Bord der KTG: 

3 Ein Abonnement der beliebten Fachzeitschrift 

atw – International Journal for Nuclear Power. 

https://www.ktg.org/ktg/faszination-kerntechnik/mitglied-werden

Editorial 

3 

Die gesellschaftlichen Kosten 

der deutschen Energiewende 

Am 2. August 2024 veröffentlichte das Bundesministerium für Wirtschaft und Klima (BMWK) das Dokument 

„ Strommarktdesign der Zukunft – Optionen für ein sicheres, bezahlbares und nachhaltiges Stromsystem“, das als 

Grundlage einer Konsultation zur Neugestaltung des Strommarktes in Deutschland für einen Investitionsrahmen 

erneuerbare Energien, einen Investitionsrahmen steuerbare Kapazität, „lokale Signale“ und nachfrageseitige Flexibilitätsoptionen 

dienen soll. 

Für die erneuerbaren Energien werden vier Optionen eines 

Fördersystems dargestellt, von dem die ersten beiden, die 

sich mit produktionsorientierter Vergütung relativ nahe am 

gegenwärtigen System der gleitenden Markt prämie orientieren, 

gleich wieder verworfen werden. Die beiden anderen 

Optionen sehen einen produktionsunabhängigen Fördermechanismus 

vor, wobei der Option vier „Kapazitätszahlung 

mit produktionsunabhängigem Refinanzierungsbeitrag“ eindeutig 

die Präferenz der Autoren gehört, wird diese doch mit 

dem Hinweis „Diese Option entspricht dem in der Wachstumsinitiative 

skizzierten Vorgehen und wird deshalb vom 

BMWK weiter geprüft.“ geadelt. Die Wachstumsinitiative ist 

ein politischer Beschluss der Bundesregierung, in dem bzgl. 

der Förderung erneuerbarer Energien eine Umstellung auf 

eine Investitions kostenförderung enthalten ist. Ein Schelm, 

wer denkt, dass sich an diesem Punkt die kommende Konsultation 

erübrigt. 

Betrachtet man nun diese Förderoption, stellt man fest, dass 

es sich um eine Vollkaskoförderung für Betreiber von 

EE-Anlagen handelt, deren Strom an der Strombörse vermarktet 

wird. In den eigenen Worten des Konsultationsdokumentes 

wird dort unter den Chancen der Option 

genannt: „Grundsätzlich sind sowohl Preis- als auch Mengenrisiken 

– und zwar anders als bei Option 3 nicht nur aufgrund 

von negativen Preisen, sondern zusätzlich aufgrund 

von Wetterrisiken – vollständig abgesichert, was die Kapitalkosten 

zusätzlich senkt.“ Bei den Wetterrisiken handelt es 

sich um die witterungsbedingten Ertragsschwankungen in 

unterschiedlichen Jahren, nicht um die volatile Erzeugung 

an sich. Die Einschränkung in der Formulierung bezieht 

sich auf den ebenfalls produktionsunabhängigen Refinanzierungsbeitrag, 

der aber an einem Referenzertragsmodell 

bemessen werden soll. Allerdings erreichen die realen 

Anlagen nur selten die Referenz werte oder überschreiten 

diese gar – nur dann wird eine Zahlung an den Staat als 

Refinanzierungsbeitrag zum Förder modell fällig – so dass in 

der von der Bundesregierung vorge zogenen Option nur 

relativ selten tatsächlich solche Zahlungen fällig würden. 

Das eigentliche Problem liegt aber in der Risikoab schirmung 

gegenüber den Preisrisiken, die die volatilen Erzeuger 

selbst hervorrufen. Diese so genannten Profilkosten volatiler 

Erzeuger im Stromsystem steigen nämlich bei hoher Marktpenetration 

stark an, bzw. der Strom der Anla gen wird durch 

starken Kapazitätsaufbau stark entwertet. In Verbindung mit 

den ehrgeizigen Ausbauzielen für volatile Erzeuger erwächst 

dadurch ein sehr großes, kaum kalkulierbares und wegen 

des Ausgleichs auch der Wetterrisiken von Jahr zu Jahr 

schwankendes Risiko für den Bundeshaushalt. Man darf sich 

hier vor Augen halten, dass die Kosten für die EEG 

Finanzierung aus dem Bundeshaushalt für 2024 gerade auf 

23 Milliarden Euro nach oben revidiert wurden und die 

Haushaltsplanung jedes Jahr von neuem zur Zerreißprobe 

für die Bundesregierung wird. 

Hinsichtlich des Investitionsrahmens für steuerbare 

Kapa zitäten wird als Vorzugsvariante eine Mischung aus 

de zentralem und zentralem Kapazitätsmarkt vorgeschlagen. 

Die diesbezügliche Argumentation ist durchaus nachvollziehbar, 

man muss aber darauf hinweisen, dass das Element 

des dezentralen Kapazitätsmarktes starke Anreize setzt, man 

könnte auch sagen hohen Druck ausübt, Flexibilitäten auf 

Nachfrageseite zu nutzen. Eine Entwicklung, die den 

In teressen der Stromverbraucher letztlich zuwiderläuft und 

in Richtung des bereits politisch angekündigten angebotsorientierten, 

konkret witterungsabhängigen Stromsystems 

führt. 

Bekräftigt wird diese Tendenz, wenn man die Aspekte 

lokale Signale und nachfrageseitige Flexibilitätsoptionen 

be trachtet. Schlagworte wie „aktive netzorientierte Steuerungsmöglichkeiten“, 

Flexibilisierung als Paradigmenwechsel, 

Preissignale als Taktgeber für das Nutzungsverhalten 

oder die Zielsetzung mit Flexibilität auf Nachfrageseite 

die Marktwerte der erneuerbaren Energien zu glätten, 

zeigen den Weg zu einer technologisch bedingten Stromrationierung 

bzw. -verteuerung in einem wetterabhängigen 

System mit dem Ziel einer 100-prozentigen Versorgung durch 

erneuerbare Energien. In dem Papier wird davon ausgegangen, 

dass bereits 2030 Heimspeicher und vermeintlich 

flexible Verbraucher wie Elektrofahrzeuge und Wärmepumpen 

doppelt so viel Flexibilitätskapazität zur Verfügung 

stellen werden, wie die großskaligen Optionen Elektrolyseure, 

Großwärmepumpen und Elektro-Heizkessel und so 

bis zu 100 TWh Stromverbrauch zeitlich verschoben werden 

könnten. So wird klar, dass es perspektivisch nicht mehr nur 

um professionelle Stromverbraucher geht, sondern um jeden 

Privathaushalt. 

In der Summe ist das Konsultationspapier von der Idee 

durchzogen, dass die Wirtschaft und die ganze Gesellschaft 

bis ins Alltagsleben hinein um die erneuerbaren Energien 

und ihre seit Jahrzehnten bekannten Schwächen herum 

umgebaut werden sollen. Auf diese Weise wird Energiepolitik, 

die früher im Dienst der Gewährleistung bezahlbarer 

elementarer Versorgung für alle stand, zu einer totalitären 

Anmaßung, die die ganze Gesellschaft in den Dienst eines 

bereits überholt geglaubten, planwirtschaftlichen Konzepts 

stellen will. 

Nicolas Wendler 

– Chefredakteur – 

Vol. 69 (2024)

4 

Contents 

Inhalt 

Editorial 

Die gesellschaftlichen Kosten der deutschen Energiewende . . . . . . . . . . . . . 3 

Did you know? 

Kostenprojektion für weitere AP1000-Projekte in den Vereinigten Staaten . . . . 5 

Ausgabe 5 

2024 

September 

Interview mit Dr. Thomas Walter Tromm 

Wir sollten akzeptieren, dass andere Länder, speziell in Europa, 

eine andere Sichtweise auf die Kernenergie haben . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 


Kalender 2024 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10 

Kerntechnik 2024 | Spezial 

Mit Innovation im Herzen und der Zukunft im Blick präsentiert 

sich die kerntechnische Branche verjüngt und dynamisiert . . . . . . . . . . . . . . 11 


Eröffnungsansprache 1. Teil . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 

Frank Apel 

Eröffnungsansprache 2. Teil . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17 

Thomas Seipolt 

Impressionen . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 

A Wrap-up of the Technical Sessions . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24 

Kai Kosowski 

Best Presentation Award 1 st 

The MUTOMCA Project – An Overview . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40 

Julia Niedermeier 

Best Presentation Award 2 nd 

Development of a Decontami nation Tool 

for Inner Edges and Corners (EKONT-2) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45 

Eric Rentschler, Sascha Gentes, Stefan Stemmle, Johannes Greb, Martin Villinger, Kurt Heppler 

Best Presentation Award 3 rd 

Fort Calhoun Station Decom missioning and Demolition Project 

Reactor Vessel Segmentation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49 

Marcus Trempler, Detlef Queißer 

The Young Scientist Workshop – a successful example 

of developing young people's skills in nuclear technology . . . . . . . . . . . . . . 56 

Jörg Starflinger 

Advancing Micro Modular Reactor Safety: Experimental Analysis 

on Liquid Metal Heat Pipe Prototypes in the MISHA Project . . . . . . . . . . . . . 58 

Ruggero Meucci, Rudi Kulenovic, Jörg Starflinger 

Characterization of Irradiated Graphite Samples Using 

Destructive and Non-destructive Methods . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64 

Lorie Meunier, Lotte Lens, Niklas Heiß, U. W. Scherer 

Muon Imaging of Transport and Storage Casks . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68 

Suzanne Eisenhofer, Jakub Dykas, Guanghao Jiao, Michael Wagner, Uwe Hampel 

KTG-Fachinfo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72 

Vor 66 Jahren . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76 

KTG Inside 

Gemeinsame Nachwuchstagung: 

Die Gelegenheit, den Nachwuchs im deutsch sprachigen 

Kerntechnikbereich zu vernetzen! . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82 

Bericht zur I4N Europe 2024 – Sieg für Deutschland . . . . . . . . . . . . . . . . . 83 

Announcement 

28 th Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT28) . . . . . . . . . . . . . 86 

Impressum . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63 

Ausgabe 5 › September

Did you know? 

5 

Did you know? 

Kostenprojektion für weitere AP1000-Projekte 

in den Vereinigten Staaten 

In der Studie „2024 Total Cost Projection of Next AP1000“ des Massachusetts Institute of Technology (MIT) gibt Prof. 

Koroush Shirvan ein Update des Berichts zur unabhängigen Einschätzung zu Kosten weiterer AP1000- Projekte in 

den Vereinigten Staaten im Vergleich zu SMR. 

Bei der Kostenprojektion wird ausgehend vom reali sierten 

Vogtle-Projekt angenommen, dass die Kosten für 

Ingenieur leistungen, Beschaffung und die Errichtung (EPC) 

um 45 Prozent gesenkt werden können. Begründet wird 

das insbesondere damit, dass sich Problemfelder des 

Mangels an erfahrenem Personal, eines neuen Zerti fizierungs 

prozesses und eines noch unvoll ständigen 

Designs bei Folgeprojekten deutlich weniger auswirken. 

65 Prozent der Kostenreduktion gehen darauf zurück. 

Weitere Beiträge ergeben sich durch Verbesserungen in 

den Lieferketten, allgemeine Lerneffekte bei der Ausführung 

durch das Vogtle- Projekt beim Eigentümer/Betreiber 

und die Ver meidung der Insolvenz des Lieferanten. Die so 

genannten overnight costs würden um 40 Prozent 

gesenkt, da bei den owners costs – Vorbereitung des 

Standorts und Kühl wasser infrastruktur, Umspannstation, 

standortspezifische Ingenieursleis tungen und Kosten für 

Begutachtung und Aufsicht – geringere Einsparmöglichkeiten 

angenommen werden. Die höchsten Einsparungen 

könnten durch eine weitere Doppelblockanlage am selben 

Standort erreicht werden, wobei allerdings auch bei einem 

solchen Folgeprojekt noch nicht das n th of a kind (NOAK) 

Kostenniveau erreicht werden könnte. Unter Berücksichtigung 

der Ein sparungen einerseits und einer Anpassung 

an die Inflation seit der Kostenbasis des letzten 

Berichts von 2018 würden sich dann für eine Doppelblockanlage 

AP1000 am Standort Vogtle overnight costs von 

8.300 Dollar pro kW ergeben. Für vier Blöcke würden sich 

Kosten von 7.500 USD/kW ergeben. In beiden Fällen wäre 

noch eine Reserve für Kostensteigerungen in Höhe von 

25 Prozent anzusetzen. 

Für die LCOE (levelized co of generating electricity) würde 

sich bei einer Wiederholung des Projekts Vogtle heute ein 

Wert von 257 USD/MWh Stromgestehungskosten ergeben, 

für ein Folgeprojekt unter den oben genannten Annahmen 

ergibt sich in Abhängigkeit von der Nutzung der Kostensteigerungsreserve 

und des Standortes (Greenfield) ein 

nicht-subventionierter Wert von 128 – 189 USD/MWh für die 

Refinanzierungsperiode und von 112 – 162 USD/MWh für 

die gesamte Laufzeit von 80 Jahren. Diese Kostenspannen 

befinden sich in einem Bereich, der wettbewerbsfähig mit 

Plant Vogtle Units 1-4 

(Copyright Georgia Power Company) 

Vol. 69 (2024)

6 

 

Did you know? 

AP1000 (23 GWe 2024-58) SMR (7 GWe 2032-56) SMR (23 GWe 2032-56) 

Jahr 

(in Betrieb) 

Offering 

Lifetime 

LCOE 

Year 

(Finished) 

Offering 

Lifetime 

LCOE 

Year 

(Finished) 

Offering 

Lifetime 

LCOE 

2024 FOAK $154 2032 FOAK $194 2032 FOAK $194 

2031 Nächste 2 $127 2037 4-OAK $136 2037 12-OAK $123 

2037 4-OAK $96 2042 8-OAK $113 2042 24-OAK $95 

2043 8-OAK $83 2046 12-OAK $104 2046 36-OAK $95 

2048 12-OAK $74 2050 16-OAK $109 2050 48-OAK $95 

2053 16-OAK $68 2053 20-OAK $95 2054 60-OAK $95 

2058 20-OAK $66 2056 24-OAK $95 2058 75-OAK $95 

FOAK: First of a kind xx-OAK: n th of a kind 

Quelle: 2024 Total Cost Projection of Next AP1000, Schriftenreihe Advanced Nuclear Power Programm, Center for Advanced Nuclear Energy Systems, MIT, Juli 2024 

den nicht-subventionierten Kosten gepufferter ( firmed) 

Erzeugung aus Wind- und Sonnenkraft von 106 – 163 USD/ 

MWh in den Märkten Nordostküste und Kalifornien ist, 

wobei diese Erzeugung dann immer noch nicht dem 

Strom aus Kernkraftwerken gleichwertig ist, da die 

Batterie kapazität auf 50 Prozent der Peak-Leistung 

(PV+Batterie) bzw. vier Stunden (Netzbatterien) begrenzt 

ist bzw. emis sions trächtige Spitzen lastgaskraftwerke 

ergänzt werden. In einem Programm über 23 GW oder 

20 Einheiten würden die nicht-subventionierten LCOE- 

Strom gestehungskosten für die letzten vier Einheiten 

auf 66 USD/MWh sinken, entsprechend etwa dem 

durchschnittlichen Groß handelspreis (2022) der USamerikanischen 

Strommärkte von 65 USD/MWh. 

Für den Vergleich mit SMR wählt der Bericht den BWRX- 

300 von GE/Hitachi aus, vor allem weil die Errichtung der 

ersten Anlage von Ontario Power Generation betrieben 

wird und die Genehmigung für diese Anlage noch im 

laufenden Jahr erwartet wird. Hinsichtlich der von den 

Projektteilnehmern am ersten BWRX-300 genannten Bauzeit 

von drei Jahren wird im Bericht auf eine MIT- Studie 

verwiesen, die eine Bauzeit vom ersten nuklearen Beton 

bis zum Beginn der Inbetriebsetzung von mehr als fünf 

Jahren prognostiziert, was in etwa mit den Erwartungen 

für andere FOAK-SMR über einstimmt. 

Hinsichtlich der Kostenschätzung werden zwei Ansätze 

verfolgt: ein top-down Ansatz ausgehend von einem 

ABWR-Projekt am Standort South Texas sowie ein bottomup 

Ansatz, bei dem auf Basis des technologiespezifischen 

MIT-Modells Nuclear Cost Estimation Tool zwei Szenarien 

modelliert werden. Die parallele Errichtung von acht BWRX- 

300 an einem Standort, führt zu reduzierten Lerneffekten 

und einer beinahe ebenso hohen Kostenschätzung wie 

beim top-down Absatz, bei dem ein Skalierungsfaktor zwei 

der spezifischen Kosten wegen der kleineren Leistung angesetzt 

wird. Die Schätzung der SMR overnight cost nach 

top-down Methodologie liegt bei 17.600 USD/kW, bei 

parallelem Bau um die Kapazität zur selben Zeit wie bei 

zwei AP1000 zur Verfügung zu haben, sind es 16.700 USD/ 

kW. Bei seriellem Bau und verzögerter Kapazitätsbereitstellung 

lägen die Kosten mit 9.500 USD/kW deutlich 

niedriger, aber immer noch höher als beim ersten AP1000 

Folgeprojekt. Der Kapazitätsaufbau wird aber doppelt so 

viel Zeit benötigen. Beim nicht-subventionierten LCOE ist 

der parallele Bau von SMR mit 237 USD/MWh nicht gegenüber 

einem AP1000 Folgeprojekt wettbewerbsfähig, der 

serielle Bau mit 123 – 135 USD/MWh dagegen schon. 

Schließlich werden drei Szenarien verglichen: 23 GW neue 

Kernenergie in Form von 20 AP1000 oder in Form von 

75 BWRX-300 oder ein reduzierter nuklearer Kapazitätsaufbau 

von 7 GW mit 24 BWRX-300. Alle drei Varianten 

wären bis 2056/58 realisiert, aber die Variante mit den 

großen Anlagen wäre am kostengünstigsten, da die Stromgestehungskosten 

bei der SMR-Variante 45 Prozent höher 

lägen. (siehe Tabelle). Der Bericht folgert daraus, dass der 

Aufbau gleicher Kapazität mit einem SMR- Programm nicht 

erfolgversprechend ist und ein SMR-Pfad am Ende auf 

weniger neue Kapazität hinauslaufe. Dieser hätte aber den 

Vorteil mit weniger Kapitalbedarf ein geschlagen werden 

zu können. Als größte Schwäche des Pfades mit großen 

Anlagen betrachtet der Bericht die hohen Stromgestehungskosten 

in der Refinanzierungsphase insbesondere 

der nächsten zu errichtenden Anlagen, die deutlich höher 

als der heutige US-Durchschnittsstrompreis lägen und 

entweder zu steigenden Strompreisen oder hohen Verlusten 

der Anlageneigen tümer führen würden. Es wird 

daher vorgeschlagen, die Errichtung großer Anlagen 

finanziell zu unterstützen wie das auch bei FOAK-SMR und 

NOAK- Erneuerbaren geschieht, damit die Kostenreduktionen 

späterer Anlagen erschlossen und der insgesamt 

vorteilhafte Pfad beschritten werden kann. Es wird auch 

darauf hingewiesen, dass bei der Dekarbonisierung der 

Stromversorgung nicht von konstanten Strompreisen ausgegangen 

werden könne, was auch für alternative Technologiepfade 

wie erneuerbare Energien mit Pufferung oder 

Back-up-Kraftwerken bzw. fossile Kraftwerke mit CCS 

gelte. Aus der quantitativen Analyse wird abgeleitet, dass 

jede nukleare Technologie mit 25 Milliarden Dollar über 

20 Jahre (1,25 Mrd. USD p. a.) mittels der in den USA üblichen 

Förderinstrumente bezuschusst werden muss um das 

NOAK-Level zu erreichen. 


Interview 

7 

Wir sollten akzeptieren, dass andere 

Länder, speziell in Europa, eine andere 

Sichtweise auf die Kernenergie haben 

Interview mit Dr. Thomas Walter Tromm, 

Karlsruher Institut für Technologie (KIT) 

Programmsprecher Nukleare Entsorgung, Sicherheit und Strahlenforschung 

(NUSAFE), Wissenschaftlicher Sprecher des KIT-Zentrums Energie 

Dr. Thomas Walter Tromm 

Dr. Th. Walter Tromm (Jahrgang 1960) studierte an der Uni (TH) Karlsruhe Maschinenbau 

mit dem Studienschwerpunkt Kerntechnik und promovierte dort zum Thema: 

Kühlbarkeit von Kernschmelzen. Er ist seit 1988 am damaligen Forschungs zentrum 

Karlsruhe, heute Karlsruher Institut für Technologie, angestellt. Von 1998 bis 1999 war 

er als Gastwissenschaftler am Europäischen Gemeinschaftsforschungszentrum in 

Ispra (Italien) tätig. 

Seit 2010 leitet er das Programm Nukleare Sicherheitsforschung des FZK bzw. heute 

des KIT. In 2014 wurde er in den geschäftsführenden Ausschuss des Bereichs 3, 

Maschinenbau und Elektrotechnik, des KIT berufen. In 2019 wurde er als kommissarischer 

Leiter des Instituts für Thermische Energietechnik und Sicherheit vom KIT 

Präsidium berufen. Im Jahr 2022 wurde er zum wissenschaftlichen Sprecher des 

KIT Zentrums Energie ernannt. 

Er ist in diversen nationalen und internationalen Gremien tätig, bei der OECD/NEA der 

deutsche Repräsentant des Nuclear Science Committee, bei der IAEA in der Technical 

Working Group Light Water Reactors, und Mitglied im High Scientific Council der 

European Nuclear Society. Er ist Mitglied des Kompetenzverbundes Kerntechnik, 

stellvertretender Vorsitzender der kerntechnischen Gesellschaft (KTG) und innerhalb 

des VDI Vorsitzender des Fachausschusses Kraftwerkstechnik und Mitglied im Fachbereich 

Energie und Umwelt. 

Die Kernenergie hatte in Deutschland jahrzehntelang 

einen schweren Stand bis hin zum Ausstieg aus der 

eigenen Nutzung dieser Technik. Wie wirkte sich das 

auf die Entwicklung von Lehre und Forschung in der 

Kerntechnik aus? 

Natürlich ist es sehr schwer, die Attraktivität der Lehre 

in einem Umfeld aufrecht zu erhalten, in dem große 

Teil der Bevölkerung und der Politik einer Technik eher 

skeptisch gegenüberstehen. Dadurch kam es auch in 

den letzten 20 Jahren vermehrt zur Schließung von 

Lehrstühlen an den Universitäten. 

Auf der anderen Seite war die Forschung in Deutschland 

schon immer sehr stark international ausgerichtet. 

Dies ist alleine schon bedingt durch die Gründungszeit 

der kerntechnischen Forschungszentren in 

Deutschland. Nach der Atoms for Peace Rede des US- 

Präsidenten Eisenhower 1953 und der Gründung der 

IAEA 1957 hatte auch Deutschland Zugang zur friedlichen 

Nutzung der Kernenergie. Und die EURATOM 

Verträge spielen auch heute noch eine herausragende 

Rolle für die Forschungskooperationen in Europa. Aber 

auch in den Forschungszentren ist die Grundausstattung 

in den letzten 20 Jahren kontinuierlich zurückgefahren 

worden. 

Wo steht die kerntechnische Forschungslandschaft 

heute, wieviel Unterstützung gibt es von Seite der 

Regierung oder der EU? 

Die Bundesregierung hat im Jahr 2020 ein Papier veröffentlicht 

mit dem Titel: Konzept zur Kompetenz- und 

Nachwuchsentwicklung für die nukleare Sicherheit, in 

der die Bedeutung des Kompetenzerhaltes und der 

Weiterentwicklung der Kompetenzen sehr klar ausgedrückt 

wird. In dem Vorwort heißt es: ‚Zu den zentralen 

Herausforderungen in Deutschland zählt es, als 

Vol. 69 (2024)

8 

Interview 

Es war und ist der 

Politik vollkommen 

klar, dass es eine 

Kompetenz in der 

Kerntechnik und allen 

dazu ge hören den 

Bereichen geben muss, 

um international 

sprech fähig zu sein. 

Element der staatlichen Daseinsvorsorge die bereits 

gewonnene Wissens- und Erfahrungsbasis aus der 

über Jahrzehnte betriebenen Forschung und praktischen 

Anwendung in den verschiedenen Bereichen der 

nuklearen Sicherheit 

für nachfolgende Generationen 

zu erhalten 

und angemessen 

weiterzu entwickeln. 

Zur Wahrung deutscher 

Sicherheitsinteressen 

wird eine 

breit und interdisziplinär 

aufgestellte 

Expertise in diesen 

Bereichen auch in 

Zukunft be nötigt.‘ 

Dieses Papier besitzt 

nach wie vor Gültigkeit. 

Es war und ist der Politik vollkommen klar, dass 

es eine Kompetenz in der Kerntechnik und allen dazu 

ge hörenden Bereichen geben muss, um international 

sprechfähig zu sein, da unter anderem ca. 25 % der 

Stromerzeugung in der EU aus Kernenergie stammt. 

Wir sind von Ländern umgeben, die Kernkraftwerke 

betreiben und neue Kernkraftwerke bauen, so dass das 

Thema Kernenergie in der EU auch langfristig eine 

wichtige Rolle spielen wird. 

Der Bund unterstützt diese Kompetenzentwicklung ja 

nicht nur über die Bereitstellung von Mitteln für die 

drei Helmholtz-Zentren, die noch in der nuklearen 

Sicherheitsforschung aktiv sind, FZJ, HZDR und 

KIT, sondern auch ganz gezielt durch die Projektförderungen 

des BMBF und BMUV. 

Das BMBF hat gerade zu Beginn dieses Jahres die Richtlinie 

zur Förderung von Zuwendungen im Rahmen des 

7. Energieforschungsprogramms der Bundesregierung 

in der nuklearen Sicherheitsforschung und der 

Strahlenforschung veröffentlicht. Darin heißt es: 

„Deutschland hat […] die end gültige 

Abschaltung aller kommerziell 

betriebener Kernkraftwerke zum 

15. April 2023 vollzogen. Für den 

anschließenden mehrjährigen Stilllegungs 

betrieb bleibt eine kontinuierliche 

technisch-wissenschaftliche 

Begleitung auf höchstem 

Niveau sowie der Erhalt der notwendigen 

nationalen Exper tise 

auch für die Mitwirkung in nationalen 

und inter na tionalen Gremien 

dringend notwendig. Darüber hinaus 

ist eine dauerhafte Expertise, beispielsweise im 

Bereich des Strahlenschutzes oder zur Beurteilung 

inter nationaler Kernreaktoren, notwendig. Vor diesem 

Hintergrund bildet die laufende Projektförderung der 

Bundes regierung zur nuklearen Sicherheit einen wichtigen 

Anknüpfungspunkt für ihr Energieforschungsprogramm 

und ergänzt die institutionellen Aktivitäten 

Grundvoraus setzung 

ist natürlich, dass die 

jeweilige Universität 

auch bereit ist, in 

diesem Bereich die 

Lehre und Forschung 

zu unterstützen. 

der Helmholtz-Gemeinschaft in diesem Bereich. Die 

nukleare Sicherheits- und Entsorgungsforschung sowie 

die Strahlenforschung tragen dazu bei, den Stand von 

Wissenschaft und Technik weiterzuentwickeln und 

damit einen substanziellen Beitrag zum Aufbau, der 

Weiterentwicklung und dem Erhalt der wissenschaftlich-technischen 

Kompetenz zu leisten, da in Deutschland 

trotz Ausstieg aus der Kernenergie weiterhin 

Kompetenzen auf den genannten Gebieten in Behörden, 

Industrie, Forschung und in der Medizin benötigt 

werden.“ 

Auch das BMUV fördert mit der Initiative „Kompetenzerhalt 

in der Kerntechnik (KEK)“ die Ausbildung junger 

Wissenschaftlerinnen und Wissenschaftlern in der 

nuklearen Sicherheitsforschung. 

Wie steht es um die Lehre in diesem Bereich, wo kann 

ein junger Mensch noch kerntechnische Kompetenz in 

der Breite des Faches erwerben? 

Verschiedene Universitäten in verschiedenen Bundesländern, 

aber auch Forschungszentren in der Helmholtz-Gemeinschaft 

bieten eine Ausbildung im Bereich 

der Kerntechnik an. Die Kerntechnik umfasst viele 

Gebiete in der Naturwissenschaft, Ingenieurwissenschaften, 

Physik und Chemie, deshalb ist auch die Ausbildung 

sehr breit aufgestellt. Darüber hinaus bieten 

ja auch verschiedene Hochschulen eine Ausbildung im 

Bereich Kerntechnik an, z.B. im Strahlenschutz oder 

auch im Rückbau kerntechnischer Anlagen. 

Wie sieht hier die Zukunft aus, welche Entwicklung ist, 

Stand heute, erwartbar? 

Da die Lehre an den Universitäten und Hochschulen 

Länderaufgabe ist, hängt dies sehr stark davon ab, wie 

in den einzelnen Bundesländern die Wichtigkeit einer 

Ausbildung in der Kerntechnik gesehen wird. Dies ist 

also damit auch abhängig von der jeweiligen politischen 

Ausrichtung der Landesregierungen. Anders 

stellt sich die Situation für die Forschungszentren 

in der Helmholtz-Gemeinschaft dar, da hier das BMBF, 

also der Bund, die maßgebliche Finanzierung 

beisteuert. Und über 

Professuren in den Helmholtz 

Instituten wird auch Lehre an den 

Hochschulen angeboten. 

Grundvoraussetzung ist aber natürlich, 

dass die jeweilige Universität 

auch bereit ist, in diesem 

Bereich die Lehre und Forschung 

zu unterstützen. Stand heute ist das 

sicherlich nicht in allen Bundesländern 

und auch nicht an allen 

Universitäten, die heute noch eine Ausbildung in der 

Kerntechnik anbieten, gegeben. Deshalb sollte hier 

meiner Meinung nach länderübergreifend in Zusammenarbeit 

mit dem Bund eine Lösung erar beitet 

werden, wie die Ausbildung in der Kerntechnik in 

Zukunft gestaltet werden kann, z.B. über die Helmholtz 

Zentren. 


Interview 

9 

Was für kerntechnische Kompetenzen 

werden in Deutschland und in einem integrierten 

Europa langfristig gebraucht? 

Dies umfasst sicherlich alle Bereiche der 

Kerntechnik, angefangen von der Reaktorsicherheit 

über die nukleare Entsorgung, 

den gesamten Brennstoffkreislauf 

und sozusagen übergeordnet der 

Strahlenschutz, der in all diesen Bereichen, 

aber auch in der Medizintechnik 

und anderen Anwendungsfeldern, die 

nicht der Kerntechnik zuzuordnen sind, 

außerordentlich wichtig ist. 

Um sich an wichtigen 

neuen Forschungsprojekten 

beteiligen 

zu können, muss es 

in Deutsch land auch 

Spitzen forschung 

auf den jeweiligen 

Gebieten geben. 

für die Fusionsforschung, 

wo die Synergien vielleicht 

am stärksten ausgeprägt 

sind, von der Neutronik, 

Thermohydraulik bis hin zu 

den Materialentwicklungen. 

Wenn es uns gelingt, dies 

noch stärker in Forschung 

und Lehre zu verankern, 

können sicherlich auch bestehende 

Barrieren gegenüber 

der Kerntechnik besser 

überwunden werden. 

Was wäre aus Ihrer Sicht für die langfristige Erhaltung 

und Entwicklung kerntechnischer Kompetenz in Forschung 

und Lehre erforderlich? 

Grundvoraussetzung ist zunächst einmal ein Konsens 

über alle politischen Strömungen und Parteien hinweg, 

dass innerhalb Europas, und damit auch in Deutschland, 

eine Kompetenz im kerntechnischen Bereich 

gebraucht wird. Und dass dies alle Bereiche, Reaktorsicherheit, 

Entsorgung, den gesamten Brennstoffkreislauf 

und den Strahlenschutz umfasst. Klar muss auch 

sein, dass diese Kompetenzen auch dringend in der 

Medizintechnik, aber auch für die Fusionsforschung 

oder die Forschung auf dem Gebiet der Beschleuniger 

gebraucht werden. Hier gibt es sehr viele Synergien, 

die ohne die Kompetenz in der ‚klassischen‘ Kerntechnik 

nicht denkbar wären. Ich denke, dass es diesen 

Grundkonsens weitestgehend auch gibt. Unterschiede 

existieren aber darin, in welcher Tiefe Forschung und 

Lehre auf den einzelnen Gebieten gebraucht wird. Um 

sich aber innerhalb Europas und auch international an 

wichtigen neuen Forschungsprojekten beteiligen zu 

können, muss es in Deutschland auch Spitzenforschung 

inkl. neuer Versuchsanlagen auf den jeweiligen Gebieten 

geben. Ohne diese Randbedingungen wird langfristig 

die Rolle Deutschlands mehr die eines Zuschauers 

im europäischen und internationalen Umfeld sein. 

Was muss sich im Umgang mit der Kerntechnik in 

Forschung und Lehre ändern und wie kann ein solcher 

Wandel Ihrer Meinung nach am besten erreicht werden? 

Wünschenswert wäre auch hier eine Technologieoffenheit, 

um die Vor- und Nachteile der Kerntechnik ohne 

voreingenommene Positionen diskutieren zu können. 

Und wir sollten akzeptieren, dass andere Länder, speziell 

in Europa, eine andere Sichtweise auf die Kernenergie 

haben. Deutschland wird Primärenergie, zumindest 

aus Europa, importieren müssen, deshalb 

sollten wir aktiv eine zukünftige europäische Primärenergieversorgung 

mitgestalten in Forschung und Lehre. 

Und dazu gehört eben auch die Kernenergie. Zum 

anderen sollten wir viel stärker die Synergien zu anderen 

Energietechnologien herausarbeiten. Die Materialentwicklung, 

zum Beispiel für Hochtemperaturanwendungen 

für Energiespeicher oder auch die chemische 

Industrie wurden lange Zeit von der Kerntechnik vorangetrieben, 

heute werden sie auch für die Erneuerbaren 

Energien eingesetzt. Gleiches gilt natürlich auch 

Nach wie vor wird Kerntechnik in Deutschland studiert 

und es gibt junge Talente, die sich dem Fach verschreiben 

und erfolgreich sind. Was können Sie jungen 

Menschen mitgeben, die interessiert sind, aber sich 

noch nicht für die Kerntechnik entschieden haben? 

Grundsätzlich ist die Kerntechnik ja nicht vollkommen 

verschieden von anderen naturwissenschaftlichen 

Ausbildungen: Das Grundstudium ist zunächst einmal 

Ingenieurwissenschaften, Physik oder Chemie mit 

einer späteren Vertiefung in den verschiedenen 

Bereichen Reaktorsicherheit, Radiochemie etc. Und 

aufgrund der hohen Sicherheitsanforderungen, die die 

Kerntechnik stellen 

muss, stellt die Ausbildung 

und Forschung 

auf diesen 

Gebieten eine Spitzenposition 

dar und 

ist extrem spannend 

für junge Studierende. 

Mit dieser Ausbildung 

ist man damit 

aber auch sehr gut 

qualifiziert für die 

Industrie in ‚klassischen 

Bereichen‘ wie 

zum Beispiel dem 

Maschinenbau oder 

der chemischen Industrie. Deshalb kann man an eine 

solche Ausbildung sehr offen herangehen, da man sich 

mit einer Ausbildung in diesen Gebieten keinesfalls 

schon von vorneherein festlegt. 

Autor 

Aufgrund der hohen 

Sicher heits an for derungen, 

die die Kerntechnik 

stellen muss, 

stellt die Ausbildung 

und Forschung auf 

diesen Gebieten eine 

Spitzen position dar und 

ist extrem spannend 

für junge Studierende. 


Leiter Presse und Politik 

KernD (Kerntechnik Deutschland e. V.) 

nicolas.wendler@kernd.de 

Nicolas Wendler ist seit August 2013 Leiter Presse und 

Politik von Kerntechnik Deutschland e. V./ Deutsches 

Atomforum e. V. und war davor seit März 2010 als 

Referent Politik dort beschäftigt. Er war zuvor als 

Internationaler Referent für die inter nationalen 

Beziehungen der Jungen Union Deutschlands zuständig 

und hat unter anderem Themen der Energie-, Klima- und 

Wirtschaftspolitik für die Organisation bearbeitet. Wendler hat in München 

und Bordeaux Politische Wissenschaft sowie Volkswirtschaftslehre und (Nord-) 

Amerikanische Kulturgeschichte studiert. 

Vol. 69 (2024)

10 

Calendar 

Kalender 2024 

04. – 06.09.2024 

World Nuclear Symposium 2024. 

London, UK 

https://www.wna-symposium.org/ 

09. - 12.09.2024 

NENE 2024. 

Portorož, Slovenia 

https://www.djs.si/nene2024 

10. – 12.09.2024 

13. Freigabesymposium – Entlassung von 

radioaktiven Stoffen aus dem Geltungsbereich 

des Strahlenschutzes. 

Hamburg, Germany 

https://www.tuev-nord.de/de/ 

unternehmen/veranstaltung/details/ 

akademie/freigabesymposium/ 

16. – 18.09.2024 

World Utilities Congress. 

Abu Dhabi, UAE 

https://www.worldutilitiescongress.com/ 

19. – 20.09.2024 

Roadmaps to New Nuclear 2024. 

Paris, France 

https://oecd-nea.org/jcms/pl_87046/ 

roadmaps-to-new-nuclear-2024 

22. – 27.09.2024 

Symposium on Fusion Technology. 

Dublin, Ireland 

https://soft2024.eu/ 

29.09. – 03.10.2024 

TopFuel 2024. 

Grenoble, France 

https://www.euronuclear.org/ 

topfuel-2024/ 

29.09. – 04.10.2024 

IYNC 2024 – International Youth Nuclear 

Congress. 

Abu Dhabi, UAE 

https://iync.org/biennial-congress/ 

01. – 02.10.2024 

Advanced Nuclear Reactor Design 2024. 

Manchester, UK 

https://eventsportal.imeche.org/ 

event/sessions?id=Advanced_Nuclear_ 

Reactor_Design_2024 

21. – 25.10.2024 

IAEA – International Conference on Small 

Modular Reactors and their Applications. 

Vienna, Austria 

https://www.iaea.org/events/smr2024 

27. – 30.10.2024 

NURER2024 – 7 th International Conference 

on Nuclear and Renewable Energy 

Resources. 

Antalya, Türkiye 

https://nurer2024.org/ 

03. – 07.11.2024 

Nuclear Inter Jura 2024. 

Warsaw, Polen 

https://dise.org.pl/en/inter-jura-2024/ 

16.11.2024 

Karriereportal Kerntechnik. 

Ruhr-Universität Bochum, Germany 

https://karriereportal.actimondo.com/ 

18. – 21.11.2024 

ICOND 2024. 

Aachen, Germany. 

www.icond.de 

22. – 23.11.2024 

3. Forum Endlagersuche. 

Würzburg 

https://www.base.bund.de/ 

SharedDocs/Termine/BfE/DE/2024/ 

1122_forum-endlagersuche 

19.11.2024 

Nuclear Lifting 2024. 

Manchester, UK 

https://eventsportal.imeche.org/event/ 

sessions?id=Nuclear_Lifting_2024 

25. – 28.11.2024 

Clay Conference 2024. 

Hannover, Germany 

https://www.bge.de/de/endlagersuche/ 

clay-conference/ 

2025 

22. – 24.01.2025 

Nuclear Power Plant Long-Term 

Operation Summit 2025. 

Andermatt, Switzerland 

https://swissnuclear.ch/ 

19. – 20.02.2025 

Binding.Energy 

Aachen, Germany 

https://binding.energy/ 

09. – 13.03.2025 

WM Symposia 2025. 

Phoenix, AZ, USA 

https://www.wmsym.org/conferenceinformation/wm2025-conference/ 

06. – 10.07.2025 

SOFE 2025 Symposium on Fusion 

Engineering. 

Boston, MA, USA 

https://www.psfc.mit.edu/sofe2025 

10. – 15.08.2025 

SMiRT28 - Structural Mechanics in 

Reactor Technology. 

Toronto, Canada 

https://smirt28.com/ 

31.08. – 05.09.2025 

NURETH-21 – International Topical 

Meeting on Nuclear Reactor Thermal 

Hydraulics. 

Busan, South Korea 

https://www.nureth-21.org/ 

17. – 19.09.2025 

KONTEC 2025. 

Dresden, Germany 

https://www.kontec-symposium.com/ 

05. – 09.10.2025 

TopFuel 2025. 

Nashville, TN, US 

https://www.ans.org/meetings/view-435/ 

06. – 10.10.2024 

GLOBAL2024. 

Tokyo, Japan 

https://global2024.org/ 

08. – 09.10.2024 

PWR Prague 2024. 

Prague, Czech Republik 

https://pwr-prague.com/ 

14. – 15.10.2024 

PIME 2024. 

Aix-en-Provence, France 

https://www.euronuclear.org/pime-2024/ 

14. - 17.10.2024 

NuMat 2024 – The Nuclear Materials 

Conference. 

Singapore 

https://www.elsevier.com/events/ 

conferences/all/the-nuclear-materialsconference 

09. – 11.10.2024 

Zwentendorf, Austria 

https://www.gemeinsame-nwt.org/ 

Nachwuchstagung der Jungen Generation: 

KTG JG, ÖKTG JG, SGK YG. 



11 

Mit Innovation im Herzen und der Zukunft 

im Blick präsentiert sich die kerntechnische 

Branche verjüngt und dynamisiert 

› Nicolas Wendler 

Die KERNTECHNIK 2024 fand vom 11. bis 13. Juni 2024 zum zweiten Mal in Leipzig statt. 

Wie bereits die erste Ausgabe zeichnete sich auch die zweite KERNTECHNIK durch das 

breite Themenspektrum aus, das in den Kategorien Kompetenz und Sicherheit, 

Internationale Trends und Entwicklungen, Rückbau und Abfallbehandlung sowie Zwischenund 

Endlagerung allen Aspekten der Kernkraft Raum gibt. Besonders die Behandlung Themen 

des Front End, der Sicherheits- und Reaktorforschung, von Neubau und Sicherheitsanalysen 

sowie der Innovation in Service, Betrieb und Komponentenentwicklung heben die 

KERNTECHNIK im Kontext anderer kerntechnischer Fachveranstaltungen in Deutschland 

heraus. Aber auch bei den hierzulande weiter verbreiteten Themen des Rückbaus und der 

Entsorgung lag der Fokus klar auf Forschung und Entwicklung, auf wissenschaftlicher und 

unternehmerisch-technischer Innovation. 

Die KERNTECHNIK 2024 war mit 506 Teilnehmern und 

26 Ausstellern größer als die vorherige Ausgabe. Es gab 

mit 102 Einreichungen, 66 final ins Programm einbezogenen 

Beiträgen und 22 digitalen Postervorträgen 

mehr Fachvorträge und sie war einen Tag länger. Zusätzlich 

zu den wichtigsten Branchenunternehmen 

waren in der Ausstellung auch zwei Start-ups sowie 

zwei Pro-Kernkraft NGOs vertreten. Die Industrieausstellung 

und die Abendveranstaltungen haben wie 

immer umfangreiche Möglichkeiten zum Networking 

geboten. 

Zum Auftakt sowie am letzten Tag gab es insgesamt 

neun Plenarvorträge, die ebenfalls eine breite Palette 

von Themen behandelt haben. Erster Plenarredner 

nach den Eröffnungsansprachen durch die Vorsitzenden 

von Kerntechnik Deutschland und Kern technischer 

Gesellschaft war der deutsch-schwedische Unternehmer 

Staffan Reveman mit dem Vortrag „Trends der 

wettbewerbsfähigen Energieversorgung der Zukunft 

in Deutschland und weltweit“, in dem er die Rolle 

und Vorteile Kernenergie im Rahmen von Energiewendepolitiken 

zur Dekarbonisierung thematisierte 

und besonders auch eine schwedische Perspektive auf 

die deutsche Energiepolitik bot. Diese stelle sich für 

schwedische Beobachter so dar, dass unbeachtlich 

der Auswirkung auf die Erfüllung von Klimazielen 

Deutschland sich von der Kernkraft verabschiedet 

habe und nun erwarte, dass es bei diesem Kurs von 

seinen Nachbarn unterstützt werde. Wie zur Bekräftigung 

dieser Sichtweise hat einige Tage später die 

schwedische Regierung der deutschen zu erkennen 

gegeben, dass sie die Errichtung einer weiteren Stromleitung 

zwischen Südschweden und Deutschland nicht 

befürworte und angesichts einer unzureichenden 

Effizienz des deutschen Strommarktes negative Konsequenzen 

für die Stromverbraucher in Südschweden 

befürchte, die bereits jetzt einer knappen Stromversorgungslage 

mit teils hohen Preisen ausgesetzt 

seien – nicht zuletzt wegen der Abschaltung von 

mehreren Kernkraftwerksblöcken vor einigen Jahren. 

Der Geschäftsführer der Urenco Deutschland und 

zugleich stellvertretender Vorsitzender von Kerntechnik 

Deutschland, Dr. Jörg Harren, trug vor zu 

„Die Zukunft der Urananreicherung: Energiekrise, 

Technologie und die Rolle von Urenco“. In dem Vortrag 

wurde u. a. der aktuelle Umbruch im Bereich der weltweiten 

Urananreicherung dargestellt, bei dem infolge 

des Kriegs in der Ukraine die westlichen Staaten nach 

einer Entkoppelung von der russischen Nuklearindustrie 

und ihren Kapazitäten bei Konversion und 

Vol. 69 (2024)

12 

 


Blick ins Auditorium 

Anreicherung von Uran strebten. Dies gilt insbesondere 

für die Vereinigten Staaten, die bislang in 

erheblichem Umfang angereichertes Uran aus Russland 

bezogen haben und vor kurzem einen Ausstieg 

aus dem Uranbezug aus Russland gesetzlich geregelt 

haben. Harren stellte heraus, dass bei der Frage der 

Energieversorgung neben der wirtschaftlichen und 

sozialen Dimension sowie der umwelt- und klimapolitischen 

Dimension künftig sehr stark die geopolitische 

Dimension im Hinblick auf Energiesouveränität 

und strategische Autonomie eine Rolle 

spielen würde, die gemeinsam auch den Markt für 

Urananreicherung trieben. Er betonte die Bedeutung 

von Know-how-Erhalt und Technologieführerschaft in 

Nukleartechnologien für die EU und auch Deutschland 

nach dem Ende der nuklearen Stromerzeugung und 

forderte, dieses Know-how und die technischen Fähigkeiten 

als strategisches Asset zu betrachten. 

Der Vortrag von Dr. Andreas Volz, vom Bundesministerium 

für Bildung und Forschung (BMBF) 

„ Förderung des Kompetenzerhalts in den Programmen 

der nuklearen Sicherheitsforschung und der Rückbauforschung 

beim BMBF“ stellte Struktur, Instrumente 

und Maßnahmen in der kerntechnischen Forschungsförderung 

vor und stellte deren Konti nuität, 

die einen wesentlichen Beitrag zum langfristigen 

Kompetenz erhalt in Deutschland leiste, heraus. Er 

berichtete über das Konzept der Nachwuchsgruppen 

Special Guest Vince Ebert bei seinem Vortrag 

„Lichtblick statt Blackout“ 

im Rahmen der Aktivitäten zur Nachwuchsgewinnung 

und präsen tierte die Resultate im Hinblick auf die 

Ausbildung und Bereitstellung von neuen Fachkräften 

für alle Bereiche des kerntechnischen Sektors. 

Peter Gerner, Vice President Service, Decommissioning 

& Waste der Framatome stellte in seinem Vortrag 

“ Continuity in NPP Services: key contributor to operational 

excellence, LTO, efficient decommissioning and 

sustainable waste management” die Vorteile langfristiger 

Servicevereinbarungen für Betreiber und 

Dienstleister heraus, die sich ggf. über den gesamten 

Lebenszyklus des Kernkraftwerks erstrecken könnten 

und in der Perfektionierung des Betriebs, der Gewährleistung 

der Sicherheit, der Verbesserung von Leistung 

und Verfügbarkeit der Anlagen bis hin zu einem 

sicheren und effizienten Rückbau optimale Lösungen 

ermöglichten. Er präsentierte die weltweiten Aktivitäten 

und Langfristverträge und stellte dabei neue 

Dienstleistungen für VVER Reaktoren heraus. 

Der Professor für Reaktor- und Neutronenphysik am 

Königlichen Institut für Technologie in Stockholm und 

Professor am Nationalen Zentrum für Nuklearforschung 

in Polen, Waclaw Gudowski, ist als Berater 

für das Unternehmen Orlen Synthos Green Energy 

(OSGE) tätig, das ein Bauprogramm für SMR an 

Industriestandorten in Polen verfolgt. Der Vortrag 

“Competitive supply of industry with electricity and 

heat through SMR or, in the future, through Advanced 

Modular Reactors as part of Poland’s way to nuclear” 

beschrieb die Entwicklung des aktuellen polnischen 

Kernenergieprogramms seitens staatlicher Akteure im 

Bereich großer Reaktoren und von Privatunternehmen 

für eine wettbewerbsfähige industrielle Strom- und 

Energieversorgung mit Leichtwasser-SMR. Auch Hochtemperaturrektoren 

für die industrielle Wärmebereitstellung 

seien Teil der polnischen Planungen in einem 

erweiterten Zeithorizont. Gudowski erläuterte, dass 

sich die Entwicklung der Kernenergie in Polen vor 

dem Hintergrund der Dekarbonisierung der Stromerzeugung, 

die derzeit noch zu rund 70 Prozent von 

Kohle geprägt sei, der altersbedingten Abschaltung von 

mehr als 17 GW Kohlekraftwerkskapazität bis 2040 



13 

sowie einer erwarteten Verdoppelung des Stromverbrauchs 

bis 2050 vollziehe. Bei den privatwirtschaftlich 

verfolgten SMR-Projekten einschließlich des 

favorisierten BWRX-300 von GE-Hitachi auf Basis 

bewährter Technologie und Lieferkette spiele auch die 

Fernwärmenutzung im Heizungsmarkt eine wichtige 

Rolle, da Polen über das größte Fernwärmenetz 

Europas verfüge, dieses derzeit zu 72 Prozent mit Kohle 

versorgt werde und mehr als die Hälfte der Heizkraftwerke 

in der Größe über 100 MW lägen. 

Dr. Martin Pache, Geschäftsführer von Westinghouse 

Electric Germany stellte in seinem Vortrag „Advanced 

power generation solutions for the 21 st century“ den 

Ansatz für ein diversifiziertes nukleares Produktportfolio 

vor mit einem klassischen, aber vereinfachten 

großen Reaktor AP1000, einem davon abgeleiteten, mit 

bewährter Technik konzipierten Leichtwasser-SMR 

AP300 ergänzt durch ein eigenes Mikroreaktor Konzept 

mit Heat-Pipe-Kühlung und HALEU-Triso-Brennstoff. 

Hinsichtlich des AP1000 stellte Pache besonders die 

Designvereinfachung und Modularisierung sowie die 

inzwischen sechs in Betrieb genommenen Einheiten 

heraus, denen 28 Einheiten in unterschiedlichen 

Projektstadien (in Bau, Vertrag, Lieferantenauswahl) 

folgten. Beim AP300 hebte Pache insbesondere die 

technische Basis auf bewährter AP1000 Technologie 

hervor sowie die besonders kompakten Ausmaße der 

Anlage, deren sicherheitsrelevante Gebäude auf rund 

1.600 Quadratmetern Platz fänden. 

Prof. Dr. Robert Wolf vom Max-Planck-Institut für 

Plasmaphysik (IPP) trug vor zu „Fusionsforschung auf 

dem Weg zur Energiequelle – Stand, Perspektiven und 

Herausforderungen“ und berichtete über das verstärkte 

öffentliche und politische Interesse an der 

Fusions forschung sowie die dynamisierte Forschung 

und Entwicklung, die u. a. durch die Gründung zahlreicher 

Start-up Unternehmen auch im Bereich der 

Magnetfusion in aller Welt bewirkt werde. Neben den 

Grundlagen der Kernfusion und den verschie denen 

verfolgten technischen Umsetzungmöglich keiten sowie 

Experimentaleinrichtungen der Magnet einschlussfusion 

sowie einem Exkurs über den aktuellen Stand 

der Inertialfusion berichtete er über grundlegende 

Forschungsarbeiten, die noch erforderlich seien sowie 

die technischen Entwicklungsherausforderungen auf 

dem Weg zu einem Fusionskraftwerk. Wolf berichtete 

auch vom durch das IPP ausgegründeten Fusions Startup 

Proxima Fusion, das die Stellarator-Technologie zur 

Anwendungsreife entwickeln wolle sowie von den im 

vergangenen Jahr gesetzten Impulsen zu einer stärkeren 

Förderung der Fusionsforschung in Deutschland, 

mit dem Ziel schneller zu einer prak tischen Nutzung 

der Kernfusion zur Energiegewinnung zu gelangen. 

Ebenfalls zum Thema Fusion aber aus juristischer und 

regulatorischer Sicht referierte Dr. Christian Raetzke 

mit dem Vortrag „Überlegungen zu einem Rechtsrahmen 

für die Kernfusion“. Der versierte Atomrechtler 

trug seine Überlegungen zu einer künftigen 

rechtlichen Regulierung für Fusionskraftwerke vor. 

Raetzke schlug vor, einen eigenen Rechtsrahmen für 

Fusionskraftwerke zu schaffen, der den spezifischen 

Risiken von Fusionsanlagen gerecht werde, die deutlich 

geringer einzuschätzen seien, als von Kernkraftwerken. 

Er präsentierte hierfür drei Grundsatzvarianten: 

eine „minimalinvasive“ Erweiterung bestehender 

Regelungen im Strahlenschutzgesetz, die 

Einfügung eines komplett neuen Abschnitts zur Fusion 

ins Strahlenschutzgesetz und die Schaffung eines eigenständigen 

Fusionsgesetzes. Von der letzten Variante – 

so Raetzke – würde das stärkste Signal für die gesetzliche 

Ermöglichung der Fusionstechnologie ausgehen. 

Den abschließenden Plenarvortrag der Tagung hielt 

Dr. Ulla Engelmann, Direktorin für nukleare Sicherheit 

und Sicherung am Joint Research Centre der Europäischen 

Kommission in Karlsruhe mit „Die gemeinsame 

Forschungsstelle der Europäischen Kommission 

– Beiträge zur nuklearen Sicherheit und Sicherung“. 

Sie berichtete darin von der Struktur und Geschichte 

der Joint Research Centre der EU, den vielfältigen Aufgaben 

des Direktorat G für Nukleare Sicherheit und 

Sicherung der Europäischen Kommission und der 

Forschung am JRC Karlsruhe. Diese finde statt zu den 

Themen Sicherheit des Kernbrennstoffkreislaufs und 

der Entsorgung, Safeguards und Sicherung sowie 

nicht-energetische Anwendungen der Kerntechnik in 

Weltraum und Medizin, besonders in der Krebsbekämpfung. 

Das JRC verfüge über verschiedene Kontrollbereiche 

und abgeschirmte Einrichtungen zur 

Handhabung radioaktiver Stoffe sowie Einrichtungen 

zur Messung radioaktiver Stoffe und für nukleare 

Forensik zur Unterstützung der Safeguards- und 

Non-Proliferationspolitiken. Sie berichtete, dass die 

Forschungsinfra struktur der JRC-Einrichtungen auch 

für externe Forscher zugänglich sei und so zur europaweiten 

Kompetenzerhaltung in der Kerntechnik und 

vielen anderen Disziplinen beitrage. Das JRC verfüge 

auch über langjährige Erfahrung in Bereichen, die für 

die SMR-Entwicklung von Bedeutung sei, kooperiere 

dabei mit der Industrie und könne umfangreich Zugang 

zu geistigem Eigentum in Euratom- und Generation-IV- 

Projekten zur Verfügung stellen, das im Rahmen der 

EU Industrial Alliance on Small Modular Reactors von 

Bedeutung sei. 

Hinsichtlich der zahlreichen Fachvorträge der Tagung 

ist hervorzuheben, dass ein hoher Anteil innovativ 

orientierter Themen und Sachverhalte zu verzeichnen 

war, der bezeugt, dass die Innovationskraft des Sektors 

nach wie vor besteht, in Forschungseinrichtungen und 

Universitäten ebenso wie im Feld unternehmerischer 

Forschung und Entwicklung. Es zeigte sich auch, dass 

viele Studierende und Promovierende sowie junge 

Beschäftigte von Neugier und Enthusiasmus für ihre 

Disziplin geprägt sind und von negativen Konnotationen 

unbelastet ihren Beitrag zur Erweiterung von 

Wissen und Können in der Kerntechnik leisten. Dies 

gilt nicht nur für die Befassung mit eher internationalen 

Themen im Zusammenhang etwa mit neuen 

Vol. 69 (2024)

14 

 


Eduardo Vera Garcia bei seinem Vortrag 

zur Inbetriebsetzung von OL3 innerhalb der TÜV-Session 

Die Integration des Young Scientist’s Workshops in den 

Ablauf der Fachvorträge bzw. bei den Poster-Sessions 

hat sich bewährt und den jungen Wissenschaftlern ein 

noch besseres Podium zur Vorstellung ihrer Themen 

und Forschung gegeben als bereits in den vergangenen 

Jahren (siehe gesonderter Bericht). Ebenfalls integriert 

in die KERNTECHNIK wurde die KERNTec als zweite 

Ausgabe der gleichnamigen Recruitingveranstaltung in 

2023, die mit Impulsvorträgen, einem Workshop und 

zahlreichen Vorstellungen von Branchenunternehmen 

als potentielle Arbeitgeber eine vielfältige Angebotsund 

Informationsplattform für Unternehmen und 

Interessenten geboten hat. Es haben daran 11 Unternehmen 

und 109 Studierende teilgenommen. 

Reaktordesigns oder neuen Konzepten wie Mikro 

Modularen Reaktoren, die in den Oberthemen der 

Fachvorträge Kompetenz und Sicherheit sowie Internationale 

Trends und Entwicklungen zu finden sind, 

sondern ebenso für die Themenbereiche Rückbau und 

Abfallbehandlung sowie Zwischen- und Endlagerung. 

In diesem Wunsch nach Neuem und Besserem der 

Vortragenden liegt der Schlüssel sowohl für die nachhaltige 

Perspektive der kerntechnischen Branche in 

Deutschland als auch für ihre fortbestehende und 

wieder wachsende internationale Bedeutung. 

Die in die Tagung integrierte, eigenverantwortlich 

organisierte TÜV-Session (TÜV NORD, TÜV SÜD, TÜV 

Rheinland und TÜV Verband) war erfolgreich und hatte 

gute Resonanz. Die Vorträge waren informativ wie 

z. B. “OL3 Commissioning from Viewpoint of Safety 

Engineering & Licensing” von Eduardo Vera Garcia. 

Darin ging es um die Inbetriebsetzung des finnischen 

Kernkraftwerks Olkiluoto 3 (OL3) vom deutschfranzösischen 

Reaktortyp EPR im vergangenen Jahr, 

die u. a. vom TÜV sicherheitstechnisch und genehmigungsrechtlich 

begleitet wurde. Diese Inbetriebsetzungen 

sind im Prinzip in allen Ländern sehr 

ähnlich, so dass der Bericht von OL3 durchaus auch auf 

die aktuell laufende Inbetriebsetzung des zweiten europäischen 

EPR in Flamanville in 

Frankreich übertragbar ist. 

Die Voraussetzungen für den KERNTec-Teil der 

KERNTECHNIK waren besonders günstig, weil das 

Bundesministerium für Bildung und Forschung unter 

der Leitung von Herrn Dr. Andreas Volz die Tagung 

bei Studierenden und Promovierenden in vom BMBF 

geförderten Vorhaben empfohlen hat. Diese konnten 

auch ihre Projekte vorstellen und an der Paneldiskussion 

zum Thema „Kommunikation in der Kerntechnik“ 

mit Michael Köbl, Hauke Rathjen und Dr. Chris 

Breuer unter der Moderation von Lisa Rass teilnehmen. 

Das neue Format „KERNENLERNEN“ stieß auf großes 

Interesse bei den jungen Teilnehmern, so dass für 

künftige Tagungen die Fortsetzung dieses Angebots 

angestrebt wird. 

Die Tagung in Leipzig war also summa summarum sehr 

erfolgreich und bezeugt den Bedarf für eine wissenschaftlich 

orientierte Tagung zur Kerntechnik in einem 

breiten, inhaltlich umfangreichen Sinne, auf der auch 

deutlich über die aktuell begrenzten Möglichkeiten in 

Deutschland hinausgeblickt werden kann. Dies ist für 

die Forschung, den akademisch-wissenschaftlichen 

Nachwuchs und die High-Tech-Unter nehmen der kerntechnischen 

Branche in Deutschland gleichermaßen 

wichtig und für die Zukunftssicherung des Sektors 

unerlässlich. 

Eine besondere Networking- 

Gelegenheit bot wie in der Vergangenheit 

der Sektempfang 

von WIN Germany e.V. auf der 

Veranstaltung mit einem erfreulich 

hohen Anteil an Teilnehmerinnen. 

Get together der WIN Germany e.V. 



15 

Eröffnungsansprache 1. Teil 

› Frank Apel 

Vorsitzender der Kerntechnischen Gesellschaft e.V. (KTG) 

Sehr geehrte Damen und Herren, 

liebe Mitglieder der KTG und Mitstreiter für die Kerntechnik, 

ich möchte Sie alle hier in Leipzig zur Fachtagung 

KERNTECHNIK 2024 auf das Herzlichste begrüßen und 

diese hiermit eröffnen. Zugleich möchte ich allen 

danken, die diese Tagung unserer Branche wieder ermöglicht 

haben: den Teilnehmern, den Vortragenden, 

den Rednern, dem Programmausschuss, den Ausstellern 

und natürlich den Geschäftsstellen der KTG 

und von KernD, die – wie in der Vergangenheit – die 

Tagung gemeinsam ausrichten. 

Wir sind stolz, dass wir für die KERNTECHNIK 2024 

500 Teilnehmer gewinnen konnten und sicherlich auch 

begeistern werden, das sind 25 % mehr Besucher im 

Vergleich zur Kerntechnik 2022 und dies nach dem 

Abschalten der drei letzten Kernkraftwerke in Deutschland. 

Dafür gibt es sehr gute Gründe: wir haben viele 

interessante und auch internationale Plenarredner 

gewinnen können, wir haben das neue und moderne 

Erfolgsformat KERNTec mit der Kerntechnik 2024 

verheiratet und wir haben Allianzen, heuer z. B. mit 

den TÜV’s geschmiedet. Besonders positiv – und für 

mich persönlich beeindruckend – ist, dass noch einmal 

mehr Fachvorträge eingereicht wurden und der Programmausschuss 

seine Kreativität entfalten musste, 

um möglichst vielen Einreichungen gerecht zu werden, 

hierbei – um etwas aus dem Nähkästchen zu plaudern 

– ist es uns wirklich schwergefallen, selbst bei 

einem um einen Tag verlängerten Programm, Vorträge 

in mediale Poster-Sessions zu transformieren oder 

zurückzustellen. Die Kontinuität in der technischwissenschaftlichen 

Expertise zeigt, dass die Kerntechnik 

in Deutschland auch ohne laufende Kernkraftwerke 

aktiv und lebendig ist und junge Talente anzieht. 

Und diese jungen Talente gibt es: in Deutschland, hier 

im Raum und auch in unseren Verbands-Strukturen. 

Beispielhaft möchte ich Nicole Koch nennen, ohne 

deren Engagement, Umsicht, visionärer Vorausschau, 

ansteckendem Optimismus und faszinierter und bekennender 

Kerntechnikerin weder eine KERNTec 2023 

noch eine Fachexkursion für neue Mitarbeiter in der 

Branche stattgefunden und mehr noch zu einer Erfolgsgeschichte 

wurden. 

Die KTG gewinnt wieder neue Mitglieder, was zeigt, 

dass unsere Formate funktionieren. 

Die Zukunft der Branche ist international, 

die Kerntechnik ist eine Zukunftsbranche 

Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder, in den 

vergangenen beiden Jahren hat es sowohl in Europa 

als auch in Nordamerika eine Neubewertung der Kernenergie 

gegeben. Eine neue Energiekrise, die durch den 

Krieg in der Ukraine ausgelöst wurde, hat in vielen 

Staaten das Bewusstsein für den Nutzen einer Energietechnik 

geschärft, die verlässlich und zu weitgehend 

konstanten Kosten umweltfreundlich Strom bereitstellt 

und einen hohen Anteil heimischer Wertschöpfung 

ermöglicht. Diese Erkenntnisse sind nicht neu, sie 

waren aber im energiepolitischen Diskurs verschütt 

gegangen. Das Resultat der Rückbesinnung ist jedenfalls 

ein beträchtlicher Schub für die Kernenergie, 

dessen eindrücklichster Beleg die Nuclear Pledge 

auf der Weltklimakonferenz COP28 ist, bei der sich 

25 Staaten dazu bekannt haben, die globale Kernkraftkapazität 

zu verdreifachen. Ende März folgte dann der 

Nuclear Energy Summit in Brüssel, den Belgien und die 

Internationale Atomenergieorganisation ausgerichtet 

haben. Hier haben sich 32 Staaten auf Maßnahmen 

verständigt, das Ausbauziel zu erreichen und wurden 

dabei durch eine gleich gerichtete Industrieerklärung 

Vol. 69 (2024)

16 

 


unterstützt. Auch die Europäische Kommission war mit 

Ursula von der Leyen und mehreren Kommissaren vertreten. 

Deutschland war – leider, aber eben auch wie 

zu auch erwarten – bei dem Kernenergiegipfel nicht 

vertreten. Dennoch bin ich davon überzeugt, dass die 

deutsche Kerntechnik mit ihren Fachleuten und den 

hiesigen Unternehmen und Unternehmensstandorten 

mit Sicherheit bei der Umsetzung der weitreichenden 

Pläne dabei sein werden. Das gilt auch für den Bereich 

SMR/AMR und Micro Modular Reactors, für den es 

nicht nur die „European Industrial Alliance on SMR“ 

seitens der Europäischen Kommission auch mit 

Beteiligung deutscher Unternehmen und Institutionen 

gibt, sondern für den auch in Deutschland Forschung 

und Entwicklung betrieben wird, wie die sechs 

Fachvor träge aus diesem Bereich zeigen. 

Vor diesem Hintergrund und in Anbetracht zahlreicher 

ehrgeiziger Pläne für dutzende große Kernkraftwerke 

bei unseren europäischen Nachbarn ist 

ganz klar, dass die Kerntechnik eine Zukunftsbranche 

ist, auch in Deutschland. Das macht die Nachwuchsgewinnung 

für die Unternehmen zu einem wichtigen 

Thema, wovon letztlich auch die KTG mit neuen 

Mitgliedern profitieren wird. Dem haben wir mit einer 

Recruiting-Veranstaltung, der KERNTec, Rechnung 

getragen, die 2023 erstmals stattgefunden hat und 

die heuer – wie bereits erwähnt – in die KERNTECHNIK 

integriert wurde. Dabei werden wir auch vom 

Bundes ministerium für Bildung und Forschung 

unterstützt, dass uns aus dem Bereich seiner Forschungsförderung 

viele Interessenten vermittelt hat 

und mit Dr. Andreas Volz auch einen Plenarredner 

unserer Tagung stellt. 

Kernfusion – ein neuer Anlauf 

für Kernenergie in Deutschland 

Wenn wir beim BMBF sind, muss ich auf eine äußerst 

positive Entwicklung des vergangenen und dieses 

Jahres eingehen: Auf Initiative, der für die Kernfusion 

stark engagierten Forschungsministerin Bettina Stark- 

Watzinger wurde im vergangenen März ein neues 

Förderprogramm „Fusion 2040 – Forschung auf dem 

Weg zum Fusionskraftwerk“ mit zusätzlichen Mitteln 

für die Fusionsforschung vorgestellt, für das die ersten 

Fördermittelvergaben bereits erfolgt sind. Dieses 

Förderprogramm wurde auf Grundlage eines BMBF- 

Positionspapiers, eines Fusionssymposiums von BMBF 

und BDI sowie des Memorandums „Memorandum – 

Laser Inertial Fusion Energy“ erarbeitet. Bereits im 

März 2023 hat die Agentur für Sprunginnovation 

des Bundes die „Pulsed Light Technologies GmbH“ 

gegründet, die in fünf Jahren 90 Millionen Euro für 

Lasertechnologien bereitstellen kann, die sowohl in der 

Trägkeitsfusion als auch auf anderen Feldern genutzt 

werden können. Das zeigt uns nicht nur, dass 

das politische Interesse an der Fusion ernsthaft ist, 

sondern auch, dass Politik in Deutschland durchaus 

schnell und effektiv sein kann, wenn dies gewünscht 

ist und durchgesetzt wird. Auch die Landesebene 

verschließt sich dieser Entwicklung nicht: Ministerpräsident 

Söder und der bayrische Wissenschaftsminister 

Markus Blume haben im vergangenen September 

den Bayerischen Masterplan zur Förderung 

der Kernfusion und neuartiger Kerntechnologien 

vorgestellt, der die Errichtung des „Bavarian Fusion 

Clusters“, eine Ausbildungsoffensive an Hochschulen 

sowie ein bayerisches Fusionsförderprogramm vorsieht. 

Als erster Schritt wurde im Februar 2024 die 

Einrichtung einer Expertenkommission Kernfusion 

vom – bayerischen – Kabinett beschlossen, die ein 

Konzept zum Aufbau des Bavarian Fusion Clusters 

entwickelt und die Umsetzung des Masterplans wissenschaftlich 

berät und begleitet. Im Bereich der Hochschulen 

ist die Einrichtung von bis zu sechs Lehrstühlen 

und bis zu 20 Hochschulgruppen für Kernfusion, 

fusionsrelevante Technologien und neuartige 

Kerntechnologien geplant, wofür 100 Millionen Euro 

bereitgestellt werden sollen. 

Auf unserer Tagung spiegelt sich die neue Dynamik 

bei der Kernfusion in den Plenarvorträgen von 

Professor Robert Wolf vom Max-Planck-Institut für 

Plasmaphysik zur Entwicklung der Kernfusion als 

Energiequelle sowie von Dr. Christian Raetzke zu 

einem Regulierungsrahmen für Fusionskraftwerke. 

Unter den Fachvorträgen gibt es nur einen zur Fusion; 

das wollen wir in Zukunft ausbauen. Besuchen Sie bitte 

auch den Stand von Proxima Fusion um interessante 

insights im Dialog mit diesem start-up in Erfahrung zu 

bringen. 

Ausbildungsoffensive auch 

für die Kernspaltungstechnik erforderlich 

Über die erfreuliche Entwicklung bei der Kernfusion 

sollte aber die klassische Kerntechnik nicht vergessen 

werden. Nicht nur, weil hier erhebliche industrielle 

Substanz vorhanden ist, die nur mit kompetenten 

Nachwuchskräften erhalten werden kann, sondern 

weil auch in Deutschland in den Bereichen Zwischenund 

Endlagerung langfristige Aufgaben vorhanden 

sind und staatliche Verantwortlichkeiten bestehen, 

die ohne ausreichend Personal mit profunder Kenntnis 

der gesamten Kerntechnik nicht erfüllt werden können. 

Leider hat im Hochschulbereich über längere Zeit 

ein inzwischen dramatischer Abbauprozess stattgefunden, 

der die Zukunft des Faches, das auch für viele 

Teile eines wissenschaftlich-industriellen Kernfusionsökosystems 

wichtig ist, in Frage stellt. Hier besteht 

eine dringende politische Aufgabe, eine Trendwende 

im Umgang mit der Kerntechnik an den Hochschulen 

zu erreichen. 

Ohne Fachleute gibt es keinen Kompetenzerhalt und 

ohne Ausbildung – nicht nur mit Forschung – gibt es 

keine Fachleute. 



17 

Beste Chancen für Kerntechniker 

Meine Damen und Herren, die Wiederbesinnung auf die 

Kernenergie in Diensten der Klimapolitik, der Energiesicherheit 

und der geopolitischen Unabhängigkeit 

Europas und des Westens bringt uns auch in Deutschland 

große Perspektiven. Ja, sie macht die Kerntechnik 

zu einer Zukunftstechnologie und einer Zukunftsbranche, 

in der Kerntechniker beste Chancen auf eine 

erfolgreiche und erfüllende Berufslaufbahn haben. Die 

Umsetzung der ehrgeizigen Pläne wird mehrere Jahrzehnte 

dauern und erfordert, dass die kerntechnischen 

Lieferketten massiv ausgebaut, das Personal erheblich 

aufgestockt und alle industriellen Ressourcen und 

Kompetenzen genutzt werden, um die Projekte zu 

realisieren. Dies alles soll vor allem in europäischer 

Unabhängigkeit geschehen und die technologische 

und energiewirtschaftliche Souverä nität stärken, so 

zumindest die Stoßrichtung des kürzlich beschlossenen 

„ Net-Zero Industry Act der Euro päischen Union“, der 

die Kernenergie gleichrangig den anderen kohlenstoffarmen 

Energietechnologien behandelt. Lassen 

Sie uns deshalb gemeinsam für unser Fach eintreten 

und junge Meschen für die Faszination Kerntechnik 

begeistern. 

Meine Damen und Herren, liebe Mitglieder der KTG, 

damit möchte ich zum Schluss kommen und Ihnen eine 

gelungene und erfolgreiche Tagung, intensiven Austausch 

und viele neue Ideen aus unserem Netzwerk 

wünschen. Nun übergebe ich das Wort an den zweiten 

Veranstalter der Tagung, den Vorsitzenden des Vorstands 

von Kerntechnik Deutschland. 

Eröffnungsansprache 2. Teil 

› Thomas Seipolt 

Vorsitzender des Vorstands von Kerntechnik Deutschland e.V. (KernD) 

Sehr geehrte Damen und Herren, 

ganz herzlich möchte ich Redner, Vortragende, Teilnehmer 

und Aussteller, Sie alle, zur Fachtagung 

KERNTECHNIK 2024 begrüßen und in Leipzig willkommen 

heißen. Besonders begrüßen möchte ich Herrn 

Dr. Andreas Volz vom Bundesministerium für Bildung 

und Forschung, der zum Thema „Förderung des 

Kompetenz erhalts in den Programmen der nuklearen 

Sicherheitsforschung und der Rückbauforschung beim 

BMBF“ vortragen wird. Er bringt viele hoch quali fi zierte 

Nachwuchskräfte für unserer Recruiting Veranstaltung 

KERNTec mit, die mit großem Erfolg erstmals im vergangenen 

Jahr stattgefunden hat und heute in die 

KERNTECHNIK integriert ist. Alle hier aktiv mitwirkenden 

Unternehmen unserer Branche kann ich nur aufrufen, 

die Gelegenheit zum Kennenlernen zu nutzen. 

Gesondert aufmerksam machen möchte ich Sie 

auch auf einen Redner des zweiten Plenartages am 

Donnerstag, Professor Wacław Gudowski, Berater 

des Vorstands von Orlen Synthos Green Energy 

und Professor für Reaktorphysik am National Center 

of Nuclear Research (NCBJ) sowie Professor für 

Neutronen- und Reaktorphysik am Königlichen Institut 

für Technologie in Schweden, der über Polens Weg 

zur Kernkraft und insbesondere die Ambitionen 

im Bereich SMR und Advanced Reactors sprechen 

wird. Besonders freue ich mich, erstmals bei der 

KERNTECHNIK einen Vertreter der wachsenden 

polnischen Kerntechnikbranche begrüßen zu können, 

die in unserer unmittelbaren Nachbarschaft gelegen, 

eine erhebliche Bedeutung für die deutsche Kerntechnik 

erlangen kann. 

Bei unserer vergangenen Tagung hier in Leipzig 2022 

haben wir erlebt, dass die Kernenergie unverhofft doch 

wieder als relevant wahrgenommen wurde und wir 

Vol. 69 (2024)

18 

 


konnten die Hoffnung haben, dass einschneidend veränderte 

Umstände zu einer Neubewertung der Kernenergie 

auch in Deutschland führen könnten. Zugleich 

haben wir uns gefragt, ob denn überhaupt noch eine 

weitere KERNTECHNIK veranstaltet werden kann, 

wenn es keinen Betrieb und keine aktiven Betreiber 

mehr gibt und die Kerntechnik in Deutschland langsam 

in Vergessenheit geraten würde. 

Unsere Hoffnung auf eine politische Neubesinnung 

wurde enttäuscht, aber auch unsere Befürchtungen 

haben sich nicht bestätigt. Die KERNTECHNIK 2024 ist 

auch ohne den „Corona-Nachhol-Effekt“ so lebendig 

wie zuvor, die Zahl der eingereichten Vorträge ist 

deutlich gestiegen und es gibt mehr Aussteller und 

Besucher. Für eine Fachtagung der Kerntechnik, die 

das ganze Spektrum der Themen abdeckt, ist nach wie 

vor Platz in Deutschland. Und was die politische 

Hoffnung betrifft: hier sollten wir als positives 

Ergebnis mitnehmen, dass sich die Einstellung in der 

Bevölkerung deutlich zugunsten der Kernenergie 

verschoben hat. Auch ohne unmittelbare politische 

Folgen ist das eine gute Entwicklung, denn es macht 

unsere Arbeit leichter und verbessert auch die Position 

der Branche im Wettbewerb um die klugen Köpfe, die 

wir brauchen. 

Die internationale Entwicklung 

als Takt- und Impulsgeber 

Und dass wir kluge Köpfe wieder in großer Zahl 

brauchen hängt natürlich mit der internationalen, 

besonders der europäischen Entwicklung zusammen. 

Es seien hier nur einige Beispiele aus den letzten 

Wochen genannt: In Frankreich hat EDF die Genehmigung 

erhalten, am Standort Penly mit den – 

dort sehr umfangreichen – Vorarbeiten für die Errichtung 

von zwei EPR2-Anlagen zu beginnen; im Vereinigten 

Königreich wurde der Standort Wylfa als 

dritter Standort für den Kernkraftwerksneubau ausgewählt 

und zwischen der aktuellen Regierung der 

konservativen Partei und der oppositionellen Labour 

Party besteht beim Thema Ausbau der Kernenergie 

so weitreichender Konsens, dass auch bei einem 

möglichen Regierungswechsel die aktuellen Pläne 

nicht in Frage gestellt sind; in den Niederlanden hat die 

neue Regierung das Ausbauziel für Kernkraft von 

zwei auf vier große Anlagen erhöht und zugleich 

das mögliche Bürgschaftsvolumen für die Projekte von 

4,5 Milliarden Euro auf 14 Milliarden Euro angehoben; 

in Polen haben im Mai die geologischen Untersuchungen 

des Baugrundes für das erste Kernkraftwerk 

des Landes in Lubiatowo-Kopalino begonnen. 

Auch außerhalb Europas hält die dort schon länger zu 

beobachtende Dynamik bei der Kernenergie an: in 

den Vereinigten Staaten erklärte die Energieministerin 

Jennifer Granholm anlässlich der Aufnahme des 

kommerziellen Betriebs des Kernkraftwerks Vogtle, 

es seien nun „zwei [Anlagen] erledigt und 198 noch 

übrig“, um zu unterstreichen, dass die Regierung eine 

substantielle Anstrengung der Kernindustrie und 

Elektrizitätswirtschaft wünscht, um mit neuer Kernkraft 

die Klimapolitik voranzubringen, was eine Verdreifachung 

der Kernenergie in den USA bis 2050 erforderlich 

macht. Die US-Regierung hat dafür in 

beträchtlichem Umfang Fördermöglichkeiten bereitgestellt. 

Einige Wochen zuvor kündigte die Regierung 

der Vereinigten Arabischen Emirate an, eine neue 

Ausschreibung für den Bau von vier weiteren großen 

Kernkraftwerken vorzubereiten. Der Baubeginn soll 

möglichst noch in diesem Jahr erfolgen und die Anlagen 

sollen bis 2032 in Betrieb gehen. In Korea stellt die 

Regierung Fördermittel für Reaktorentwicklung bereit 

mit dem Ziel, in den dreißiger Jahren in den Markt für 

SMR und AMR einzusteigen. In den Emiraten hat Korea 

ja bei großen Reaktoren schon bewiesen, wie effizient 

sie im nuklearen Export arbeiten können. 

Ganz wesentliche Impulse für unsere Branche setzt 

inzwischen auch die EU. Diese Beschlüsse fliegen 

hierzulande eher unter dem medialen Radarschirm, 

vielleicht soll die Bevölkerung nicht verunsichert 

werden. Gleichwohl sind diese europäischen Initiativen 

wichtig. Hier ist einmal als Initiative der Europäischen 

Kommission die European Industrial Alliance 

on Small Modular Reactors (SMRs) zu nennen, die am 

29. und 30. Mai 2024 ihre erste Generalversammlung 

hatte und acht Arbeitsgruppen eingerichtet hat. Es 

sind auch 14 Unternehmen und Einrichtungen aus 

Deutschland mit dabei, allerdings nur drei Mitglieder 

von KernD. Auch wenn noch fünf weitere Mitglieder 

über die internationalen Muttergesellschaften vertreten 

sind, ist das bei aktuell 282 Mitgliedern der 

Industrial Alliance insgesamt nicht wirklich befriedigend. 

Wer an künf tigen Projekten partizipieren 

will und seine spezielle Perspektive in technischen 

Belangen, aber auch seine legitimen unternehmerischen 

Interessen dort ein bringen will, sollte an 

diesem Netzwerk mitwirken. 

Das gilt umso mehr, als auch im Bereich der Gesetzgebung 

ein Meilenstein erreicht wurde. Ende Mai 

stimmte der Ministerrat dem Net-Zero Industry 

Act zu, der Kernspaltungstechnologie einschließlich 

Kern brenn stoffkreislauf sowie andere Nuklear technologien, 

also Fusion, zu den so genannten Net-Zero 

Technologien rechnet, die die Erreichung der Klimaziele, 

Energiesouveränität und die industrielle Unabhängigkeit 

Europas ermöglichen sollen. Für diese 

Tech nologien werden Beschleunigungsmöglichkeiten 

bei Genehmigungsverfahren und Projektumsetzung 

eingeführt sowie Fördermöglichkeiten geschaffen, 

besonders dann, wenn es sich um so genannte 

strategische Projekte handelt. Hier geht es nicht nur 

um den Bau von Energieerzeugungsanlagen, sondern 

auch um Initiativen in der Lieferkette, um neue 

Produktionen einzurichten oder bestehende zu 

erweitern. 



19 

Die Kerntechnik als europäische Zukunftsbranche 

mit langfristiger Perspektive 

In der Summe zeigt sich, dass die Kerntechnik eine 

Zukunftsbranche ist, deren Perspektive so gut ist wie 

seit den achtziger Jahren nicht mehr. Die Berücksichtigung 

der Kerntechnik als einer in Europa 

etablierten High-Tech Industrie im Net-Zero Industry 

Act ist insoweit folgerichtig, denn die Branche braucht 

europaweiten Rückenwind, um wieder Kraft und 

Dynamik zu entfalten. Diese Entwicklung steht in 

einem gewissen Kontrast zu den Zukunftsbranchen der 

vergangenen Jahre: der Solarboom der nuller Jahre 

mündete in einen fast völligen Kollaps der europäischen 

Solarindustrie, die der extrem starken 

chinesischen Konkurrenz nicht gewachsen war. 

Die Windkraftbranche erlebt derzeit – wenn auch 

nicht in solchem Umfang und deutlich langsamer – 

ähnliches, ebenso wie die Hoffnungsbranchen 

E-Mobilität, Batteriefertigung und sogar die Wärmepumpenindustrie. 

Woran liegt das und wo liegt industriepolitisch 

be trachtet der Vorteil der Kerntechnik im internationalen 

Wettbewerb? Neben politischen Fehlleistungen 

unterschiedlicher Art, die in den oft stark politisch 

gefor derten und geförderten Branchen erst zum 

substanzlosen Boom und dann zum Zusammenbruch 

führen, liegt das Problem bei den genannten Beispielen 

darin, dass es sich um insgesamt eher einfache Massenprodukte 

mit einer starken Kostendegression handelt. 

Das ist im Fall der erneuerbaren Energien zwar gut 

für deren Verbreitung und damit die beabsichtigte 

Energie wende, aber es ist keine Grundlage, um in 

Europa dauerhaft gegen die ostasiatische und insbesondere 

chinesische Konkurrenz bestehen zu 

können. Dort wird man immer schneller Skaleneffekte 

durch Massen fertigung erreichen und die nach wie vor 

deutlich günstigeren Lohnkosten bei einfachen Tätigkeiten 

schaffen einen zusätzlichen strukturellen 

Wettbewerbsvorteil. 

Die Kerntechnik ist dagegen ziemlich durchgängig 

eine Hochtechnologie mit sehr hohen Anforderungen 

an die Qualität der Endprodukte, der verwendeten 

Materialien und Fertigungsverfahren, der Dokumentation, 

Prüfung und Genehmigung. Vieles davon ist 

lokalisiert und selbst wenn kerntechnische Produkte 

aus China in größerem Umfang in der EU angeboten 

würden, wäre die chinesische Seite wahrscheinlich 

nicht bereit, gegenüber Prüforganisationen und 

Aufsichtsbehörden die Transparenz und Informationstiefe 

zu gewährleisten, die die hiesigen Regelwerke 

erfordern. Zusammen mit der immer standortbezogenen 

Projektplanung und Umsetzung besteht 

hier also nicht die Gefahr, dass nach zehn Jahren 

Aufschwung der europäischen Kerntechnik der Markt 

plötzlich mit chinesischen Reaktoren geflutet wird. 

Zumal auch in der chinesischen Kerntechnik hohe 

Anforderungen erfüllt werden müssen, so dass ein 

vergleichbarer Effekt gar nicht möglich ist. 

Die Qualität kerntechnischer Produkte und Dienstleistungen 

geht auf die Sicherheitsanforderungen zurück, 

führt aber auch dazu, dass Kernkraftwerke eine 

hohe Verlässlichkeit und eine sehr hohe Lebensdauer 

haben. Beides relativiert einerseits die hohen Investitionskosten 

und erfordert zugleich eine kompetente, 

langfristige Betreuung der Anlagen, was ebenfalls 

einen Aspekt der Zukunftsfähigkeit der Zulieferbranche 

darstellt. 

Ein positiver Trend 

führt noch nicht zum Erfolg 

Bei allem Optimismus und trotz der strukturellen 

Vorteile der Kerntechnikbranche im Vergleich zu 

anderen Zukunftsbranchen der vergangenen 20 Jahre: 

der gegenwärtige positive Trend setzt sich nicht automatisch 

in unternehmerischen Erfolg um. Die Gefahr 

einer Übernahme des Marktes durch Konkurrenz aus 

Ostasien besteht zwar nicht, aber es besteht ein anderes 

Risiko: das Risiko, sich selbst im Weg zu stehen, zu 

unbeweglich zu sein. Der Schwachpunkt der Kerntechnik 

in den westlichen Märkten und bei westlichen 

Branchenunternehmen sind lange Bauzeiten, Probleme 

in den Lieferketten und vor allem teils extreme Kostenüberschreitungen. 

Neben einer realistischen Kostenkalkulation 

von Anfang an und einer größeren Disziplin 

der Aufsichtsbehörden, ein finalisiertes Design dann 

auch so bauen zu lassen, müssen auch wir innerhalb 

der Branche wieder stärker verinnerlichen, dass 

die Preise nicht beliebig eskaliert werden können, und 

dass Projekttermine nicht grobe Empfehlungen sind, 

sondern harte Knackpunkte für unsere Auftraggeber, 

deren Verfehlen zu zusätzlichen Finanzierungskosten 

in Milliardenhöhe führt. Diese Probleme können sich 

zu Show-Stoppern des Kernkraftaufschwungs entwickeln, 

denn Projekte, die die finanzielle Leistungsfähigkeit 

der meisten Interessenten sprengen und 

Verzögerungen, die die Branche in den Augen der 

Öffentlichkeit der Lächerlichkeit preisgeben, werden 

schlicht dazu führen, dass die Kernkraft doch nicht in 

die Gänge kommt und die Dynamik des heute bevorstehenden 

Aufschwungs einfach verpufft und dieser 

ausfällt. 

Wir müssen uns vergegenwärtigen, dass die Stärke 

der Kernkraft bei der aktuellen Entwicklung von 

Energiesystemen darin liegt, beträchtliche Kostenvorteile 

sowie auch ökologische und Ressourcenvorteile 

gegenüber dem konkurrierenden Entwurf 

einer Vollversorgung hauptsächlich durch erneuer bare 

Energien zu generieren. Diese Kostenvorteile, die zur 

allge meinen wirtschaftlichen Wettbewerbsfähigkeit 

bei tragen und deshalb einen sehr hohen volkswirtschaftlichen 

Multiplikatoreffekt bewirken, können 

Vol. 69 (2024)

20 

 


aber durch schrankenlos eskalierende Kosten teils oder 

ganz aufgezehrt werden. Geringe Kostenvorteile und 

die anderen Vorzüge werden aber wahrscheinlich 

nicht ausreichen, um die nach wie vor auch außerhalb 

Deutschlands existierenden Vorbehalte gegenüber 

der Kernenergie mit Blick auf Sicherheitsrisiken oder 

die Entsorgung zu überwiegen, so schwach diese Vorbehalte 

argumentativ auch fundiert sein mögen. In der 

Folge wird der für so langfristige, große und komplexe 

Projekte unerlässliche politische Rückhalt rasch 

erodieren und der Aufschwung der Kernenergie in 

Europa scheitern. Das allerdings wäre nicht nur für die 

kerntechnische Branche sondern für ganz Europa eine 

schlechte Nachricht, denn die Wettbewerbsvorteile 

durch finanzierbare Kernenergie sind ja vorhanden 

und werden dann eben nur außerhalb Europas 

realisiert und zwar für mehrere Jahrzehnte. 

Branchensituation in Deutschland 

Nach so vielen internationalen Themen, die für die 

Zukunft entscheidend sein werden, lassen Sie mich zur 

Gegenwart in Deutschland kommen. Hier dominieren 

industriell, aber auch wissenschaftlich-technisch Rückbau 

und Entsorgung das Geschehen. Und was die 

industrielle Seite betrifft, sei hier nach der Selbstkritik 

als Teil der westlichen Branche mit Blick auf den 

Neubau auch einmal Kritik in eine andere Richtung 

adressiert. Bei allem Verständnis dafür, dass Assets, die 

strukturell nur noch Kosten verursachen und keine 

Erträge generieren, mit hohem Kostenbewusstsein 

bewirtschaftet werden müssen und Verständnis auch 

für das denkbare Ziel, die Rückbaukosten möglichst 

unterhalb der jeweiligen Rückstellungssumme zu 

halten: man sollte gleichwohl nicht die industriellen 

Partner, mit denen man diese komplexen Projekte 

realisiert, so wie man auch Jahrzehnte des erfolgreichen 

und trotz politischen Störfeuers profitablen 

Betriebs realisiert hat, finanziell an die Wand drücken. 

Auch Rückbaudienstleister müssen in der Lage sein, 

Erträge zu generieren und wenn der Druck zu stark 

wird, geht irgendwann den betroffenen Unternehmen 

die Luft aus. Wenn das passiert besteht nicht nur die 

Gefahr, dass eine weitere Schneise der Zerstörung in 

das deutsche Branchengefüge und seine Kompetenzen 

geschlagen wird, ebenso wie durch die endgültige 

Abschaltung der Anlagen. Es besteht auch das Risiko 

für den Auftraggeber, dass das Projekt nicht wie geplant 

realisiert, sondern von Grund auf neu aufgestellt 

werden muss. Passiert das, sind alle schönen Kostenrechnungen, 

Einsparziele und Terminpläne nichts 

mehr Wert. Schlimmstenfalls müssen – wenn spezifische 

Vorgehensweisen und Verfahren betroffen sind, 

die sich in den Genehmigungen widerspiegeln – auch 

noch die Stilllegungs- und Abbaugenehmigungen 

geändert werden. Die Unternehmen der Branche – ob 

nun bestenfalls in unserem Verein Kerntechnik 

Deutschland organisiert oder nicht – sollten sich vor 

Augen halten, dass sie bei vielen Themen immer noch 

im selben Boot sitzen und langfristig keine Vorteile auf 

Kosten der anderen erreichen können. 

Kompetenzerhalt steht in Frage 

Das zweite Sorgenkind der Branchenentwicklung 

hierzulande ist die Kompetenzerhaltung wenn es um 

Ausbildung und Nachwuchs geht. Die positive 

Stimmung auf der KERNTec 2023 und hoffentlich auch 

hier und heute bei den Interessenten und den Unternehmen 

darf nicht darüber hinwegtäuschen, dass 

schon in wenigen Jahren gar keine Ausbildung in Kerntechnik 

in Deutschland mehr möglich sein könnte. 

Und an dieser Stelle sind nicht in erster Linie die 

Industrieunternehmen gefragt, die nach wie vor attraktive 

Beschäftigungsverhältnisse anbieten und immer 

Nachwuchskräfte suchen, sondern in erster Linie die 

Universitäten sowie die Bundes- aber vor allem Landespolitik. 

Die Ausbildung von Fachkräften findet vor 

allem an den Universitäten statt, bei allen wertvollen 

und essentiellen Beiträgen auch dazu aus den Forschungszentren. 

Und die Ausrichtung der Hochschulen 

wird in erster Linie von diesen selbst und den Landesregierungen 

bestimmt und in letzter Konsequenz auch 

nicht von Forschungsmitteln des Bundes, so wichtig 

diese für die Aufrechterhaltung der Forschungslandschaft 

und etwa für Dissertationen sind. 

Und genau an dieser neuralgischen Stelle müssen wir 

seit Jahren eine insgesamt negative Entwicklung 

feststellen, in der man das Fach oftmals für überflüssig, 

gar schädlich für das Ansehen des Hauses hält und 

mit solchen Argumenten Lehrstühle auslaufen lässt, 

umwidmet oder als finanziellen Steinbruch zugunsten 

vermeintlicher Zukunftsfächer missbraucht. Manchmal 

werden solche Entwicklungen und Verhaltensweisen 

von den Landesregierungen angeregt, manchmal 

ist es auch vorauseilender Gehorsam oder kurzfristig 

orientierter Opportunismus. Auf jeden Fall muss 

es hier eine Trendwende, einen regelrechten Bewusstseinswandel 

geben, denn sonst werden bis Anfang 

der dreißiger Jahre in Deutschland alle, ich betone alle 

Lehrstühle, an denen man das Fach Kerntechnik 

erlernen kann, verschwunden sein. Dieser Kahlschlag 

wird dann nicht nur unsere Industrieunternehmen 

betreffen, sondern auch die Forschungseinrichtungen, 

die Bundesunternehmen und die Bundes- und Landesinstitutionen, 

die Aufgaben und Verantwortlichkeiten 

im Bereich der Kerntechnik haben. Und mit Lehrstühlen 

für Rückbau oder Entsorgung ist es nicht getan, 

denn viele heutige Forschungsfragen – etwa im 

umfangreichen Forschungsprogramm der BGZ – und 

künftige Praxisaufgaben erfordern eine fundierte 

Kenntnis der gesamten Kerntechnik. 

Konkret heißt das, dass die bestehenden Lehrstühle 

erhalten und wenn erforderlich in der heutigen 

Prägung nachbesetzt werden müssen und auch zusätzliche 

Lehrstühle wie etwa für das verwaiste Fachgebiet 



21 

Neutronik oder für innovative Reaktorsysteme und 

SMR eingerichtet werden müssen. Wie und wo das 

genau am zweckmäßigsten zu organisieren ist, können 

die Wissenschaftspolitiker, die Fachbeamten in den 

Ländern und beim Bund sowie die Funktionsträger 

der Hochschulen am besten ermitteln. Aber der Sachverhalt 

ist inzwischen dringend geworden und muss 

auf allen relevanten Ebenen angegangen werden, auch 

wenn man glaubt, damit keine politischen Pluspunkte 

oder Sympathiebekundungen zu erlangen. 

An dieser Stelle liegt auch die erste Aufgabe für eine 

Politik, die sich wegen der geänderten öffentlichen 

Meinung und als Folge der Diskussionen der vergangenen 

zwei Jahre in Teilen wieder für unsere 

Branche und das Thema Kernenergie interessiert. 

Selbstverständlich ist diese Entwicklung zu begrüßen 

und niemand hier würde Einwände haben, es noch 

einmal mit der Kernenergie in Deutschland zu versuchen, 

wenn es eine robuste und langfristige Unterstützung 

von politischer Seite gäbe. Aber auch für jedes 

solche Unterfangen, ob in kleinem Maßstab als Technologieträger 

– so zusagen als industrie- oder energiepolitisches 

Ass im Ärmel – oder in größerem Stil ist die 

unerlässliche Voraussetzung, dass die Ausbildungs- 

Forschungs- und Technologielandschaft in unserem 

Sektor langfristig erhalten wird. Es muss dafür nicht 

die Welt bewegt werden und es entstehen – wenn 

man keine Führungsrolle anstrebt wie in der Vergangenheit 

– keine sehr hohen Kosten. Aber schlicht 

dem sukzessiven Niedergang passiv oder zustimmend 

zuzusehen schafft eben nichts Positives. Von allein 

wächst nur die Entropie, keine Struktur. 

Beim Thema Export spielt im Zusammenhang mit 

erforderlichen Genehmigungen die Politik ebenfalls 

eine zentrale Rolle. Es gibt hier zwar kein generelles 

Problem, aber es mangelt an Verlässlichkeit und 

Kontinuität. Beides unverzichtbar, wenn man als 

Lieferant einen guten Ruf zu verteidigen hat und auch 

bei künftigen Ausschreibung Erfolg haben will. Das 

beste Produkt, die effektivste Dienstleistung nützt 

nichts, wenn es für den Kunden ein Glücksspiel ist, ob 

die beauftragte Leistung erbracht wird oder wann sie 

erbracht wird. Dann nimmt man eben den zweitbesten 

Lieferanten oder das zweitsicherste Produkt am 

Markt, denn die Verzögerung der Inbetriebsetzung 

einer Multi milliardeninvestition wegen politischer 

Zipperlein bei einem Lieferanten ist schlicht keine 

Alternative. 

Gemeinsam Stärke zeigen – 

wichtige Zukunftsaufgaben für den Verband 

Man sieht also, es bleibt auch nach Ende der Kernkraftnutzung 

viel zu tun und die Branche hat weiterhin 

Belange, bei denen die Politik wichtig ist. Und für 

die Politik wiederum ist die einheitliche Stimme 

einer Branche wichtig, um einerseits den Austausch 

effizienter zu machen als dies beim Auftritt dutzender 

einzelner Unternehmen der Fall wäre und andererseits 

auch den Eindruck einer Begünstigung einzelner 

Unternehmen zu vermeiden, der bei solchen bilateralen 

Beziehungen schnell entsteht und die sachliche 

Zusammenarbeit vergiften kann. In diesem Sinne 

möchte ich die heute hier zahlreich vertretenen Unternehmen, 

die nicht Mitglied des Verbandes KernD sind, 

ermuntern, ihre Position zu überdenken. Gemeinsam 

kann man mehr erreichen, gerade auch wenn die 

politische Großwetterlage sich wieder bessert. 

Meine Damen und Herren, für die gemeinsame Tagung 

von KTG und KernD ist Ihr Engagement essentiell. Erst 

dadurch wird sie zu dem Raum für Austausch und 

Kontaktpflege als die sie bekannt ist. Für alle Beiträge 

zur Programmplanung und zum Programm, für die 

Ausarbeitung von Fachvorträgen und für eine lebendige 

Teilnahme an allen Diskus sionen danke ich Ihnen 

ganz herzlich. Unseren diesmal besonders zahlreichen 

Partnern in der Industrie ausstellung, welche die 

Tagung KERNTECHNIK mit möglich machen, möchte 

ich hier ebenso herzlich danken. 

Der traditionelle Gesellschaftsabend, zu dem Sie unsere 

Aussteller herzlich einladen, findet heute im Anschluss 

an die Plenarsitzung in der Ausstellung statt. So bleibt 

noch, uns allen eine erfolgreiche Tagung, freudiges 

Wiedersehen mit alten Bekannten und gute Gespräche 

zu wünschen! 

Save the Date 

Anzeige 

16. bis 18. Juni 2026 

Work in Progress 

10 Gründe, warum die Rally weitergeht – weltweit ... 

Treffen renomierter Experten 

und innovativer Denker. 

Bahnbrechende Ideen & Neuigkeiten 

aus der Nuklearbranche. 

„Special Topic“-Vortrag & 

Best Presentation Awards. 

Seien Sie dabei! 

www.kerntechnik.com 

Vol. 69 (2024)

22 

Impressionen 

 




23 

Vol. 69 (2024)

24 

 


A Wrap-up of the Technical Sessions 

› Kai Kosowski 

KERNTECHNIK, with its unique range of topics, covers a wide variety of aspects: Uranium 

enrichment, advanced reactor technologies, safety aspects of nuclear energy, service 

for existing fleets, long-term operation, modernization and new construction activities, 

decommissioning and dismantling, final disposal of radioactive waste, nuclear fusion and the 

role of nuclear energy in the context of the energy transition and climate protection. 

In addition to keynotes and special formats, the 

Technical Sessions in the four categories Competence 

and Safety, International Trends and Development, 

Decommissioning & Waste Treatment, Interim 

Storage & Final Storage cover a wide range of scientific, 

technical and organizational issues. 

This ranges from knowledge management and 

maintenance of expertise to thermodynamics, fluid 

dynamics and neutronics, reliability and safety analyses 

for existing NPPs and nuclear facilities, new construction 

projects, advanced reactor concepts including 

research reactors, innovative systems and components, 

model development and validation, fuel supply, enrichment 

and re-enrichment, fusion tech nology and its 

materials, decommissioning and dismantling of NPPs 

and research reactors, radiation protection and radiological 

characterization, auto mation, digitalization 

and industrialization in dis mantling, conditioning of 

nuclear fuels and radioactive waste, waste management, 

nuclear transport and storage containers, 

integrity and behaviour of irradiated nuclear fuels. 

For this edition of the KERNTECHNIK, the contributions 

from the Young Scientist Workshop were integrated 

into the Technical Sessions for the first time. All contributions 

from the Technical Sessions are briefly 

summarized in the following sections. 

Competence and Safety 

Dr. Thorsten Hollands 

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit 

Dr. Walter Tromm 

Karlsruher Institute for Technology 

Dr. Thomas Mull 

Framatome 

Prof. Dr. Marco K. Koch 

Ruhr-Universität Bochum 

Florian Krist 

Young Generation Kerntechnische Gesellschaft 

The Technical Session TS1 Competence and Safety 

consisted of three parts with a total of 17 presentations. 

Part 1 

The first set of presentations was chaired by Thorsten 

Hollands (Gesellschaft of Anlagen- und Reaktorsicherheit 

(GRS)). 

The first presentation was held by Boyu Pan (RWTH 

Aachen University) and focused on the preventive 

improvement of reactor safety through the development 

of accident-tolerant fuel systems (ATF), in particular 

zirconium cladding tubes coated with the Cr2AlC 

which belongs to the MAX phase materials group. The 

study titled A hybrid experimental and numerical 

investigation on the Cr2AlC-coated zirconium for 

accident-tolerant fuel systems investigated the 

mechanical properties and failure mechanisms of the 

coated zirconium cladding tubes by a combination of 

experimental and numerical methods. The main 

experimental methods include uniaxial tensile tests, 

nanoindentation tests and in-situ three-point bending 

tests carried out in a scanning electron microscope 

under quasi-static conditions. These tests contribute to 



25 

the characterization of the mechanical properties and 

damage development of the Cr2AlC-coated zirconium 

samples. The results show that cracks in the Cr2AlC 

coating propagate to the zirconium substrate under 

mechanical stress. Numerical simulations were performed 

to determine the critical stress and strain 

variables at the points of crack initiation and propagation. 

In the study, the Yoon2014 model is used to account 

for the effect of strength gradient in zirconium and a 

Weibull distribution is used to predict the probability 

of fracture. The results show that the maximum principal 

stress criterion can predict the brittle fracture in 

the coating, while the modified Bai-Wierzbicki damage 

model describes the crack propagation in the substrate. 

Julia Krieger 

Ruhr-Universität Bochum, PSS 

The contribution by Julia Krieger (Ruhr-Universität 

Bochum, PSS) dealt with severe accident analyses in 

Small Modular Reactors (SMR). In her presentation 

titled Analyses of a postulated severe accident in a 

generic Small Modular Reactor using AC². Ms. 

Krieger first gave an overview of integral pressurised 

water reactors as an SMR concept with high proba bility 

of realization and presented the specifics of the passive 

emergency core cooling concept. The analyses were 

carried out by simulations of a severe accident scenario 

with the system code package AC². As a result of the 

postulated rupture of the Chemical and Volume Control 

System (CVCS) line under station blackout conditions, 

the system pressure in the RPV drops rapidly, while the 

pressure in the containment rises due to pressure compensation. 

In parallel, the coolant level in the RPV drops 

and the core is exposed, causing it to gradually degrade 

as the decay heat can no longer be dissipated sufficiently. 

After approx. 152 min, core melting processes start 

and after approx. 180 min, molten core material is 

transferred to the lower reactor plenum. The analyses 

show that the integrity of the RPV can be maintained. 

The presentation Simulation of COTELS experiments 

with AC²-COCOSYS and MELCOR by Maximilian 

Hoffmann (Ruhr-Universität Bochum; PSS) dealt with 

the evaluation of the capability of the AC²-COCOSYS 

software to simulate flooded molten core concrete 

interaction (MCCI) in light water reactors based on 

experiments from the COTELS project. The main 

objective was to evaluate and improve the AC² model 

base including comparative simulations with the 

American simulation code MELCOR. The analysis 

emphasises the need to adjust the effective heat transfer 

coefficients in AC²-COCOSYS to accurately simulate the 

heat transfer from the melt to the top and indicates 

areas where the model could be improved, particularly 

with regard to the heat transfer mechanisms caused 

by a water layer. Key findings from the COTELS C5 

and C6 experiments show that AC²-COCOSYS requires 

para meter adjustments to accurately represent the 

experimental erosion results. In contrast, MELCOR 

exhibits larger deviations due to its less flexible parameter 

adjustments. The experiments show potential 

model improvements in the simulation of heat transfer 

and evaporation mechanisms in flooded scenarios 

and emphasise the need for further research and 

development. 

The presentation given by Nicole Richter (Ruhr 

Universität Bochum, PSS) focused on the Development 

of a machine learning (ML) model to predict the 

long-term cooling of debris beds that form in the 

reactor pressure vessel (RPV) during severe nuclear 

accidents. Ensuring effective cooling of these debris 

beds is crucial for accident mitigation. Although conventional 

simulation codes are accurate, they require 

significant computational resources. The aim of this 

research is to develop an ML model that reduces the 

computational effort by predicting the coolability of 

debris beds, with the dryout time being the most 

important outcome. Within the analysis, artificial 

neural networks (ANNs) are used, and various network 

structures are tested, including simple ANNs, polynomial 

approximation, Padé approximation and 

Fourier Neural Operators (FNO). The training data for 

these models are based on the Dryout experiments of 

the DEBRIS test facility of the Institute of Nuclear 

Engineering and Energy Systems (IKE) at the University 

of Stuttgart and are generated with the 3D detail code 

COCOMO which is developed by IKE. The initial results 

show that even simple ML models can accurately 

predict the dryout time, with the FNO and polynomial 

approximation models showing the best performance. 

In general, the results show that these ML models 

can provide good predictions for new, unseen data, 

indicating their potential for practical application. 

Ms. Richter suggests further developments to improve 

the prediction accuracy and to apply the models to real 

applications. 

The next presentation with the title Experimental 

Investigation of the CHF and Post-Dryout Heat 

Transfer with R-134a at High Subcritical Pressure 

was held by Nikolai Rensch (Karlsruhe Institute of 

Technology, KIT). Mr. Rensch investigated the critical 

heat flux (CHF) and heat transfer after drying out 

with R-134a in a vertical round tube under high subcritical 

pressures. Therefore, more than 100 CHF and 

10,000 post-dryout data points were obtained and 

Vol. 69 (2024)

26 

 


analysed. The experiments were conducted at the KIT 

Model Fluid Facility using a vertical pipe with an inner 

diameter of 10 mm and a length of 3700 mm. The 

results show that CHF decreases significantly with 

increasing pressure, shifting to lower critical quality 

values. After drying out, two temperature profiles 

emerge: one with a temperature peak followed by a 

decrease, indicating increased heat transfer by droplet 

evaporation at higher mass flows, and another with 

slow temperature increase after sharp jump, indicating 

less effective heat transfer. Higher pressures led to 

lower CHF values and temperature peaks in the postdryout 

region, which can be attributed to altered fluid 

properties. These findings are of particular importance 

for the safety and efficiency of supercritical nuclear 

systems, especially in scenarios where pressures fall 

below critical values. 

Jan Peschel 

Ruhr-Universität Bochum, PSS 

The last presentation in the first set of presentations 

titled Extension of the AC² program package for 

the simulation of debris beds in the lower reactor 

plenum was given by Jan Peschel (Ruhr-Universität 

Bochum, PSS). Mr. Peschel outlined in this talk the 

development of a fast-running computer model for the 

simulation of debris beds in the lower reactor plenum 

with the system code package AC². The model is 

intended to simulate the conversion of molten core 

material into a porous debris bed due to the interaction 

of melt and water, considering heat transfer processes 

and friction-induced pressure losses in single-phase 

and two-phase flows. The model, which has been 

integrated in AC², was validated by simulations of 

experiments of the DEBRIS test series. Mr. Peschel 

showed based on the results that the developed model 

DEMON reproduces the thermal behaviour observed 

in experiments. Its capabilities were demonstrated in 

the simulation of the cooling phase of bottom flooding 

experiments with cylindrical stainless-steel particles 

under conditions up to 1000 K and 0.5 MPa. The model 

performs comparably well to established models such 

as those of ASTEC and COCOMO by predicting the 

thermal behaviour and quench front progression in 

debris beds. The results showed that it is capable of 

simulating the thermal behaviour of reflooded, superheated 

particle beds. Future work will focus on further 

validation and extension of the model to include radial 

nodalization and possible remelting of the debris bed. 

Part 2 

The second set of presentations was chaired by Thomas 

Mull (Framatome). 

The first presentation titled A-priori assessment of 

sub-grid scale heat flux modelling in large-eddy 

simulation for varying Prandtl numbers was given 

by Magnus Schweiger (University of the Bundeswehr 

Munich). Mr. Schweiger presented the methodology of 

the large-eddy simulation (LES) for sub-grid scale terms 

for the heat transfer in metal cooled reactor concepts. 

To evaluate the LES the results of direct numerical 

simulation (DNS predictions for a horizonal flow 

between two plates were used. The results show that 

the Clark’s gradient model performs better than the 

diffusion hypothesis model, but the general performance 

decreases with increased Prandtl number. 

Deficits for the gradient diffusion hypothesis model 

occurred especially in rotation-dominated flow regions. 

By application a two-dimensional deconvolution formulation 

parallel to the wall improved the results. As 

a consequence, the proper near-wall scaling of the 

sub-grid scale heat flux could be achieved. 

In the second presentation Fabian Wiltschko (Karlsruhe 

Institute of Technology, KIT) gave an inside 

view into heat transfer of supercritical R134a by giving 

the talk Experimental Investigations of the Heat 

Transfer to Supercritical R134a in Circular Tubes 

with Rough Surface. Firstly, he introduced the Model 

Fluid Facility (KIMOF) at KIT in which the experiments 

were performed, followed by a description of the 

methodology of data processing to estimate heat 

transfer parameters for supercritical R134a. Finally, the 

developed correlation for the Nusselt number was 

evaluated against existing correlations. The results of 

the experiments showed that heat transfer is enhanced 

for small changes in thermophysical properties, while 

for small mass fluxes a sharp peak occured for smooth 

tubes which is damped for rough tubes. For large mass 

fluxes these peaks are less high for rough surfaces. The 

assessment of the correlation showed that too many 

impacts lead to significantly multiple solutions, which 

indicated potential for further improvement. 

As third speaker Sebastian Leopoldus (University of 

Stuttgart, IKE) gave the presentation with the title 

Critical Review of Okawa’s Film Flow Model. He 

introduced the model of Okawa for film flow and gave 

three possible improvements of this model to better 

predict the heat transfer. First, neglecting the film 

velocity in the interfacial shear force for the derivation 

of the film thickness. Second, the assumption of a linear 

dependence between the shear entrainment rate and 

the film thickness. Third, a more robust calculation 



27 

using the Weber number and liquid Reynolds number 

instead of asserting an equilibrium between the shear 

entrainment rate and the deposition rate for calculating 

the initial entrained fraction at the onset of annular 

flow. Mr. Leopoldus concluded that the identified improvement 

potentials would lead to a more adequate 

prediction of the film flow. By the modifications an 

enhanced physical relevance could be offered as well 

as understanding the complex dynamics involved in 

annular flow. Based on that further research and 

validation was recommended. 

In the fourth presentation Heat Transfer Enhancement 

for Nucleate Boiling with Microlayer Evaporation 

on Micro-pillar Arrayed Surface given by 

Jinming Zhang (Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf, 

HZDR) firstly the numerical method using the 

PHASTA solver was described to predict two-phase flow 

and heat transfer. The DNS simulations are able to 

predict the microlayer formation and evaporation 

under consideration of the bubble growth based on 

local temperature gradients. Mr. Zhang presented that 

three different microlayer morphologies could be 

observed: the undisturbed microlayer, the disturbed 

microlayer and the disrupted microlayer. In the DNS 

simulations different dependencies for these morphologies 

could be identified. These dependencies gave a 

detailed inside into the mechanisms of enhanced heat 

transfer by the structure of the surface in nucleate 

boiling. Finally, he proposed x-ray supported experiments 

to evaluate the findings of the DNS simulations. 

The fifth contribution to this session titled Effect of 

Bulk Condensation on Containment Atmosphere 

Mixing was given by Allen George (Forschungszentrum 

Jülich). After introduction of the necessity 

of bulk condensation in the containment for safety 

issues like pressurization the methodology for the 

simulation with OpenFOAM-based ‘containmentFOAM’ 

CFD package was shown. The focus was on the modelling 

of phase change, fog transport and population 

balance. Mr. Allen also pointed out the importance of 

model verification and validation against suitable 

experiments. The results of the validation of the model 

improvements/implementation against THAI HM-2 

show the impact of bulk condensation on e.g. the density 

change because of the latent heat release and the 

mixture composition change. In contrast to wall condensation 

the effect bulk condensation on water/steam 

balance was smaller. Finally, Mr. Allen concluded that 

the implementation is efficient and robust in the used 

CFD approach which could be used for more application-oriented 

cases. 

Gürel Özesme (Karlsruhe Institute of Technology, KIT) 

gave the last presentation of the session with the title 

Impact of the boundary conditions and buoyancy 

on turbulent heat transfer at supercritical pressure: 

LES study. Firstly, the specialties of the material 

properties and their changes for supercritical pressure 

and their impact on the heat transfer were pointed out. 

To investigate these changes and impact in case of a 

horizontal flow large-eddy simulations (LES) were 

carried out and compared to direct numerical simulations 

(DNS). The results show that LES can qualitatively 

and with some deviations quantitatively reproduce the 

results of the DNS simulations. Mr. Özesme con cluded 

that for supercritical flows numerical experiments can 

support the understanding of the turbulent heat transfer. 

For further work the application of real geometries 

of components was identified. 

Part 3 

The third set of presentations was chaired by Florian 

Krist (Young Generation Kerntechnische Gesellschaft) 

and Thomas Mull (Framatome). 

The first presentation titled Sustainable development 

of CFD software for the modelling of reactor cooling 

circuits was given by Ronald Lehnigk (Helmholtz 

Zentrum Dresden-Rossendorf, HZDR). Mr. Lehnigk 

started recapitulating that computer codes, parti cularly 

CFD codes, are becoming more and more important for 

investigations into reactor safety research. A wellrecognized 

CFD tool is the open-source software 

provided by the OpenFOAM Foundation. For such opensource 

codes in the context of reactor safety research, 

quality assurance plays a basic and pivotal role. All 

code extensions from different sources must be kept 

compatible with updates and the whole, permanently 

growing code system must be subject to continuous 

validation. To this end, in Germany Helmholtz’s 

Federate IT Services have provided the GitLab Authority 

“Helmholtz Codebase”. The processes on the basis of 

which it is working for were described. This platform 

offers various software installation options, which are 

suitable for a variety of end user systems. 

The second contribution dealt with the assessment of 

external impact onto buried infrastructures in the 

context of modern concepts for nuclear facilities to 

be located completely or partly underground. Lars 

Heibges (RPTU University of Kaiserslautern-Landau) 

reported on Numerical and empirical approaches 

to quantify the protective effect of soil. He analysed 

different guidelines and standards for the assessment 

of projectile impact into soil. Then he compared the 

different approaches, the results of which are scattering 

significantly, to current experimental test data and 

presented own numerical investigations. In order to 

properly model key nonlinear effects he developed a 

novel combined solution using a discrete element 

method (DEM) for the soil and a finite element method 

(FEM) for the projectile. His combined model provides 

realistic estimations for the penetration depths and 

hence leads to proper assessment for the protective 

effect from the soil. 

Third speaker was Lukas Helm (RPTU University of 

Kaiserslautern-Landau). He presented a Comparative 

Analysis of Direct Methods for Deriving Floor 

Response Spectra from Ground Response Spectra in 

Vol. 69 (2024)

28 

 


the context of nuclear facilities seismic safety. There 

are two main approaches to calculate floor response 

spectra, time-history analysis and direct calculation 

from ground response spectra. Mr. Helm’s study compared 

different methods for the calculation of such 

floor response spectra with the spectra-to-spectra 

method, including the present European and German 

standards as well as an approach of Yasui et al. from 

1993. The comparison was accompanied by numerical 

simulations and revealed significant differences. 

The results contribute to the understanding of the 

applicability of the direct calculation method in the 

seismic analysis of structural systems. The Yasui 

approach leads to results which are closest to those 

of numerical calculations but they overestimate 

maximum amplitudes in the resonance region significantly. 

The author recommended further investigation 

and analysis. 

Lars Ackermann (Framatome) reported on Optimizing 

Shielding Fuel Assembly Design. A major limiting 

parameter for extension of the lifetime of many NPPs 

is the neutron fluence of the reactor pressure vessel. 

Moreover, new requirements on flanges may require 

including them into corresponding neutron flux 

management considerations. Framatome’s shielding 

fuel assemblies reduce the neutron flux in critical 

locations, while the reactor power can be kept at full 

level or even be increased. The shielding effect is 

generally achieved by replacing outside-oriented fuel 

rods (or parts of them) by rods (or rod parts) with 

non-fissile material. Several years of experience and a 

corresponding evolution of shielding fuel assembly 

designs allow customization and optimization of the 

shielding factor and correspondingly of the operation 

flexibility. Modifications in radial and axial design as 

well as different levels of enrichment are key features 

of this solution. Locally, factors of 5 to 7 can easily be 

achieved today and for both, design and licensing there 

is plenty of experience. 

Bruno Miglierini (Framatome), last speaker in this last 

part of session TS1, presented the state of the art of the 

Development of VVER Fuel Engineering Services at 

Framatome. In the frame of the diversification of the 

VVER fuel market, Western vendors are developing 

sovereign and independent solutions for this particular 

nuclear fuel design. Framatome has been developing 

corresponding fuel engineering services, too. The 

development of VVER fuel engi neering services is progressing 

based on various European respectively inhouse 

calculation codes and advanced methodological 

approaches. The deployment of these capabilities also 

enables their use for back-end activities such as decay 

heat calculation, fissile material composition assessment 

and the analysis of thermo-mechanical fuel 

rod behaviour during dry storage. Mr. Miglierini 

described several applications, com pri sing full core 

simulation including neutronics, thermal hydraulics 

and thermomechanics, fuel assembly bow predictions 

and others. 

International Trends and Development 

Dr. Kai Kosowski 

PreussenElektra 

Dr. Andreas Schaffrath 

Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit 

Dr. Tatiana Salnikova 

Framatome 

Dr. Walter Tromm 


The session International Trends and Developments 

consisted of two parts with six presentations each. 

Both parts were well attended, with between 50 and 

100 participants, and provided interesting topics. 

Tatiana Salnikova 

Session Chair 

The first set of presentations was chaired by Andreas 

Schaffrath (Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicher 

heit (GRS)) and Walter Tromm (Karlsruhe 

Institute of Technology, KIT) and dealt with Micro- 

(MMR) and Motel Salt Reactors (MSR). The second set of 

presentations was chaired by Kai Kosowski ( Preussen 

Elektra) and Tatiana Salnikova ( Framatome) and dealt 

with new, innovative nuclear technologies and trends. 

Below a summary of the content of all twelve contributions 

is given. 

Part 1 

Andreas Schaffrath (Gesellschaft für Anlagen und 

Reaktorsicherheit (GRS)) und Jörg Starflinger (University 

of Stuttgart, IKE) opened the first set of presentations 

with an overview lecture titled Development and 

validation of a calculation chain for the simulation 

of so-called Micro Modular Reactors. Here the structure 

and first results of the research alliance MISHA 

(Modelling of Innovative Micro Modular Reactors 

(MMRs) with potassium filled Heat Pipes with the 

nuclear simulation chain of GRS) were presented. This 

alliance if funded by the Federal Ministry of Education 

and Research (BMBF) and will enable the two project 

partners to carry out own independent safety analyses 

of MMRs and to evaluate their safety concept and risks 

during operation and transport. The background of this 



29 

project is, that MMRs are currently being developed in 

various countries to replace diesel generators in both, 

civilian and military contexts. MMR designs can be 

transported by trucks, ships and airplanes and can be 

set up and put into operation, shut down, dismantled 

and transported to other locations in just a few days. 

Transport through German territory (e.g. airspace) or 

operation in the immediate vicinity of Germany is a 

plausible scenario in the medium term. As incidents 

and accidents cannot be excluded, independent national 

expertise is required to evaluate these designs. In 

the frame of this research alliance four PhD thesis (two 

at IKE and GRS each) shall be created in which open 

key issues relating these reactors are addressed and 

resolved. This includes inter alia neutron kinetic of the 

core and necessary improvements and validation of 

the GRS code FENNECS, the improvement of the thermohydraulic 

code ATHLET as part of the AC² code system, 

the construction, manufacturing and testing of 

potassium heat pipes and the ATHLET improvements 

of simulation of air and supercritical cooling loops. 

Each of these previously mentioned topics was deepened 

in a further presen tation or poster session. 

Subsequently, Norman Dünne (University of Stuttgart, 

IKE) reported on the Neutronic modelling of the 

Special Purpose Reactor MMR with SERPENT as a 

part of the MISHA project. Mr. Dünne created a 

detailed model of the Los Alamos National Laboratory 

(LANL) Special Purpose Reactor (SPR) in SERPENT. 

Afterwards the model was tested for several configurations 

of the control drums as well as the central 

control rods and results were compared with computational 

results published by the Idaho National 

Laboratory (INL) for the same cases INL. While 

reactivity values for the case ‘all poisons out’ agree well 

with the INL results, whereas the cases applying 

the absorber objects showed comparatively larger 

deviations. Especially the control drums prove to be 

challenging to model accurately, resulting in significantly 

increased reactivity and reduced shut-down 

margins. However, the reactivity remains below the desired 

margin of 5% stated by INL. Mr. Dünne continued 

that the macroscopic cross-sections cal culated with this 

model will be used in further simulations with the 

codes FENNECS and ATHLET as part of the MISHA 

project and that the results obtained from SERPENT 

will be used as reference data for core parameters. 

Ruggero Meucci (University of Stuttgart, IKE) presented 

in Advancing Micro Modular Reactor Safety: 

Experimental analysis on Liquid Metal Heat Pipe 

Prototypes in the MISHA Project first results of 

constructing and testing full-size nuclear-grade hightemperature 

heat pipes and a Heat Pipe Tester (HPT). 

The HPT, designed with modular flexibility, facilitates 

testing of heat pipes of varying lengths and diameters 

under different conditions, enabling comprehensive 

performance evaluation and advancing the understanding 

of heat pipe efficiency in diverse applications. 

All materials needed for their construction have been 

procured and the assembly process is ongoing. The HPT 

design make possible to set working temperatures or 

working linear heat flows, while providing a suitable 

cooling on the condensation side and a continuous 

estimation of thermal losses along the tester. Once 

operative the HPT will enable to record the heat transport 

performances of multiple heat pipes at different 

working temperatures, at different tilting angles and 

with longer or shorter evaporation and condensation 

zones. In short, a wide range of experiments will be 

possible in which the limits of various heat pipes can be 

reached safely. Also, the realization of three heat pipe 

prototypes will make possible to assess the efficiency 

of well-known wick structures in applications that 

require long heat pipes. 

Jakub Bronik 

University of Stuttgart, IKE 

Jakub Bronik (University of Stuttgart, IKE) provided 

an overview about his own Experimental investigation 

of the heat transfer at and post critical heat 

flux in CO₂ flow at high subcritical pressures. 

Basically, supercritical fluids, such as water or CO₂, 

have promising properties for advanced nuclear 

reactor systems. For the safety assessment of thermohydraulic 

systems using these fluids, a deep understanding 

of heat transfer in the transcritical pressure 

range is crucial, especially during startup, shutdown, 

or loss-of-coolant accidents. Despite extensive research 

at reduced pressures below pr = p/p crit = 0.7, data above 

this ratio up to the pseudocritical pressure is limited. A 

comprehensive experimental study was conducted by 

Mr. Bronik at the SCARLETT facility, focusing on critical 

heat flux (CHF) and post-CHF heat transfer characteristics 

of CO₂. Two 2-meter-long tubular test sections with 

6 or 10 mm diameter and detailed instrumentation 

yielded results under vertical upward flow conditions, 

providing data for dry-out and departure from nucleate 

boiling mechanisms, CHF limits, and post-CHF heat 

transfer coefficients. The transition from bubble boiling 

to film boiling was observed, causing a significant rise 

in wall temperature. While from experiments in 6 mm 

pipes at different pressures revealed an approximately 

linear correlation between CHF and mass flux, the 

Vol. 69 (2024)

30 

 


experiments in the 10 mm pipe showed slowed increase. 

In 10 mm pipes, CHF performance at pr = 0.8 

surpassed that at pr = 0.7. 

The next two presentations dealt with so-called Molten 

Salt Reactors (MSRs). First Marco Viebach (Technical 

University of Dresden, WKET) lectured on NAUTILUS: 

Experimental Methods for investi- gating innovative 

approaches to nuclear waste. The project aims 

to contribute to the understanding of innovative 

approaches to nuclear waste management and reactor 

safety. For this purpose, the Research and Training 

Reactor AKR-2 at TU Dresden is used to develop 

experimental methods to determine nuclear data, 

which involve spectrum measurement, the pile 

oscillator and neutron transmission. Focusing on 

chloride base molten salt fast reactors, these methods 

will be used to investigate the cross sections of chlorine 

and the impact of an enrichment in chlorine-37. The 

gained data is used in downstream simulations of 

these reactors to elaborate on the meaningfulness and 

the safety of the operation of these reactors as nuclear 

waste burners. 

Wilfried Hahn 

Copenhagen Atomics 

Last Wilfried Hahn (Copenhagen Atomics) presented 

a concept of a Thorium molten salt Reactor as Breeder. 

According to his explana tions the goal is to be able 

to construct one reactor per day. Copenhagen Atomics 

(CA) assumed energy prices of 2 cents per kwh in serial 

production and small materials use. CA’s business 

model envisages financing, building, owning, operating 

the reactors on the customer site and decommissioning. 

Blanket salt, fuel salt, heavy water and the outer 

cocoon of the so-called onion core can be used for 50 

years or more. The materials inside the reactor core get 

damaged by neutrons and corrosive salt and will be 

replaced every 5 years. This reactor can also use waste 

from classical nuclear reactors and get 10 times more 

out of their spent nuclear fuel than what the first reactor 

was able to extract. The waste left behind needs to 

be stored above ground for 300 years vs. 100.000 years 

of expensive deep geological storage for the traditional 

waste. 

Part 2 

In the first contribution of second set of presentations, 

Robert Altschaffel (Otto-von-Guericke University 

of Magdeburg, ITI) addressed the growing threat of 

cyber-attacks in his presentation Fingerprints of the 

network behavior of control technology for the 

evaluation of safety mechanisms and described the 

difficulties in evaluating safety related systems. His 

approach aimed at using synthetically generated 

network traffic for evaluation purposes with dummy 

data segments that have no harmful effects. The 

presentation provided conceptual ideas for generating 

a comprehensive, plant-specific pattern of communication 

within a control system. 

In the second contribution of the session, the topic of 

cyber-attacks was addressed again, but from a different 

perspective. In the presentation Machine learning in 

nuclear industries: anomaly detection, Romarick 

Yatagha (Framatome) explained to what extent artificial 

intelligence (AI) systems can be used also in the 

field of nuclear technology and what potential they 

must have. Improving the efficiency of monitoring systems 

is one aspect, but trust in AI is the fundamental 

prerequisite for implementation in security systems of 

critical infrastructure, stated the young scientist. Using 

an example of a small test rig with several liquid tanks, 

pipes, valves and sensors, he described what contribution 

machine learning can make in terms of detecting 

anomalies in physical systems caused by insider threats 

and/or from external cyber-attacks. The study showcased 

a novel model for detecting anomalies in physical 

systems with cyclical processes, emphasizing the 

importance of explainable AI in ensuring comprehensibility 

and trustworthiness of AI systems among operators. 

The next contribution dealt with cyber-attacks as well, 

but from the perspective of preventive measures. 

It examines the question of how to avoid manipulation 

at replaceable hardware. Erkin Kirdan (Framatome) 

presented in his talk Detectiv physical controls for 

NPPs, interim storage an innovative security solution 

that protects hardware components of instrumentation 

and control systems, such as plug-in cards in switch 

cabinets, against manipulation by using tamper-proof 

stickers. The risk of unauthorized physical replacement 

of plug-in cards is reduced and the associated possible 

introduction of cyber malware into the instrumentation 

and control systems of facilities of the critical infrastructure 

can be avoided preventively. General overall 

safety and operational reliability are improved. 

In the fourth presentation of this session, we left the 

topic of cyber security and focused on components. 

In the presentation Additive manufacturing – innovative 

manufacturing process! Revolutionary 

component manufacturing in nuclear technology?, 

David Lauer (KSB) illustrated new possibilities for 

manufacturing using 3D printing processes. Beside the 

challenges involved in qualifying components, he 



31 

Decommissioning & Waste Treatment 

Frank Apel 

Kerntechnische Gesellschaft 

Thomas Seipolt 

NUKEM Technologies Engineering Services 

Dr. Anke Traichel 

EWN Entsorgungswerk für Nuklearanlagen 

The session Decommissioning & Waste Treatment 

was moderated by Anke Traichel (EWN), Frank Apel 

(KTG) and Thomas Seipolt (NUKEM) in alternating 

compositions. 

David Lauer 

KSB 

reported current applications, advantages and future 

prospects of additive manufacturing in the context of 

nuclear applications. This new type of manufacturing 

technology has great potential to change component 

manufacturing in nuclear technology. 

In the fifth presentation, we left the technology behind 

and devoted attention to regulatory issues. In his 

presentation, Christian Raetzke (independent lawyer) 

examined the Challenge of regulating SMRs from a 

legal perspective. SMRs offer the prospect of opening 

areas of application that have previously been closed 

to nuclear energy. However, the basic approach, 

according to which these reactors are to be built both 

modularly and in a standardized manner in factories 

and only assembled on site, is probably the greatest 

challenge. Standardization of the design and an 

abandonment of having to conduct new licensing procedures 

in each country is essential for such a concept. 

Therefore, harmonization of national requirements 

and the introduction of an internationally recognized 

operating license are of crucial importance. 

In the last contribution of this session, Laser-based 

nuclear fusion and a spin-off technology for nondestructive 

intermediate level nuclear waste 

container inspection, Marc Zimmer (Focused Energy) 

took the audience on a journey into the nuclear fusion, 

specifically laser-driven inertial confinement fusion. 

On the path of investigation and research for solutions 

for a fusion power plant, technologies developed so far 

can be used nowadays to drive innovations apart from 

the original goal “ fusion power generation”. One of this 

spin-off technologies are laser-driven radiation sources. 

Dissociated from fusion research, this laser-driven 

technology enables the non-destructive testing and 

characteri zation of heavily shielded objects such as 

containers for low and medium-level radioactive 

waste. 

Part 1 

The technical sessions about Decommissioning & Waste 

Treatment within the nuclear engineering tasks 

were kicked off by Hans-Georg Willschütz (Preussen 

Elektra) giving a presentation on Steps towards 

releasing the containment vessel in KKS. Here, 

Mr Willschütz outlines the final steps taken by the 

Stade Nuclear Power Plant (KKS), which was shut down 

in 2003, on the way to being released from the German 

Atomgesetz. A key part of this process is the preparation 

of radiological clearance of the containment vessel 

and all other components remaining in the reactor 

building until conventional demolition, as well as the 

approval of clearance in accordance with the German 

Strahlenschutzverordnung. A specific procedure was 

developed for the particular situation in the KKS and 

special technical solutions were applied which made it 

possible to carry out inspections, cleaning and stripping 

work as well as measurements at great heights 

and in large, narrow gaps. The presentation illustrated 

the initial situation in KKS, the procedure and the specific 

technical solutions used along the way. These included, 

among other things: the dismantling of the 

entire building structures within the containment. In 

parallel, the so-called „standard“ building 

decontamination and clearance (German acronym 

GeDuF) took place. Following this, the demolition of the 

two former control area buildings will be applied for. 

In summary, the current measurements show that 

these building structures are ready for clearance. 

The next contribution was presented by Bastian 

Weinhorst (Safetec). Under the title Material 

clearance measurement under the influence of 

naturally occurring radioactive material, a study 

was carried out on the application of the simulation 

software SIStec for large clearance monitors (LCM). A 

novel approach was presented to consider the contribution 

of naturally occurring radioactive nuclides 

(NORM) when analysing measurements by an LCM. The 

combination of functions of the software used enables 

an accurate estimation of the NORM contribution and 

thus the residual activity due to contamination or activation 

of the material. This is particularly important 

during the decommissioning of nuclear power plants, 

which entails a large amount of material that must 

be disposed of, released, or permanently stored. For 

Vol. 69 (2024)

32 

 


Bastian Weinhorst 

Safetec 

example, the release procedure must be sufficiently 

short and therefore the measurement of the radioactivity 

of each individual piece of waste must be optimized. 

LCM are used for this pur pose. However, sample 

preparation is time-consuming. This is where the application 

of the software shows its strength. The complexity 

of each process step is reduced and shown more 

realistically. This includes the calculation of the amount 

of activity. In the case where the sample itself contains 

NORM, such as concrete, the power of combining the 

capabilities of SIStec Basic and SIStec Pro was demonstrated 

to take the NORM nuclides into account when 

calculating the characteristic limits. Thus, the SIStec 

software was used to conduct a study on the contribution 

of NORM nuclides to LCM measure ments. It was 

very well illustrated how the new approach shows great 

advantages for the clearing material compared to 

the standard approach. 

Prof. Uwe Hampel 

Technical University Dresden, PBM 

Uwe Hampel (Technical University Dresden, PBM) outlined 

with his contribution Measurement techniques 

for the analysis of contaminated concrete structures 

in the containment of pressurized water reactors 

during plant decommissioning the results of the 

KOBEKA project, which is being carried out as part of 

the BMBF-funded FORKA program. The consortium is 

working on the development of innovative measurement 

techniques for the in-situ analysis of concrete 

structures regarding potential contamination as well 

as its handling. A major challenge in the dismantling 

of nuclear power plants is the handling of concrete 

structures within the nuclear control area, which 

initially has to be considered as radioactively contaminated 

per se. As part of the KOBEKA project, softwarebased 

options for visualizing sampling data in connection 

with the dismantling of nuclear power plants are 

being investigated. Technologies for contamination 

detection and determination of the nuclide vector are 

being developed. Furthermore, the focus is on determining 

the moisture and porosity of the concrete 

matrix and the presence of boron compounds. Tools 

for mapping and electronic documentation of the 

findings are also being developed. With more profound 

knowledge of the distribution of deeply penetrated 

contamination, the dismantling can be carried out in 

such a way that the processing effort is reduced, and 

the amount of radioactive waste is minimized. The 

Stade nuclear power plant (KKS) serves as an example 

for the investigations. The aim is to incorporate all the 

data required for further evaluation on the spatial 

location of the sampling point, the characteristics of the 

sampling and later the measurement results into a 

common documentation and mapping system. This tool 

can be used to visualize the sampling locations in a 

3D model of the nuclear power plant. This gives users 

an overview of the locations and distribution of the 

samples. 

Valentin Vierhub-Lorenz (Fraunhofer-Institut für 

Physikalische Messtechnik IPM) presented the topic 

Laser-based measurement system for the detection 

of subsurface anomalies. In the context of the decommissioning 

of nuclear power plants, the focus was on 

the safe and responsible disposal of radioactive materials 

while minimizing environmental impacts. Based 

on an accurate and comprehensive digital representation 

of the plant‘s infrastructure, Building Information 

Modeling (BIM) plays a crucial role in this process by 

ensuring efficient planning, risk assessment and project 

coordination during the decommissioning phase. 

The paper presented a laser-based measurement system 

for detecting subsurface anomalies such as delaminations 

and cavities, but also features such as anchor 

plates that are often not visible on the surface. The 

system is intended to help generate Building Information 

Modeling-compliant data from nuclear power 

plants for the decommissioning phase. This can help 

with the risk assessment of nuclear waste disposal sites 

as well as the monitoring and safety assessment of nuclear 

waste repositories. The system used provides 3D 

data of the measured surfaces, which can be adapted 

to any reference frame and blended, for example, with 

a 3D model of a laser scanner. In the future, detailed 

studies and optimization of the system, also with the 

implementation of neural networks, will be generated 

for specific application scenarios. The goal is to implement 

the measuring system in a robot platform that 

enables remote-controlled or even fully autonomous 

inspection. 



33 

In the contribution entitled Influence of innovative 

nuclear dismantling methods on suspended matter 

filter systems, Marco Sauder (Krantz) brought up 

the topic of new dismantling methods in connection 

with influences on existing or proven suspended 

particle filter systems. This concerns, for example, the 

use of laser systems for surface cleaning or dismantling 

components or the extraction of fine dust such as 

graphite or toxic substances such as materials containing 

asbestos. These innovative methods involve 

unknown risks, as it is initially not possible to predict 

what type of particles will be generated and whether 

these can be safely retained with the proven systems. 

Field studies and laboratory tests have shown that 

the suspended matter filter systems must be partially 

adapted in order to be used for the new methods. 

Due to the unknown properties of the dust generated 

during laser cutting and laser ablation as well as when 

removing graphite dust from the air stream, case 

studies and field studies were carried out to examine 

the effects on cleanable filter systems. In conclusion, 

the case studies and inactive tests conducted show that 

the RHF type cleanable filter system is a suitable system 

for the finest particles as well as for harmful particles 

such as asbestos. 

This session concluded with Prathiba Yadav (University 

of Stuttgart, IKE) giving a talk on Application 

of Weight Parameters generated via Recursive 

Monte Carlo Method for Optimized Shielding 

Calculations. The main focus here was on the 

challenges of using Monte Carlo calculations for radiation 

protection analysis. Complex shielding scenarios 

often lead to unreliable results due to insufficient 

particle sampling. This requires improving the 

efficiency of analogue Monte Carlo simulations. This 

can be achieved using the variance reduction 

techniques offered by the MCNP code, particularly 

the weight window method for optimizing shielding 

calculations. For complicated shielding cases, an 

automated code called TRAWEI was developed that 

uses the recursive Monte Carlo method to generate 

optimal weight parameters in a single run, thus 

reducing computation time. In the contribution, 

TRAWEI generated weights and MCNP results using 

TRAWEI generated weights have been compared 

with those using MCNP‘s weight window generator 

by using a simple reactor model. The conclusion is 

that weight windows are one of the powerful variance 

reduction techniques. The performance of TRAWEI 

code was verified in various test cases and it showed 

superior performance compared to conventional 

weight generation tools. This novel development 

owns the potential to improve calculations for deep 

pene tration shielding and facilitate future decommissioning 

studies. The plan is to integrate this variance 

reduction tool into MCNP simulations. The related 

research aims to significantly improve the reliability 

and safety of nuclear reactors and underline 

the crucial role of advanced simulation tools in nuclear 

engineering. 

Tanzila Nurjahan 

Technical University Dresden 

Part 2 

In the contribution entitled In-situ Moisture 

Measuring in Concrete Structures on Nuclear 

Peak Buildings during Decommissioning, Tanzila 

Nurjahan (Technical University Dresden, PBM) 

reported on the challenges that arise when measuring 

contamination in inaccessible places on concrete 

structures. The classic methods - drilling samples and 

their laboratory analysis – quickly reach their limits 

here, both in terms of time and cost as well as the 

quality of the evidence. However, the early detection 

and characterization of contamination of concrete 

structures is essential for estimating disposal paths. 

The suitability of „Electrical Impedance Spectroscopy“ 

(EIS) for measuring moisture was tested and proven as 

part of the KOBEKA project - embedded in the BMBFfunded 

FORKA program. The method is to be further 

developed and refined in future project phases. 

Lotte Lens (Mannheim University of Applied Science) 

introduced the topic of Characterization and Decontamination 

of irradiated Reactor Graphites and the 

relevance of the topic for Germany – the graphite from 

the various research reactors in Germany takes up 

practically the entire approved C-14 inventory of the 

Konrad storage facility without further treatment. She 

pointed out the difficulties in obtaining reliable data 

on the condition of the graphite and illustrated ways of 

characterizing it using Monte Carlo simulation. In 

addition, Ms. Lens presented two pro mising methods 

for decontamination of the graphite, which will be 

examined for their suitability in the further course of 

the project. 

The contribution entitled Characterization of Irradiated 

Graphite Samples using destructive and 

non-destructive Methods by Lorie Meunier (Mannheim 

University of Applied Science) follows directly on 

from the previous presentation and describes proven 

destructive and non-destructive methods showing 

potential for characterizing of active graphite. A combination 

of gamma spectrometry and measurement of 

beta radiation from the main nuclides H-3 and C-14 

using “Liquid Scintillation Counting” (LSC) has shown 

to be a promising solution for determining essential 

Vol. 69 (2024)

34 

 


characteristics of graphite. Further findings are to be 

obtained in later project phases. 

Melanie Müßle‘s (Karlsruhe Institute of Technology, 

KIT) presentation Digitalization of spatial data 

acquisition for the clearance of buildings brought 

to the attention of a relevant but rare topic. Although 

up to 400,000 m² of concrete surfaces must be considered 

for clearance during the dismantling of a 

German nuclear power plant, the spatial data is still 

collected manually. Automated or semi-automated 

recording not only saves time and dose, but also 

minimizes data errors. With sophisticated Building 

Information Modelling (BIM), the necessary tools are 

available, and with suitable thermal sensors as part of 

the ViSDeMe project, „hidden“ objects such as anchor 

plates covered by concrete can also be identified and 

considered. Further findings will be gained in the later 

project phases up to mid-2025. 

Melanie Müßle 

Karlsruher Institut für Technologie 

In the presentation entitled Automated non-destructive 

internal corrosion detection on radioactive 

drums, Tania Barretto (Karlsruhe Institute of Technology, 

KIT) reported on the results of the ZIKA project, 

which is part of the BMBF-funded FORKA program. The 

need for long-term storage and the associated regular 

inspection of the condition of filled drums suggests 

automation in view of the effort and costs involved, 

which is why various well-known non-destructive 

methods such as thermographic examination, ultrasonic 

testing, laser vibrometry, eddy current testing 

and magnetic flux leakage measurement were compared 

and tested for their suitability as part of the 

project. The project is still in its early stages – the most 

suitable method will now be selected, the test unit will 

be completed, and the suitability of the overall system 

will be demonstrated. 

The session concluded with Eric Rentschler‘s (Karlsruhe 

Institute of Technology, KIT) presentation 

Development of a Decontamination Tool for inner 

Edges and Corners (EKONT-2), in which he addressed 

the problems of decontamination of difficult-toreach 

areas. Tests have shown that simple but 

well-thought-out adaptations to classic tools can 

make handling significantly easier. As the project 

progresses, the reduction in weight, dimensions and 

noise levels will not only increase work safety, but also 

efficiency. 

Part 3 

Christoph Klein (NUKEM Technologies Engineering 

Services) presented the FREMES system, which can 

characterize and sort both radio logical and chemical 

contamination in soil. This system com bines 

gamma-ray spectrometry with optical charac terization 

and AI-assisted data evalua tion. It offers a non-destructive 

method for analyzing contaminated sites and 

supports decision-making through com prehensive 

data. The FREMES system is con tinuously being 

developed to detect a wider range of chemical contaminants. 

NUKEM has set up a test and demonstration 

facility to optimize the system‘s performance and 

ensure its reliability in real-world scenarios. The 

system can analyze and sort large amounts of soil and 

construction waste in real time, leading to efficient and 

cost-saving remediation of contaminated sites. The 

current extension of the system includes the integration 

of optical sensors to detect hydrocarbons, heavy 

metals and organic compounds. This extension enables 

simultaneous analysis of both nuclear and conventional 

contamination. The validation and optimization 

of the extended system is carried out through a 

dedicated test program focused on the measurement 

of hydrocarbon contents in the soil. NUKEM plans to 

present the results of this program to the scientific and 

industrial community soon. The FREMES system 

promises to significantly improve efficiency and 

accuracy in environmental management practices, 

thus minimizing environmental impacts. 

Marcus Trempler (Siempelkamp NIS Ingenieurge sellschaft) 

reported in his presentation Fort Calhoun 

Decommissioning and Demolition Project on the 

decommissioning of the American Fort Calhoun NPP, 

which was shut down in October 2016. NIS undertook 

the segmentation of the reactor pressure vessel, 

which was approximately 10 meters high, 4 meters in 

diameter and weighed 203 tons. The segmentation 

process began with preparing the reactor for lifting, 

including cleaning the bolt holes, removing the sealing 

ring and neutron shield, and separating the nozzles. 

The reactor was then lifted using a strand jack system 

to remove the insulation. The insulation panels were 

removed using a hydraulic robot and a hydraulic 

gripper and packed for disposal. The last phase involved 

segmentation of the reactor vessel. Flame cutting 

equipment was used to cut the flange part of the reactor 

into six segments. These segments were then packed in 

special shielding boxes. The core of the reactor was 

divided into 36 segments and packed. The project 

ended successfully and safely with the removal and 

disposal of the bottom cap. 



35 

Dirk Bender (Orano Decommissioning Services LLC) 

talked in his presentation Optimized segmentation of 

the Crystal River Unit 3 about decommissioning and 

dismantling of the Crystal River Unit 3 (CR3) pressurized 

water reactor in October 2020. This work was carried 

out as part of a joint venture with NorthStar Group 

Services under the name “ Accelerated Decommissioning 

Partners”. This was the first time that the 

patented “Optimized Segmentation” process was used. 

The reactor, which began operation in 1976 and ran 

until 2013, was originally operated by Duke Energy. 

Optimized Segmentation enabled efficient disassembly 

of the reactor internal structure into two main categories: 

GTCC (greater than Class-C) components, which 

were temporarily stored in NUHOMS ® dry systems, and 

LLW (Low-Level Waste) components, which were 

packaged in the empty reactor pressure vessel (RV). The 

reactor pressure vessel and the structures remaining 

within were poured with a special concrete mix to form 

a stable monolith structure. This monolith structure 

was then divided into three segments and packed in 

custom made containers. This approach minimized the 

number of transports required and made the work 

more efficient. Only four containers were needed to 

transport the radioactive waste, which significantly 

reduced the risks and costs. The material was then 

transported to the disposal site in Texas. The successful 

application of this method showed how innovative 

techniques in the field of nuclear power plant decommissioning 

can both increase safety and increase 

efficiency. 

Dr. Klaus Büttner 

Framatome 

Klaus Büttner (Framatome) contribution Waste 

Management in Small Modular Reactors: is it 

receiving enough attention? dealt with a research 

project to analyze and improve waste disposal in Small 

Modular Reactors (SMR). SMRs are gaining interest 

worldwide as they provide a safe, flexible and reliable 

energy source while requiring lower initial investments 

and shorter construction times. Despite 

these advantages, waste disposal has often been 

neglected in the design phase, which can lead to inefficient 

solutions later. The project started with a 

comprehensive literature study and the investigation 

of 80 SMR designs. Five main types of reactors were 

identified: pressurized water reactors (PWR), boiling 

water reactors (BWR), high temperature reactors 

(HTGR), molten salt reactors (MSR) and lead fast 

reactors (LFR). These reactor types cover a wide 

spectrum and are at different stages of development, 

from operational plants to projects in the design phase. 

Framatome is pursuing two approaches to improve 

waste management: adapting existing technologies 

for water-cooled reactors and developing innovative 

solutions for non-water-cooled and fast reactors. For 

the water-cooled reactors, several proven processes are 

already available, such as treatment of solid waste 

( sorting, drying, compaction), liquid waste (evaporation, 

filtration, centrifugation, drying) and waste 

solidification (cementation). New solutions are being 

developed for non-water-cooled reactors, such as MSR 

and LFR, and fast reactors, which impose new waste 

management challenges. These reactors are critical for 

closing the fuel cycle and reducing long lived high-level 

radioactive waste. Framatome plans to collect detailed 

information on the physical and chemical properties 

of the primary coolants, estimated waste volumes and 

expected treatment solutions to develop appropriate 

treatment methods. Through this project, Framatome 

aims to raise awareness of the importance of waste 

management in the development of SMRs and to 

further develop its waste treatment solutions to meet 

the future needs of these innovative reactor types. 

In the contribution entitled Dismantling 4.0 – The 

digitalization of nuclear dismantling in Germany, 

Dominik Krupp (Safetec) has taken on the digitalization 

of nuclear decommissioning in Germany. The 

increasing number of decommissioning projects and 

the growing shortage of skilled workers require 

more efficient and robust processes. A key element of 

these efforts is the introduction of the SAIF/VEGAS 

digitalization platform, which is intended to optimize 

the decommissioning process and make it more economical. 

The decommissioning process, in particular 

building decontamination and clearance (German 

acronym GeDuF), is complex and generates large 

amounts of data. The use of a digital twin enables a 

precise virtual representation of the plant that integrates 

geometric, material-related and historical data. 

This data is continuously updated and allows detailed 

and up-to-date planning of the decommissioning 

processes. This leads to an improvement in efficiency 

and a reduction in errors. An example of the benefit of 

SAIF/VEGAS is the software-assisted in-situ measurement 

planning. Traditionally, this required multiple 

plans and manual calculations, which were errorprone 

and time-consuming. With the new platform, 

measurements can be planned and carried out virtually, 

which reduces effort and increases accuracy. The platform 

also enables improved communication between 

the various process participants, as all relevant information 

is available centrally and in real time. SAIF/ 

VEGAS is already being used success fully in several 

Vol. 69 (2024)

36 

 


German nuclear power plants, including Unterweser, 

Grafenrheinfeld and Isar 1. The remaining Preussen- 

Elektra plants, such as Grohnde, Brokdorf and Isar 2, 

will also begin the digitalized GeDuF process in the coming 

years. This digital transformation of dismantling 

contributes to process reliability and increased 

efficiency and helps to overcome the challenges of the 

shortage of skilled workers. 

Within the BERO project as part of the BMBF-funded 

FORKA program, Michael Pfau (Karlsruhe Institute 

of Technology, KIT) talked about Development of 

a sampling system including a quality-assured 

sampling procedure for inaccessible plastic pipelines, 

where plastic pipes can be sampled in their 

installation position in a quality-assured manner. The 

pipes are usually made of polypropylene, PVC or PE and 

are often located deep in the concrete, which makes 

removal difficult. The aim is to sample these pipes in 

their installed position and prepare them for radiological 

clearance without having to remove them. If 

this is not possible, techniques are to be developed to 

efficiently remove the pipes without damaging the 

surrounding concrete. The project is developing a 

demonstration system for quality-assured sampling 

and possible removal of the pipes. The aim is to investigate 

which removal method is best suited to removing 

material without loss and without damaging the 

surrounding structure. In addition, efficient methods 

for removing the pipes without removing concrete are 

being researched. The project is divided into several 

work packages, including the analysis of suitable 

removal methods, the construction of a test bench, the 

development of a carrier system and experimental test 

series. The developed demonstrator will be tested and 

optimized in various test series. The BERO project 

contributes to the further development of clearance 

procedures and disposal techniques in the dismantling 

of nuclear facilities. It provides a practical solution 

for sampling and removing plastic pipelines, which 

enables safer working conditions and more efficient 

clearance procedures. 

Interim Storage & Final Storage 

Dr. Angelika Bohnstedt 


Michael Köbl 

GNS Gesellschaft für Nuklear-Service 

Dr. Jens Schröder (Chair) 

GNS Gesellschaft für Nuklear-Servicen 

The session on Interim Storage & Final Storage was 

divided into two parts. The first part started with four 

presentations on interim storage from safe packaging 

to the robust design of interim storage facilities, which 

were rounded off by two further presentations from 

the Young Scientists Workshop – a perfect fit, since both 

were on the use of myon tomography on transport and 

storage casks. The second part of the session consisted 

of six presentations covering the site selection as well 

as the design and operation of repositories and disposal 

sites. 

Both parts of the session – chaired by Angelika 

Bohnstedt (Karlsruhe Institute of Technology, KIT) 

and Michael Köbl (GNS Gesellschaft für Nuklear 

Service) – were well attended, with between 50 and 

100 participants. 

Part 1 

Robert Schneider (GNS Gesellschaft für Nuklear 

Service) started the first round on interim storage with 

his presentation CASTOR ® geo24B and geo32 CH: 

Establishing a new cask family from experimental 

testing to final acceptance. He gave an overview, how 

GNS developed an all new cask family called CASTOR ® 

geo for customers outside of Germany, relying on the 

established CASTOR ® design principles – monolithic 

cask body made of ductile cast iron (DCI) with machined 

cooling fins, neutron moderator material inside of the 

cask wall and a double-lid sealing system with permanent 

pressure monitoring – while for the first time 

using a modular design platform: To easily adapt to 

different requirements set by national and international 

regulations and guidelines as well as to customize 

both capacities and handling weight for internationally 

established crane capacities, two different 

Robert Schneider 

GNS Gesellschaft für Nuklear-Service 



37 

cask body diameters can be combined with flexible 

heights depending on fuel assembly lengths. 

Standardized lid and impact limiter designs for each 

cask diameter facilitate easy licensing procedures. 

During the applications comprehensive experimental 

tests such as heat load tests, drop tests and even a firstof-its-kind 

missile test had to be carried out. Several of 

these new cask types for both PWR and BWR-fuel 

assemblies (FA) are currently in their licensing phase. 

As the first type of the new cask family, the CASTOR ® 

geo24B has already received its licence, and the very 

first of these casks has been loaded with 24 PWR-FA at 

Doel NPP/Belgium recently. 

The second presentation, given by Frank Schröder 

(GNS Gesellschaft für Nuklear-Service) was again on 

transport and storage casks, but this time focusing 

on their long-term safety and usability. Under the 

title Implementation of Requirements for Ageing 

Management of Transport and Storage Casks under 

Transport Regulations he introduced ageing management 

methods which have gained in importance not 

only due to the prolonged interim storage periods in 

Germany, but also because latest international and 

national transport regulations now also require ageing 

management for “shipment after storage“. For assessment 

of interim storage periods of more than 40 years, 

the main operators of the German interim storage 

facilities BGZ, Essen, and EWN, Rubenow, together with 

cask supplier GNS have initiated various examination 

programs. In a first step, degradation mechanisms and 

ageing processes such as corrosion, abrasion, fatigue 

and changes of material compositions or mechanical 

properties due to thermal or radiation loads as well as 

generation of decomposition gases and their overall 

impact on the performance of the safety functions had 

to be evaluated. Based on this, an ageing surveillance 

program can define measures to ensure that cask 

components and the radioactive contents of the 

package still comply with transport requirements at 

the end of the storage period, prior to shipment. 

Periodical inspections can be part of such a program to 

monitor the performance of a package. To stay up to 

date regarding changes of regulations, in technical 

knowledge or the state of the actual package, a gap 

analysis program has to be established to facilitate the 

renewal of the package design approval and for the 

verification of the validity of existing certificates 

throughout the storage period and for shipment after 

storage. To check accessible cask components before 

the actual shipping, an inspection plan has to be 

prepared. For non-accessible parts, such as metal seals 

or the fuel cladding tubes, BGZ and GNS established 

examination programs considering extended interim 

storage periods. These ageing management programs 

have now already been implemented into current 

package design approvals, facilitating validity periods 

of more than 10 years up to the end of the current 

interim storage period. These combined efforts ensure 

a safe transport of the packages to the final repository 

even for an extended interim storage period. 

André Indenhuck 

WTI Wissenschaftlich-Technische Ingenieurberatung 

Proceeding from packages to structures, the next two 

presentations addressed safety aspects of interim 

storage facilities and buildings. André Indenhuck 

(WTI Wissenschaftlich-Technische Ingenieurberatung) 

introduced Radiological considerations for the 

determination of minimum distances for sites of 

waste and/or fuel element interim storage facilities 

of BGZ. BGZ Gesellschaft für Zwischen lagerung, Essen, 

is Germany’s largest federal operator of interim storage 

facilities for both spent fuel/high level waste and intermediate 

level waste/low level waste. Most of their facilities 

are on-site storage facilities on former NPP sites. 

Due to the progress in the dismantling of the German 

NPP, these on-site storage facilities may require changes 

concerning boundaries of the respective operating 

sites as well as land use plans valid for the surrounding 

area considering workplaces and residential areas or 

possible agricultural use. Irrespective of the specific 

need, site-specific radiological considerations should 

be carried out in future in order to determine minimum 

distances to the respective site. WTI has developed 

a standardized methodology for easy and quick 

site-specific radio logical assessment. Based on all emission 

locations and radiation sources at a site, for all 

relevant scenarios specific areas are determined with 

reference to radiological criteria, within which no publicly 

accessible spaces, workplaces and/or residential 

buildings may be located. These scenarios range from 

standard operations of the facility to beyond-design 

accidents and even malicious acts. 

In his presentation Marcus Ries (Wölfel Engineering) 

described the Design of a transport staging hall and 

its container stacks against external effects from 

earthquakes and blast waves. During the planning 

of a transport staging hall, specific load cases from 

external influences have to be taken into account. 

These include exceptional natural influences such as 

floods or earthquakes, but also man-made effects such 

as blast pressure waves, which are considered beyonddesign 

events. In this particular case, the facility would 

be located close to a river with shipping traffic to a 

seaport. So, for the blast wave, the leading load impact 

scenario was considered to be a gas cloud explosion of 

Vol. 69 (2024)

38 

 


liquefied natural gas (LNG) released from a damaged 

Q-Max LNG tanker. The basis for the verification was 

a quasi-static calculation of the transport staging hall, 

taking into account the two load cases earthquake and 

blast wave. While the earth quake load is specified for 

the site, the explosion pressure wave to be applied was 

essentially determined using the multi-energy method 

for the site specific scenario of a damaged LNG tanker 

with a gas leak. The structural response spectra from 

both events were utilized for stability analyses of the 

container stacks inside of the building. The calculations 

performed proved, that the transport staging hall and, 

in particular, the container stacks inside are stable 

under the two load cases of earthquake and blast 

pressure wave. 

The following two presentations were about Myon 

Tomography and both speakers were candidates for 

the young scientist’s award. Julia Niedermeier 

( Technical University of Munich, NTech) talked in her 

presentation Muography on Spent Fuel Casks: The 

MUTOMAC Project – an Overview about the advantage 

of cosmic muons which, due to the different interaction 

with material of varying density, are used to get 

detailed information about the internal geometry in 

CASTOR V/19 Casks filled with used fuel assemblies. 

The aim of the MUTOMAC (MUon TOMography for 

shielding Casks) project is to differentiate between fuel 

assemblies and dummy assemblies. One challenge was 

the noise generated in the detectors by neutrons and 

gammas. This was solved by horizontal and vertical 

data filtering strategies (e.g. time, space, clustering, 

spatial, temporal filtering) and as result 2/3 of the 

dummy elements were identified. 

Suzanne Eisenhofer (Technical University Dresden, 

PBM) presented in her talk Muon imaging of transport 

and storage casks results from the RIMANUS 

(Innovative Radiation-based Imaging Techniques for 

Nuclear Safety Research) project. In the frame of the 

project one part is about muon imaging of transport 

and storage casks during extended interim storage. For 

the imaging of casks, independent from storage times, 

several questions are relevant. What resolution can be 

obtained and what are the expected measurement 

times. And beside the detector system, possible placement 

locations or geometries, also the right algorithms 

needed for volume reconstruction are important. A 

new approach is that the algorithm splits the muons 

measured into 2 groups, significantly scattered and 

almost not scattered. In the project simulations were 

done with G4Beamline. Another point is a detector 

system with good spatial resolution and angular resolution. 

A new sophisticated and applicable detector 

design based on the multiple drift chamber design has 

been developed and evaluated and will be tested as 

entire system. 

Part 2 

The second part of the session, mainly focussing on 

repositories and disposal sites, was opened with the 

presentation Creating operation manuals for a 

waste management organization by Kaisa Pellinen 

(Fortum Power and Heat). She high lighted that the 

final disposal facility in Loviisa/Finland will be first 

of its kind. Therefor Fortum as operator of the low 

and intermediate level waste facility has to create 

manuals for the three areas – operation, maintenance 

and operational limits and conditions. It has to be 

ensured that the functions of the disposal facilities 

comply with the regulation, the operation will be safe, 

maintenance will be proactive and carefully planned, 

and none of the activities may endanger the nuclear 

safety. For creating respective manuals and instructions 

it is important to acknowledge and take user 

experiences and learnings from operating waste 

disposal facilities into account. The most remarkable 

area for improvement would be the communication 

and information sharing between different interfaces. 

In his presentation Numerical modelling for the 

assessment of exposure via the groundwater 

pathway during the disposal of released (radioactive) 

waste, Alexander Schwardt (TÜV NORD 

EnSys) first gave an overview of the concept of clearance 

(including German Atomgesetz and De minimis-concept 

of IAEA) with a 10 µSv/a criterion. The German Commission 

on Radiological Protection ( German acronym 

SSK) recommends it for the general population for 

exposure via the groundwater pathway. In case of using 

landfilling for disposal of free released compounds, 

using the TÜV numeric groundwater model GWP 

instead of the SSK model of the reference, higher values 

will be reached. Compared to the SSK model the 

groundwater model GWP considers further effects 

like molecular diffusion and mechanical dis persion. 

With these the values for e.g. C-14 can go up to 

130 µSv/a until 8,700 µSv/a in different boxes of the 

model. 

Moving on to the German site selection process for 

a final repository for heat generating waste, Thomas 

Bever (BGE Bundesgesellschaft für Endlagerung) 

reported on The Current status from the perspective 

of the project sponsor. BGE is the federal company 

responsible for the operations of the German final 

repositories as well as the search for a site for the final 

repository for heat generating waste. These wastes contain 

about 99 % of the radioactivity, while they make 

up only about 5 % of the volume of all nuclear wastes 

in Germany. They comprise about 10.100 metric tons 

of heavy metal and additional high level waste from 

reprocessing of German spent fuel. After the restart of 

the site selection process in 2017, all potential host rock 

options were again included in the search: clay, salt and 

crystalline. After in a first step identifying so-called subareas, 

90 areas in Germany in which favourable geological 

conditions can be expected, the current activities 

now involve narrowing down this large expanse of 

sub-areas to prepare a proposal for siting regions for 

surface exploration. 



39 

Accompanying the ongoing search process, BGE has 

already commissioned the development of Concepts 

for disposal packages in crystalline host rock in 

Germany. Amin Bannani (GNS Gesellschaft für 

Nuklear-Service) showed the first results, in his presentation. 

At the beginning of the project, first the basics 

and boundary conditions necessary for the final disposal 

package concept as well as the state of the art in 

science and technology with regard to the final disposal 

of high level waste and spent fuel in crystalline 

host rock had to be compiled. Potentially suitable 

combinations of materials were identified and 

evaluated by technical experts according to suitable, 

science based criteria as part of a utility value analysis. 

The evaluation was then supplemented with a 

sensitivity analysis. Derived from this, a final disposal 

package concept consisting of corrosion-resistant steel 

with a load-bearing layer of unalloyed steel as well as 

a second final disposal package concept made of copper 

with a load-bearing layer of cast iron were favoured. 

In the further course of the project, repository package 

concepts will be detailed on the basis of the selected 

material combinations. 

Marc Roßmüller (BGE Bundesgesellschaft für Endlagerung) 

reported in his presentation Konrad repository: 

Challenges in replacing the guide frame for 

Shaft 1 on the planning of the technical process for 

replacing the guide frame. Replacement is necessary 

due to age-related corrosion damage, because lifting 

forces can no longer be absorbed by the damaged 

old guide frame and the old guide frame is not suitable 

for a cable-guided system (K1 North). The work will 

start with decoating work on cut-off sections and 

the erection of a work and protective frame. Three 

250-300t cranes will be erected above the lower sheave 

platform to dismantle the guide frame. Extensive 

foundation work is required before the new guide 

frame can be erected. The start of the work is planned 

for 1st of July 2025. 

With the presentation Practical Cybersecurity 

Hardening for Interim Storage and Final Disposal 

Facilities of Josef Schindler (Framatome) the session 

was closed. In his introduction he explained the 

challenges in case of decommissioning – an autarkic 

storage facility, completely new physical protection 

and new compliance analysis. Several regulations 

( SEWD-RL IT, SEWD SisoraK, SEWD SisoraSt, BSI 

IT-Grundschutz-Kompendium) have to be followed and 

the implementation is depending on the appraiser. 

Problems are also many suppliers and different 

levels of cybersecurity expertise. The shown complex 

framework needs a guideline – global security. The 

requirements are a clean software source and a 

documentation of every single file and storage media. 

Beside guidance for installation the hardening with 

group policies, network setup and tailoring, and 

the definition of integrity checks is important. The 

Framatome solution is SMITH tool, GUI-based configuration 

of hardening script and reusable configuration. 

As a conclusion the framework was applied and 

submitted to appraiser successfully, it is also adoptable 

to other fields. 

Award ceremony Best Presentation Awards 

fltr. Nicole Koch, Julia Niedermeier, Eric Rentschler, Marcus Trempler, Frank Apel 

Vol. 69 (2024)

40 

 


Best Presentation Award 1 st 

The MUTOMCA Project – 

An Overview 

PRESENTATION 

AWARD 2024 

› Julia Niedermeier 

MUTOMCA (MUon TOMography for shielding CAsks) is an international project to 

explore the feasibility of cosmic muon tomography as a re-verification method 

for safeguarding spent fuel stored in thick-walled self-shielding casks. The project 

uses the unique properties of cosmic muons to differentiate between materials based on 

their density and atomic number. Emphasis is on distinguishing between dummy elements 

and spent fuel assemblies, which exhibit differing densities. This is achieved using two 

CASTOR® V/19 casks: one loaded with a mixed configuration of dummy elements and spent 

fuel assemblies and the other exclusively with fuel assemblies. The measurements are 

marking the first muon measurement of this scale ever conducted in an interim storage 

facility operated by BGZ. The article addresses experiment planning challenges, outlines the 

setup, and presents preliminary data analysis. 

INTRODUCTION 

German nuclear power plants were operated using UO₂ 

or mixed oxide (MOX) fuel sintered into pellets and 

stacked in zirconium-based claddings. These fuel rods 

are assembled into quadratic fuel assemblies. Having 

a length of approximately 4 to 5 meters, these assemblies 

vary in geometry and rod number depending on 

the reactor‘s design. Upon completion of their service 

period, spent fuel assemblies are extracted from the 

reactor core and temporarily stored in cooling pools 

until their decay heat diminishes below a specific 

threshold. Depending on the waste management 

strategy, spent fuel assemblies may be loaded into casks 

like the CASTOR ® V/19 (referred to as Castor in the 

following) for safe transport and storage. The Castor is 

specially designed for a maximum of 19 fuel assemblies 

from PWRs, featuring a monolithic ductile cast iron 

body with axial boreholes filled with polyethylene 

moderator rods, guarantees efficient neutron moderation. 

The fuel basket inside the cask, securely holds the 

fuel assemblies. Lids and additional polyethylene 

moderators, ensure a safe containment of radioactive 

materials. The two barriers of the lid system are 

permanently being monitored for leak tightness. This 

is performed by a pressure switch integrated in the 

secondary lid [1,2] . The cask has an overall height of 

594 cm and an outer diameter of 244 cm, with an empty 

weight of approximately 108 metric tons. Depending 

on the reactor type, specific cask designs are designated 

for the safe transport and interim storage of spent fuel. 

The Castor cask series of the German cask vendor GNS 

is one of the most frequently used casks in Germany. 

Different designs ensure the safe storage of waste from 

research reactors, vitrified reprocessing waste and 

fuel assemblies from boiling water reactors (BWR) and 

pressurized water reactors (PWR). The robust construction 

not only ensures the safe containment of 

radioactive materials but also mitigates radiation 

exposure risks to personnel and the environment. 

Besides safety considerations, also international safeguards 

need to be considered. The IAEA and Euratom 

apply a range of technical measures to nuclear facilities 

and material to independently verify a state‘s legal 

obligation that nuclear facilities are not misused and 

nuclear material is not diverted from peaceful purposes. 

The measures used to implement safeguards 

comprise unattended containment and surveillance 

instrumentation as well as the verification of nuclear 

material by destructive assay or non-destructive 

assay (NDA) measurements. The underlying principle, 

called the continuity of knowledge (CoK) assures that 

knowledge gained during inspections performed by 

EURATOM and IAEA is maintained at all times by 

containment and surveillance. 

Loaded CASTOR casks exhibit a diverse range of 

material densities and atomic numbers, introducing 

challenges for traditional NDA methodologies due to 

the self-shielding environment of spent fuel casks. In 

response, cosmic muon tomography emerges as a 

promising alternative to conventional NDA methods. 



41 

Muography, leveraging muon penetration properties, 

offers insights into cask contents by measuring muon 

flux before and after passing through an object [3,4,5] . 

This method can provide an advantage enabling 

high-resolution imaging of cask contents, thereby 

enhancing the accuracy of material identification and 

characterization. 

The MUTOMCA (MUon TOMography for shielding 

CAsks) project investigates muon tomography as a 

potential technique to verify spent fuel loaded into 

CASTOR ® V/19 casks. The project was initiated by 

Forschungszentrum Jülich (Germany) and carried out 

in collaboration with INFN Padova (Italy) and BGZ 

Company for Interim Storage (Germany) with support 

of the European Commission. By constructing detectors 

utilizing drift tube technology, the project enables 

precise measurement of particle passage and muon 

position information. The project focuses on effectively 

distinguishing between spent fuel assemblies and 

dummy elements within specific loading configurations. 

This paper outlines essential preparations, emphasizing 

challenges within interim storage facilities, 

discusses detector design and measurement setup, and 

presents preliminary results from the MUTOMCA 

experiment. 

THE CASKS AND EXPERIMENT PLANNINGS 

The MUTOMCA project, World’s first large-scale muon 

measurement initiative in an interim storage facility, 

commenced its extensive two-and-a-half-year preparation 

phase in September 2020. Central to this phase is 

the accurate selection of the Castor casks, ensuring 

compliance with accessibility guidelines and operational 

requirements. The two chosen casks include one 

with 3 dummy elements and 16 spent fuel assemblies, 

Fig. 1 

Schematic illustration of the differences between a spent fuel assembly 

and a dummy assembly (a)). Full (b)) and reduced areas (c)) defined for 

analysis are colour coded blue and orange respectively. 

and another solely loaded with 19 spent fuel assemblies. 

Notably, spent fuel assemblies comprise a 495 cm 

tall structure with 18x18-24 fuel rods held by spacer 

grids, contrasting with dummy assemblies constructed 

of steel walls surrounding 8x8 hollow tubes, as depicted 

in Figure 1(a). Critical planning aimed to minimize 

load cycles of trunnions during cask transport. It was 

obtained by a standard manual handling operation that 

maintained the availability of the crane for ongoing 

operations by eliminating the need for further cask 

movement during the experiments. Precisely determining 

measurement positions ensured efficient 

detector movement around the cask, considering 

constraints related to special flooring and crane range 

limitations within the interim storage facility [6] . Gas 

selection for detectors underscored safety concerns, 

warranting the absence of explosive components and 

compliance with standards. Additionally, gas quantity 

had to be predetermined due to building regulations 

permitting only one gas cylinder, requiring storage 

space allocation accordingly. Data transfer limitations 

posed a challenge, as Wifi and cell phones were 

prohibited in the storage area. Manual transfer via 

discs/USB sticks restricted remote monitoring and 

necessitated on-site data recording. Additionally, access 

to the measurement setup was limited to BGZ staff 

working hours. 

Preparations also encompassed shielding to minimize 

radiation dose at the evaluation station, alongside 

certifying electrical devices to ensure compatibility 

with electromagnetic signals. These considerations 

underscore the comprehensive planning essential for 

the successful execution of the MUTOMCA experiment. 

DETECTORS 

The detectors, constructed at Laboratori Nazionali di 

Legnaro (LNL) by INFN Padova, utilize drift tube 

technology. Each detector panel comprise 6 layers 

with 30 or 31 aluminium tubes, totalling 183 tubes per 

detector (Figure 2(a)). The aluminium tubes, 4500 mm 

high with an outer radius of 50 mm and a thickness 

of 1.5 mm, are filled with an Ar/CO2 gas mixture 

(85 % : 15 %) at a pressure of around 4 hPa and house 

a coaxial 100 µm Cu-Be wire tensioned at about 6 N. 

The choice of gas mixture is crucial for detector 

efficiency as it determines the drift velocity of electrons 

extracted in the ionization process. The layout of the 

drift tubes guarantees excellent resolution in the 

horizontal coordinate (around 300 µm). Double readout 

at both wire ends enables the measurement of the 

vertical coordinate with comparatively lower vertical 

resolution of approximately 20 cm. To improve vertical 

resolution, additional INFN muon detectors with four 

layers of rectangular drift cells, filled with the same 

gas mixture, are utilized. These modules, mounted 

behind the drift tube modules, are equipped with wires 

oriented orthogonally to the tubes. Accurate imaging 

reconstruction relies on precisely determining the 

positions of the two detector modules encircling the 

Vol. 69 (2024)

42 

 


cask. Muons measured by an additional muon detector 

at top of the cask serve as reference (compare 

Figure 3(b)). This process is supported by a customized 

hexagonal frame that ensures precise positioning of 

the detector (Fig. 2(b), 2(c)). Levelling pads (Fig. 2(d)), 

affixed to the floor with removable tape, are employed 

to set the detector frame in its measuring position, 

thereby ensuring a uniform measurement setup. 

Initially covering roughly one third of the 

shell surface, the detectors can be rotated 

for full coverage. Although this approach 

compromises image quality due to reduced 

solid angle coverage and disfavours muons 

that pass through the Castor far from 

the centre, it suffices to demonstrate the 

feasibility of the muon tomography-based 

verification method. Additional detector 

information can be found in [7] . 

EXPERIMENT 

The experimental phase of the MUTOMCA 

project started on 18 th January, 2023 and 

concluded on 24 th February 2023 with a total 

of 29 days of data taking. 

Fig. 2 

Individual setup components are shown: (a) single detector module with muon 

detectors attached to its back. (c) front feet of the detector module, firmly fixed 

within the hexagonal supporting frame depicted in (b). The back feet of the module 

are inserted into the levelling pads (d) completing the setup. 

Fig. 3 

(a) Pictures of the cask and the detector configuration in the 0° position. 

(b) The cask and the additional drift tube chamber in top view. 

(c) Exemplary measured muon flux without a cask. 

The detectors were transported from Italy 

to Germany using specialized transpor tation 

and installed in the reception area in 

the initial days. The detector testing, conducted 

without casks (refer to Fig. 3(c)), did 

not show any problem on its functioning. 

Subsequently, upon the arrival of the first 

cask (see Fig. 3(a) for measurement setup), 

it became evident that the primary challenge 

during the measurement phase would be 

the noise generated by neutron and gamma 

radiation emitted from the cask. To address 

this challenge, a pre-developed trigger 

was employed to significantly reduce the 

number of noise hits while ensuring the 

ability to detect a satisfactory quantity of 

absorbed and passing muons. Yet the noise 

level was higher than initially expected 

based on tests performed previously on 

a different cask in another facility. The fuel 

in the two casks employed was relatively hot 

compared to a typical loss of CoK scenario 

that would involve a cask that has been 

stored for several decades and thus be 

significantly cooler. As previously foreseen, 

a strategy was devised to measure each 

cask from three different positions (see 

Figure 4), ensuring comprehensive 360° 

coverage and sufficient data collection time 

to acquire an adequate number of muon 

tracks. 

Fig. 4 

Top view of the three different measurement positions. 

RESULTS 

Muons, penetrating media, dissipate energy 

through processes like ionization or excitation, 

with energy loss correlated to material 

density. The MUTOMCA project integrates 



43 

Fig. 5 

Heat maps generated applying the μCT algorithm for both casks. The fuel basket sketch shows the location of the dummy elements 

in the basket slots with the numbers 13, 14 and 15. The bottom plot shows the compatibility λ of the assemblies measured in both casks. 

Images are generated by INFN. 

the μCT algorithm [7] , which leverages the data from 

muons absorbed within the target to provide insights 

into its internal structure. 

 

(1) 

In Figure 5 the results of the μCT reconstruction 

are visualized as heat maps to visualize the spatial 

distribution of the stopping power values. Both 

scenarios, a cask with dummy elements (top left) and 

one solely loaded with fuel assemblies (top right) are 

visualized. The location of the dummy elements is 

depicted as 13, 14, and 15 in the basket illustration in 

the top left corner of the lower picture in Fig. 5. For 

the comparative analysis, both the entire assembly 

area and a reduced assembly area are considered to 

facilitate comparison of similar structures (depicted 

as in Fig. 1(b) and Fig. 1(c), respectively). Stopping 

power (SP) in corresponding areas is compared, with 

calculations made for each fuel assembly and dummy 

element. Utilizing the compatibility λ, we can assess 

differences in SP’s. The compatibility λ of the SP is 

plotted for each assembly and for both, full and 

reduced, areas. The calculation of λ is conducted using 

the average value of the SP measurement and the error 

of the stopping power σ SP inside the specific area, 

see Eq. (1). 

where i refers to the number of the spent fuel assembly 

and dummy element respectively. SP 1 corresponds to 

the cask loaded with a mixed configuration of fuel 

assemblies and dummy elements, while SP 2 refers to 

the cask loaded exclusively with fuel assemblies. For 

values exceeding λ=3, the compared assemblies are 

deemed incompatible, indicating a statistically significant 

difference. Notably, a statistically significant 

difference is observed between assembly positions 13 

and 15, identifying the two dummy elements with λ 

values exceeding 3 (marked as incompatibility area 

in Figure 5). However, a discernible difference for 

assembly slot 14 could not be resolved yet, due to an 

artefact produced by the reconstruction algorithm. 

Further investigations are underway. Preliminary 

results have also been published in [8,9] . 

SUMMARY AND CONCLUSION 

The MUTOMCA project may represent a significant step 

forward in the field of the verification of spent fuel 

Vol. 69 (2024)

44 

 


assemblies in thick-walled casks through cosmic muon 

radiography/tomography. The collaborative effort 

explores the feasibility of using cosmic muons to 

distinguish between spent fuel assemblies and dummy 

elements stored in CASTOR ® V/19 casks. Through 

accurate experiment planning, execution, and data 

analysis, the project overcomes various challenges. 

These challenges include noise mitigation due to 

neutron and gamma radiation emitted from the casks, 

as well as the development of innovative filtering 

strategies to isolate muon hits from noise. The integration 

of advanced algorithms, such as the μCT algorithm, 

enables the reconstruction of muon paths based 

on absorption, providing insights into the internal 

structures of the casks under examination. The comparative 

analysis conducted between casks with 

dummy elements and those solely loaded with fuel 

assemblies yields statistically significant differences in 

stopping power in two out of three cases (compare 

Fig. 5). The results presented in this paper demonstrate 

the potential of cosmic muon tomography as a viable 

method for spent fuel verification in safeguards. 

Despite challenges encountered during the experimental 

phase, the project shows promising progress 

and is a step forward towards visualizing spent fuel 

with cosmic muons. While the measurement campaign 

has concluded, data analysis is still ongoing. 

In conclusion, the MUTOMCA project underlines the 

importance of joint research efforts and the application 

of innovative technologies in tackling complex safeguards 

challenges. 

ACKNOWLEDGEMENTS 

Parts of this work have been funded by the German 

Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation, 

Nuclear Safety and Consumer Protection 

(BMUV) under grant No. 02W6279. 

References 

[1] Product Info Castor ® V/19. GNS Geselllschaft für Nuklear-Serivce mbH 

[2] GNS. URL: https://www.gns.de/behaelter-equipment/brennelemente-haw/ 

castor/ (visited on 08/02/2024). 

[3] Seth H. Neddermeyer and Carl D. Anderson. “Note on the Nature of Cosmic- 

Ray Particles”. In: Physical Review 51.10 (1937), pp. 884–886. ISSN: 0031- 

899X. DOI: 10.1103/PhysRev.51.884. 

[4] Tanaka, H.K.M., Bozza, C., Bross, A. et al. Muography. Nat Rev Methods 

Primers 3, 88 (2023). https://doi.org/10.1038/s43586-023-00270-7 

[5] G. Bonomi et al., “Applications of cosmic-ray muons”, Progress in Particle 

and Nuclear Physics 112 (2020), 103768 

[6] Aymanns K. et al. New Technologies for Safeguarding Spent Fuel Storage 

Facilities. In: IAEA Symposium on International Safeguards; 2022 

[7] Vanini S. et al., et al. Muography of different structures using muon scattering 

and absorption algorithms. Philosophical Transactions of The Royal 

Society A Mathematical Physical and Engineering Sciences. 2019 

01;377:20180051. 

[8] A. Lorenzon et al. “The MUTOMCA Project: Investigation of muon tomography 

for re- verification purposes of spent fuel casks”. In: INMM & EsardaJoint 

Annual Meeting. 2023. 

[9] G. Bonomi et al., “Muon tomography for re-verification of spent fuel casks 

(the MUTOMCA project)”, in Proceedings of the Muographers 2023 International 

workshop on muography, Napoli, June 2023 

Authors 

Julia Niedermeier 

Technical University Munich, Germany 

Julia.Niedermeier@tum.de 

Julia Niedermeier is a graduate of the University of 

Regensburg with a Master‘s degree in physics. In her 

master‘s thesis, she specialised in muon radiography 

for the investigation of transport and storage casks. 

She is currently a PhD student at the Technical University 

of Munich, at the Chair of Nuclear Technology, 

working on the topic of ‘Visualisation of fuel rods in 

transport and storage casks’ in the field of muon 

radiography. 

P. Andreetto, M. Benettoni, N. Bez, L. Castellani, P. Checchia, 

E. Conti, A. Lorenzon, F. Montecassiano, D. Scarpa, M. Turcato, 

G. Zumerle 

INFN Padova and University of Padova, Padova, Italy 

K. Aymanns, F. Gonella, I. Niemeyer 

Forschungszentrum Jülich GmbH, Jülich, Germany 

M. Balling, A. Jussofie, M. Stuke 

BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH, Essen, Germany 

G. Bonomi 

University of Brescia, Brescia and INFN Pavia Pavia, Italy 

J. Dackner, M. Mosconi, M. Murtezi, J. Pekkarinen 

European Commission, Directorate-General for Energy, Luxembourg 



45 

Best Presentation Award 2 nd 

Development of a Decontamination 

Tool for Inner Edges and 

Corners (EKONT-2) 

PRESENTATION 

AWARD 2024 

› Eric Rentschler, Sascha Gentes, Stefan Stemmle, Johannes Greb, Martin Villinger, Kurt Heppler 

To be able to dismantle nuclear power plants after decommissioning, all surfaces must 

be decontaminated before conventional demolition. It is not the large and easily 

accessible surfaces that cause difficulties in decontamination, but the poorly accessible 

corners and inner edges. To be able to decontaminate these areas, hand-held tools are 

currently being used, which have been originally developed for conventional dismantling. 

To ensure occupational health and prevent contamination carryover, these devices need an 

external extraction system. As a result, the output is reduced and hard-to-reach areas are 

even more difficult to reach. These factors make these decontamination tasks a major 

challenge for the workers. In order to make this work easier and more efficient, the EKont 

research projects were launched. 

INTRODUCTION 

The research projects Ekont (Development of an 

innovative, semi-automated demonstrator for drymechanical 

decontamination of corners, edges and 

impurities for nuclear facilities, FKZ: 15S9416A) and 

EKONT-2 (Advancement of a demonstrator for drymechanical 

decontamination of corners and inner edge 

in nuclear facilities, FKZ: 15S9440B) were funded 

by the German Federal Ministry of Education and 

Research (BMBF) as part of the FORKA program of GRS. 

The projects are collaborative projects between Contec 

Maschinenbau & Entwicklungstechnik GmbH, SAT 

Kerntechnik GmbH, HTWG Konstanz MA and the 

Karlsruhe Institute of Technologie – Institute of Technology 

and Management in Construction – Department 

for Deconstruction and Decommissioning of Conventional 

and Nuclear Buildings. 

THE EKONT-PROJECTS 

Decontamination is an important part of dismantling 

nuclear structures. This involves removing all radioactive 

contamination. As standard, the surfaces to 

be decontaminated per nuclear power plant range 

between 100,000m² and 450,000m², which have to be 

decontaminated and then cleared by measurement. 

Concrete components are usually decontaminated 

by removing the surface to the depth at which contamination 

is no longer present. Interviews with 

dismantling companies and nuclear power plant 

operators have shown that corner and inner edge 

decontamination in particular has so far been carried 

out using hand-held equipment. Tools such as needle 

guns, stick and grinding devices are state of the art. 

These devices were originally used for conventional 

deconstruction and were therefore not specially 

developed for the decontamination of buildings. 

The EKONT project was carried out in order to use 

specially adapted tools for this work. The tools 

developed have a directly connectable extraction 

system and a special tool geometry to make it easier to 

decontaminate inner edges and corners. As part of this 

project, several functional demonstrator tools were 

developed, built and tested both in the laboratory and 

in practical use at the Obrigheim nuclear power plant. 

The working principle of the EKONT-tool (see Figure 1) 

is based on diamond discs of different diameters, 

which are arranged next to each other and thus form 

a corner angle of 90° (see Figure 2). This design allows 

effective penetration into the edges and removal 

of contaminated material. The tool can be equipped 

with five diamond discs, which are placed axially 

symmetrically on the rotating part of the grinder. The 

middle disc is the largest with a diameter of 220 mm, 

the disc diameters decrease towards the outside to 

210 mm and finally 200 mm. The diamond discs on 

this demonstrator tool are driven by a grinder; spacers 

are fitted between the diamond discs to allow the 

Vol. 69 (2024)

46 

 


Fig. 1 

EKONT demonstration tool ©KIT TMB 

Fig. 2 

Diamond disk structure ©KIT TMB 

individual discs to work freely while still preventing 

the formation of residual concrete. The various 

tool mechanisms support the personnel during 

decontamination work with a feed speed of up to 

120 cm per minute at a working depth of 10 mm, for 

example, and a tool weight of just 7.5 kg. 

In this way, the tool produces an even surface, which 

is particularly advantageous for subsequent clearance 

measurement. The slotted diamond discs ensure 

optimum removal and ejection of the material and 

produce good results on the surface to be machined 

thanks to the diamond disk arrangement on and 

around the outer circumference. In many areas, the 

contamination is only a few millimeters deep, so the 

main area of removal is in the range up to 15 mm. The 

housing encloses the diamond disks and is mounted 

directly on the carrier unit. A direct connection option 

for an extraction system is integrated into the housing, 

allowing the user to operate the tool with both hands 

and focus on the material removal. An additional 

handle can then be attached to the housing at various 

points, making it easier to work on internal edges 

between the wall and floor, wall and wall or wall and 

ceiling. 

Fig. 3 

Concrete inner edge before processing ©KIT TMB 

TEST PROGRAMM 

Several requirement parameters were used for tool 

development. In addition to performance, the tool was 

examined in terms of the force required by the user, 

the resulting surface quality with regard to the subsequent 

clearance measurement, dust generation 

during material processing and the vibrations and 

noise levels generated during use. The tool application 

was tested on different concrete strengths, such as 

C25/30 or C30/37, in order to demonstrate the differences 

in performance. A test stand was specially 

developed for the investigation of the parameters, 

which has built-in measuring sensors and in which 

various concrete test specimens can be examined. 

Fig. 4 

Concrete inner edge after processing ©KIT TMB 

RESULTS 

The investigations of the test series clearly show, for 

example, that the required contact pressure is lower 

with the newly developed EKONT tool (see Table 1). In 

practice on site, this means that users can remove 

material much more easily and have to apply less force 

to hold the tool in the desired position. Due to the lower 



47 

Required contact pressure [Newton] by the user for a concrete penetration depth of 5 mm [C25/30] 

Feed rate [Millimeters per second] 

Tool v= 10 mm/s v= 15 mm/s v= 20 mm/s 

Conventional concrete milling machine 33,69 N 53,73 N 61,31 N 

EKONT-Tool 7,01 N 10,00 N 15,20 N 

Tab. 1 

Machining test in the horizontal plane with concrete strength C25/30 ©KIT TMB 

The tool function with the ability to switch between 

horizontal and vertical working, i.e. whether the tool 

is used in an inner edge between two walls or an inner 

edge of a wall and ceiling, has proven its worth. The 

enclosure protects the user from the diamond disks 

well as from dust. The extraction system could be easily 

connected to the tool and was not a geometric obstacle 

during the work, despite the cramped conditions. Both 

the decontamination coating and the underlying 

concrete could be removed precisely and efficiently 

and a time saving was clearly evident. 

Fig. 5 

Machining test in the horizontal plane with concrete strength C25/30 ©KIT TMB 

force required, the EKONT tool can therefore be 

operated more precisely, as users have to use less 

energy to hold the tool in place and can focus on precise 

removal. 

SITE TESTS AT NPP OBRIGHEIM 

In order to test the developed EKONT tools in practice 

after the scientific trials in the test stand, tests 

were carried out on site at the nuclear power plant 

Obrigheim. The complex approval process and the tests 

themselves were carried out by the project partner SAT 

Kerntechnik GmbH and its employees. The main focus 

of these tests was to obtain reports on the experiences 

of the workers carrying out the tests. In addition, 

unexpected problems and difficulties were to be 

uncovered that were not taken into account in the 

design of the test samples and did not occur in the 

laboratory tests. The test tools were evaluated in the 

areas of ergonomics, performance and surface quality 

after the trials. In general, the tools were able to fulfill 

their purpose and there were no technical failures. 

What needs to be given more focus in future development 

is the ergonomics of the tools. Weight in particular 

plays an important role when it comes to how userfriendly 

the tool is. For this reason, further work 

will be carried out on this topic in particular and the 

remaining experience will continue to be used. 

OUTLOOK EKONT-2 

The further development of the demonstrator tools 

will include a battery-powered drive for the tools. In 

addition to further planned performance improvements 

to reduce the time required for decontamination, 

the focus will be on reducing the weight of the 

tools in order to further improve ergonomics. To this 

point, the original sheet metal housing will be replaced 

by a CNC-milled aluminum housing. An adjustable 

depth guide will enable more precise removal in order 

to reduce the amount of waste generated during decontamination 

work to a necessary minimum. On a small 

scale, this helps to conserve interim and final storage 

capacities and prevents follow-up costs. 

The surface quality after machining is further improved 

to ensure the best possible subsequent clearance 

measurement. The removal of various decontamination 

coatings is tested and the tool is adapted accordingly 

and provided with an exact depth guide. Occupational 

safety aspects from the conventional dismantling 

sector are also taken into account during further 

development. These include the lowest possible dust 

generation of the tool, especially a low proportion of 

fine dust and the lowest possible vibration forces for 

the end users of the tool. The removal rate and surface 

quality of the tools developed in EKONT-1 already 

exceed those currently available on the market and will 

be further improved in EKONT-2. 

The research focus of the EKONT-2 project is on the 

following topics: 

⁃ Improved handling 

- Weight reduction 

- Reduction of external dimensions 

- Revision of the edge guide 

Vol. 69 (2024)

48 

 


⁃ Improving the quality of removal 

- Depth guidance and adjustable removal depth 

- Creation of a surface suitable for clearance 

measurement 

- Reduction of unnecessary material removal 

- Removal of surfaces with decontamination 

coatings 

Objectives that were focused on in the first research 

project are still being pursued and improved: 

⁃ Improving occupational safety 

- Reduction of dust exposure 

- Reduction of vibrations and strain on the 

musculoskeletal system 

⁃ Less time required for decontamination 

Authors 

Eric Rentschler, M.Eng. 

Institute for Technology and Management 

in Construction at the 

Karlsruhe Institute of Technology (KIT) 

eric.rentschler@kit.edu 

Eric Rentschler has been a research associate and 

doctoral student at the Karlsruhe Institute of Technology 

(KIT) since 2020. He is conducting research at 

the Institute of Technology and Management in 

Construction (TMB) in the field of "Demolition of 

conventional and nuclear structures". After studying 

civil engineering, he worked in various positions 

in civil engineering and can thus contribute his 

experience to the current demolition projects. 

Prof. Dr.-Ing. Dr.sc.agr. Kurt Heppler 

Laboratory for machine design and 

product development 

HTWG Konstanz 

kurt.heppler@htwg-konstanz.de 

Kurt Heppler has been teaching and researching at 

the University of Konstanz since 2009 as a professor in 

the field of mechanical engineering. 

His dismantling working group develops and 

researches new principles for the dry mechanical 

decontamination of structures in nuclear facilities. 

He previously worked as a doctor of mechanical and 

agricultural engineering at various companies and 

university institutes in the field of mobile work 

machines. 

Fig. 6 

EKONT tool in use ©KIT TMB 

Martin Villinger 

Laboratory for machine design and 

product development 

HTWG Konstanz 

M.Villinger@htwg-konstanz.de 

Martin Villinger has been a research assistant since 

2022 at the HTWG University of Applied Sciences 

Konstanz, in the laboratory for mechanical engineering 

and product development. 

Through his studies in mechanical engineering and 

activities in special machine and plant engineering, 

he was able to gain experience in the field of prototype 

development, which can be incorporated into 

current research projects. 

Prof. Dr.-Ing. Sascha Gentes 

Institute for Technology and Management 

in Construction at the 

Karlsruhe Institute of Technology (KIT) 

Head of Deconstruction and Decommissioning of 

Conventional and Nuclear Buildings 

Sascha.gentes@kit.edu 

Fig. 7 

EKONT tool with battery ©KIT TMB 

Johannes Greb 

Contec Maschinenbau 

greb@contecgmbh.com 

Stefan Stemmle 

SAT Kerntechnik 

Stefan.stemmle@robur-group.com 



49 

Best Presentation Award 3 rd 

Fort Calhoun Station Decommissioning 

and Demolition Project 

Reactor Vessel Segmentation 

PRESENTATION 

AWARD 2024 

› Marcus Trempler, Detlef Queißer 

The Fort Calhoun Nuclear Generating Station (FCS) commissioned in August 1973 was 

shut down in October 2016. The station was powered by a pressurized water reactor 

with a name plate capacity of 502 MW. The station is located between Fort Calhoun 

and Blair in Nebraska, USA. Following the shut-down the decommissioning of the power 

station started. Siempelkamp NIS was tasked with the segmentation of the Reactor Vessel 

(RV). The RV was roughly 10 meters high and had a diameter of about 4 meters. The 203 metric 

ton heavy vessel was cut into 43 segments using an oxy-fuel cutting system. The paper 

focuses on the whole execution phase of the project. 

INTRODUCTION 

Starting with the design phase in early 2021 

Siempelkamp NIS developed the processes necessary 

for the segmentation of the RV and the attached 

insulation based on as-built drawings and in close 

collaboration with the project management of the 

customer on site. Furthermore, Siempelkamp NIS 

designed a cutting and packaging plan, shielded 

boxes for flange segments, a story board and a detailed 

schedule. Siempelkamp NIS procured the equipment 

needed in Europe and transported it to the United 

States. During the project’s execution phase a 

Siempelkamp NIS team was on site from January to 

December 2023 to lead and guide through the processes 

from mobilization of the equipment to the final cut. The 

processes necessary for segmentation of the RV were 

split into three major work pages. 

WORK PACKAGE ONE 

The first package included steps that prepared the RV 

to be lifted out of the surrounding biological shield into 

the upper cavity. To understand why these steps were 

necessary the process to dismantle the reactor vessel 

and the placement of the RV inside the biological shield 

has to be explained. Siempelkamp NIS uses the oxy fuel 

cutting process to segment reactor vessels into transportable 

smaller segments. This process works only 

with certain types of steel that have a lower kindling 

temperature compared to melting temperature. The 

metal is heated up with a propane-oxygen flame to 

its kindling temperature. Is the kindling temperature 

reached, a high pressure oxygen stream will be directed 

at the desired position of the cut. The metal burns into 

a metal oxide and is blown out of the cutting kerf. This 

process does work well with reactor steel but does not 

work with stainless steel. Since reactor vessels are 

plated with stainless steel on the inside it is not possible 

to cut with the process from the inside to the outside. It 

is only possible to cut from the outside to the inside. The 

thin stainless-steel cladding on the inside is melted due 

to the high process temperature caused by the burning 

process of the reactor steel and is blown out with the 

metal oxide. At the FCS the space between the RV and 

the biological shield was not sufficient enough to place 

an oxy-fuel cutting system around the RV. Furthermore, 

the vessel was encapsulated by insulation panels, that 

were installed to increase the efficiency of the reactor 

and that not only decreased the space available even 

more but also blocked the outer circumference of the 

vessel from being reached by the cutting system. The 

decision was made to lift the reactor vessel out of the 

biological shield into the upper cavity to have more 

space available to place the oxy fuel cutting system and 

to remove the attached insulation. 

Once that major decision was made, steps necessary to 

prepare the RV for the lift were identified. Those steps 

formed the base frame of work package one: 

⁃ Cleaning the stud holes: The threaded stud holes 

were needed to attach the lifting equipment to the 

RV. During the dismantling and segmentation of 

the RV internals debris accumulated in these holes. 

To clean them the stud hole hand cleaning tool was 

used. 

Vol. 69 (2024)

50 

 


Fig. 1 

RV in reactor building (CAD) 

Fig. 2 

Detail RV shelfing (CAD) 

⁃ Removing the seal ring: The seal ring was bolted 

onto the seal ring flange on the site of the RV and 

onto another flange at the site of the biological 

shield. Bolts were removed and the seal ring was 

cut with the Plasma Cutting Equipment (PCE) into 

smaller segments and removed. 

⁃ Removing the neutron shield: The neutron shield 

was welded onto the stainless-steel cladding of 

the biological shield, that was present at the upper 

site of the biological shield. It was segmented and 

removed using the PCE. 

⁃ Opening the sandboxes and removing the content: 

A sandbox was positioned above each inlet and 

each outlet water pipe. They needed to be emptied 

to position the wire for subsequent applications of 

the Abrasive Wire Saw (AWS). 

⁃ Removing the concrete above the nozzles: Parts of 

the biological shield blocked the vertical lifting 

path of the RV at the position of the inlet and outlet 

nozzles. Six concrete blocks were removed using 

the AWS to make way for the RV lift. 

⁃ Separating the nozzles from the pipes: The AWS was 

used to separate the inlet and outlet nozzles from 

the inlet and outlet pipes. 

Fig. 3 

Cavity prior to start of work package one 

Completed was the first work packages with steps that 

needed to be done to enable future tasks other than 

lifting: 

⁃ Cutting of the capsule holders inside the vessel 

with a hydraulic shear at estimated locations of the 

future vertical cutting kerfs. 

⁃ Removing of the seal ring flange: The most upper 

part of the vessel protruded the rest of the vessel to 

much in the radial direction and had to be pruned 

prior to the oxy-fuel cutting process. The pruned 

part was called seal ring flange and was due to its 

stainless-steel cladding cut with the PCE. 

⁃ Precutting the RV flange: The rest of the upper site 

of the flange was also cladded with stainless-steel 

Fig. 4 

Cavity after work package one has been completed 

that would have negative effects on the oxy-fuel 

process. Therefore, precuts with the AWS were 

performed in the vertical direction that allowed 

the oxy-fuel process to start at a location without 

horizontal stainless-steel cladding. 



51 

Fig. 5 

VSP as platform and shielding during plasma cutting 

Fig. 6 

VSP as platform and shielding during abrasive wire cutting 

While most of the tools used during this work package 

one, like AWS, PCE or Hydraulic Shear were industry 

standard tools of the shelf, the equipment to support 

those tools was designed by Siempelkamp NIS 

particular for this project. In this paper the Vessel 

Shielding Plate (VSP) shall be mentioned. It is used 

during all the work packages. In this first work package 

it is as its name suggest used as a shielding plate. But it 

was also used as a platform that supported the work 

with the PCE (Figure 5) or the AWS (Figure 6). 

In the second work package the VSP was used as a 

lifting traverse. It was bolted to the RV using the cleaned 

stud holes on the one hand and on the other hand it 

was attached to a Strand Jack System (SJS). In the third 

work package it was welded to the after the segmentation 

process leftover Hemispherical Bottom Head 

(HBH) to shield the surroundings from the radiation 

sources inside the HBH during its transportation to the 

waste site. 

Fig. 7 

Demolition robot positioned in upper cavity 

WORK PACKAGE TWO 

During the second work package the RV was lifted out 

of the biological shield in increments. For this purpose, 

the RV was via the VSP attached to the SJS. The SJS was 

shelfed on the walls of the structure that housed the 

steam generators. It was not only able to lift the RV but 

was also able to turn it. Since the insulation was shelfed 

at the nozzles it came up with the RV. A major part of 

work package two was to remove as much insulation 

as possible while lifting the RV up. The insulation was 

made up of twelve rows of panels. With the second row 

from the top, the structure that shelfed the insulation 

on the nozzles had to be removed too. That circumstance 

made it necessary to install the so-called Support 

Structure Insulation (SSI) prior to the lifting of the RV. 

The SSI consisted of remote-controlled rope winches 

that were shelfed on the VSP, ropes that connected the 

winches to a frame like structure that supported the 

insulation at the bottom and said structure. After the 

removal of the second row the rest of the insulation 

was shelfed on the frame of the SSI at its bottom. 

Fig. 8 

Circular saw performing a horizontal cut 

A mobile remote-controlled hydraulic demolition robot 

was placed in the upper cavity. After the RV was lifted 

by one increment of about 800 mm – 1000 mm a for the 

segmentation designated insulation panel (6 – 8 panels 

per increment) was secured with the Hydraulic Gripper 

(Figure 7, Figure 8) hanging down from the Portal 

Crane (PC) of the containment building. With the 

Vol. 69 (2024)

52 

 


circular saw the robot performed remote-controlled 

vertical (Fig. 8) and horizontal cuts to separate the 

designated panel from the rest of the insulation. 

The separated panel still attached to the Hydraulic 

Gripper was with the help of the PC transported to a 

waste platform for packaging. The panels and other 

parts of the insulation were packaged into customized 

liners. For transportation to the burial site the liners 

were, once fully loaded, brought out of the reactor 

building and put into transportation containers. With 

a truck the package was transported to the burial site. 

Once unloaded and put into the final resting place the 

liner was filled with concrete and buried. After nine of 

the twelve rows of the insulation were removed, the 

RV was lowered down in the biological shield. The rest 

of the insulation (three rows and the bottom) was 

with the help of the remote-controlled winches lowered 

to the bottom of the biological shield called sump. 

With the cutting of the ropes that connected the rest 

of the insulation to the RV the first major task of work 

package two was finished. The dismantling and 

removal of the rest of the insulation was not scope 

of this project. 

Fig. 9 

VSS being craned into position 

Fig. 11 

Oxy-fuel cutting system being transported with the TG 

Fig. 10 

VSS in position beneath the lifted RV 

Fig. 12 

Oxy-fuel cutting system performing a L-Cut 



53 

With the insulation out of the way the RV was during 

the second major task of work package two put into a 

position that enabled the oxy-fuel equipment to be 

installed. Therefore, the RV was lifted all the way up 

with the SJS. With the main hook of the PC the so-called 

Vessel Support Structure (VSS) was craned beneath the 

RV and sat down on the same shoes the vessel once sat 

on prior to its lift (Figure 2). The VSS was made up of 

two major parts. First and foremost, it was made up of 

the frame that shelfed the RV at its HBH. But since this 

frame could not be craned directly vertically from 

above to its shelfing position due to the RV blocking the 

path, a counterweight was needed to enable the frame 

to be craned (hooked up off-center) beneath the RV 

horizontally. After the VSS was in position the RV was 

lowered and sat into the VSS. The RV was shelfed on six 

supports that were installed and part of the frame. 

WORK PACKAGE THREE 

The third work package started with the installation 

of the oxy-fuel cutting equipment, the so-called Flame 

Cutting Equipment (FCE). The FCE consisted of two 

major components. A frame and oxy-fuel cutting system 

that was able to move along three different axes. The 

frame of the FCE was made up of three twelve cornered 

rings that were stacked on each other forming three 

levels the oxy-fuel cutting system could be positioned 

on. On each level the cutting system could be positioned 

in each of the twelve corners. Flame resistant curtains 

were attached to each of the rings before they were 

lowered into the cavity with a traverse. The oxy-fuel 

cutting system was assembled on a platform outside 

the cavity. The VSP was removed and replaced with the 

so-called Segmentation Shielding Plate (SSP) with 

removable shielding segments that could be placed on 

two elevations. A so-called Turnable Gripper (TG) was 

installed to handle the oxy-fuel cutting system 

(Figure 11), the SSP and RV Core Segments. 

A customized traverse was installed to handle and 

transport the RV flange segments. The SSP as a whole 

was handled with the main hook of the PC. Once everything 

needed for the segmentation of the RV was in 

place the oxy-fuel cutting started with six L-Cuts in the 

flange part of the vessel (Figure 12) shaping the six RV 

flange segments and leaving them in place on small 

ligaments for the harvesting. To harvest a segment a 

shielding segment needed to be removed with the TG 

from the SSP. Afterwards the flange traverse was 

attached to the main hook of the PC and lowered into 

the cavity. The flange traverse connected to the RV flange 

segment via the pre-installed load attachment points 

bolted into the stud holes. The harvesting cut for the 

attached segment followed and the freed segment 

was transported to the shielded box (Figure 13). The 

shielded boxes for the flange segments were designed 

by Siempelkamp NIS. They were used for transportation 

(Figure 14) and for the burial of the segments. That 

way every other segment was removed until three 

flange segments were left. 

Fig. 13 

RV flange segment, traverse and shielded box 

Fig. 14 

Shielded box craned out of containment 

The SSP that sat with its three feet on the remaining 

three segments was modified by bringing all the 

shielding plates up to second elevation. It was than 

repositioned by turning it 30° with the polar crane and 

setting down on the space the removal of the three 

other segments opened up. The remaining three RV 

Flange Segments were harvested and packaged. 

Vol. 69 (2024)

54 

 


During the core zone segmentation that followed 

the segmentation of the flange, the TG was used 

to move the segments to the packaging platform 

(Figure 15). 

But not only the equipment to handle the segments 

was different, the cutting and packaging strategy also 

differed from the flange section. The core region was 

cut into three rings. Each ring was cut into twelve 

segments resulting in 36 RV Core Segments. Two 

segments were loaded into a furniture. That furniture 

on the other hand was loaded into one liner. The 

full liners were transported out of the containment 

and loaded into casks with heavy shielding for the 

transportation to the burial site (Figure 16). As the 

liners for the panels of the insulation the liners of 

the core region were unloaded at the burial site, filled 

with concrete and buried. 

Fig. 17 

HBH and VSS being craned 

Fig. 15 

RV core segment craned with TG (orange) to waste platform 

Fig. 16 

Cask (white) loaded with liner (green) 

Fig. 18 

VSP welded to HBH craned to the shipping frame 



55 

With 36 Core Zone Segments removed only the HBH 

was left filled with slag from the segmentation process. 

It was removed from the cavity with the main hook 

of the PC by attaching said hook to the four load 

attachment points located on four corners at the VSS 

(Figure 17). Afterwards the VSP was welded onto the 

HBH. Filled with grout the HBH was craned into a 

shipping frame (Figure 18), upended (Figure 19) and 

transported out of the containment. It was then placed 

on a flatbed train card (Figure 20) and transported to 

the burial site. 

CONCLUSION 

With the HBH removed from the cavity and placed 

insite the shipping frame Siempelkamp NIS’s work 

scope ended safe and successful. The team returned to 

Germany in early December 2023. 

Authors 

Marcus Trempler 

Siempelkamp NIS Ingenieursgesellschaft 

marcus.trempler@siempelkamp-nis.com 

Marcus began his career in the nuclear industry in 

2018 at Siempelkamp NIS in Dresden, Germany. At 

NIS, he works as a project engineer in the dismantling 

of large nuclear components, both nationally and 

internationally. 

Detlef Queißer 

Siempelkamp NIS Ingenieursgesellschaft mbh 

Industriestr. 13, 63755 Alzenau 

detlef.queisser@siempelkamp-nis.com 

Fig. 19 

HBH in shipping frame upended 

Fig. 20 

HBH in shipping frame on flatbed train card 

Vol. 69 (2024)

56 

 


The Young Scientist Workshop – 

a successful example of developing young 

people's skills in nuclear technology 

› Jörg Starflinger 

Judging by the number of participants in this year's Young Scientist Workshop, 2024 was 

the most successful year ever. With 22 contributions, the Young Scientist Workshop 

accounted more than 1/3 of the presentations at the entire conference. To improve the 

visibility of the young participants, the presentations were assigned to the respective 

sessions in terms of subject matter and topic and notheld as a “parallel event” in a single 

room, as it was previously the case. The feedback from the young speakers was very good. 

Despite the tight schedule, not all of the submitted contributions (compacts) could culminate 

in a presentation. Here, an alternative poster session was offered, which was also very well 

received. The jury, consisting of Dr. Helena Möller, project office GRS, Mr. Matthias Daichendt, 

Kraftanlagen Heidelberg, Prof. Dr.-Ing. Marco K. Koch, PSS, Ruhr University Bochum and myself 

found it difficult to select award winners due to the consistently high technical breadth and 

depth of the compacts and the high quality of the presentations. 

The winner of the Young Scientist Workshop 2024 is 

Mr. Ruggero Meucci, IKE, University of Stuttgart 

with the title of his presentation: “Advancing Micro 

Modular Reactor Safety: Experimental Analysis on 

Liquid Metal Heat Pipe Prototypes in the MISHA 

Project”. Micro Modular Reactors (MMRs) are a subgroup 

of Small Modular Reactors with a thermal output 

of up to about 10 MW. These MMRs often use hightemperature 

heat pipes with liquid metal (e.g. 

potassium or sodium) as the working fluid for core 

cooling. Mr. Meucci reported on the construction and 

testing of high-temperature heat pipes on a 1:1 scale 

and on the construction of a heat pipe test bench. 

This has a modular design and enables the experimental 

analysis of heat pipes of different lengths and 

diameters under different thermal conditions. 

This year, two runners-up were awarded prizes: The 

first runner-up prize went to Ms. Suzanne Eisenhofer, 

University of Dresden, for her work on the topic 

of “Muon Imaging of Transport and Storage Casks”. 

The background to the use of muon tomography is the 

need to know the condition of the inventory of transport 

and storage casks. In her presentation, Ms. Eisenhofer 

first presented the methods and detectors used. She 

then explained algorithms she had developed for image 

reconstruction. Both numerical simulations and 

experimentally determined data from containers in 

interim storage facilities are used to produce highresolution 

images. 

The second runner-up prize went to Ms. Lorie Meunier, 

Mannheim University of Applied Sciences, with the 

topic “Characterization of Irradiated Graphite 

Samples Using Destructive and Non-Destructive 

Methods”. The characterization of the activated 

graphite samples is mandatory before decontamina tion 

steps can be developed, using various non-destructive 

and destructive measurement methods. Ms. Meunier 

reported on the determination of the activity of 

γ-emitters using gamma spectrometry with high-purity 

germanium (HPGe) detectors. The electronic autoradiography 

she used enables the mapping of the β-emitter 

distribution in good spatial resolution. Since the two 

main radionuclides of the activated graphite samples, 

tritium (H-3) and carbon-14 (C-14), are pure beta 

emitters, an additional destructive quantification 

method is required: the β-activities are determined by 

liquid scintillation counting (LSC) after the sample has 

been dissolved with an oxidizing agent. 

The jury of the Young Scientist Workshop would like 

to thank all the speakers. Even if not every speaker 

can be a prize winner, the exceptionally high quality 

of all compacts and presentations this year should be 

highlighted. The jury would be delighted to receive 

contributions of this standard again at the next 

conference. 



57 

Award ceremony Young Scientist's Workshop 

fltr: Dr. Helena Möller, Prof. Dr. Jörg Starflinger, Lorie Meunier, Suzanne Eisenhofer, Ruggero Meucci, Prof. Dr. Marco K. Koch, 

Nicole Koch, Frank Apel 

Anzeige 

Vol. 69 (2024)

58 

 


Advancing Micro Modular Reactor 

Safety: Experimental Analysis on 

Liquid Metal Heat Pipe Prototypes 

in the MISHA Project 

› Ruggero Meucci, Rudi Kulenovic, Jörg Starflinger 

Recent years have confirmed a growing interest in Small Modular Reactors (SMRs) and 

Micro Modular Reactors (MMRs) for their potential to boost energy supply reliability and 

reduce carbon emissions in isolated power grids. MMRs employ high-temperature 

heat pipes using liquid metal (e.g. potassium or sodium) as working fluid to efficiently extract 

heat from the core. The MISHA project, funded by BMBF, aims to enhance expertise on MMRs 

utilizing heat pipes as primary heat transfer systems. It involves constructing and testing 

full-size high-temperature heat pipes and a Heat Pipe Tester (HPT). The HPT, designed with 

modular flexibility, facilitates testing of heat pipes of varying lengths and diameters under 

different conditions, enabling comprehensive performance evaluation and advancing the 

understanding of heat pipe efficiency in diverse applications. 

INTRODUCTION 

In recent years there has been an increasing interest 

in Small Modular Reactors (SMRs) and Micro Modular 

Reactors (MMRs) due to their potential to enhance 

significantly the reliability of energy supply while 

concurrently reducing carbon emissions in isolated 

power grids. These innovative reactor designs offer 

scalable and flexible solutions, making them wellsuited 

for diverse applications ranging from powering 

remote communities to energy-intensive industrial 

facilities. In particular, MMRs are intended 

to be deployed rapidly in remote locations or in emergency 

situations, making them particularly suitable 

also for space applications. This is why reactors 

such the Kilopower reactor [1] and the eVinci reactor [2] 

have been designed. These MMRs utilize hightemperature 

heat pipes to efficiently extract heat 

from the reactor core. 

Heat pipes are remarkable passive heat transfer 

devices designed to extract efficiently large amounts 

of heat while minimizing thermal losses. Essentially, 

they consist of closed pipes with a capillary structure 

on their inner surface and they are partially filled with 

a working fluid. When heat is applied to one end of 

the pipe, the fluid evaporates and travels to the 

opposite end, where it condenses, releasing heat. The 

liquid then returns to the evaporation zone through 

the capillary structure. With a wide range of possible 

working temperatures, spanning from -200 °C to over 

2,000 °C, heat pipes offer versatile thermal management 

solutions. 

Commonly utilized to dissipate heat from compact 

yet powerful heat sources, such as high-performance 

microchips, heat pipes play a crucial role in maintaining 

optimal operating conditions. Moreover, as 

previously mentioned, they find application in emerging 

technologies like micro nuclear reactors [3] , where 

efficient heat transfer is essential for safe and reliable 

operation. In fact, heat pipes provide a fully passive 

cooling system, a feature more and more common in 

Gen IV reactor designs. 

Since the movement of the working fluid is ultimately 

driven by the capillary structure, heat pipes can 

function in any orientation if properly designed. While 

gravity can enhance or diminish their performances 

depending on its orientation, its absence does not 

prevent heat pipes from working effectively. This 

characteristic made heat pipes a suitable choice for 

reactor in space applications, e.g. for deep space 

missions or power generation in moon stations. 

MISHA Project 

The present work is realised in the framework of the 

joint research project MISHA (project partners IKE and 

GRS). The project, funded by BMBF, aims to improve 

the expertise and knowledge on MMRs that use heat 



59 

pipes as a primary heat transfer device in the cooling 

system. One of the objectives of the project is to realize 

and test a few full size, high-temperature heat pipes. 

The first set of experiments is scheduled for 11.2024. 

Heat pipe prototypes should meet the specifications 

necessary for operation within the core of a hypothetical 

MMR. For a 5 MW th reactor equipped with 

1200 heat pipes and an active core height of 150 cm, 

each heat pipe must handle an average heat load of 

27 W/cm 1 . Therefore, the prototypes must be capable 

of operating above this threshold, and the testing 

apparatus must be able to supply and remove this 

heat flux effectively. Additionally, special attention 

has been given to the selection of materials and the 

precision of welding procedures, as these factors are 

crucial for extending the device‘s lifespan. 

Experimental results will be used for the further 

development and validation of the GRS nuclear safety 

code system ATHLET. 

EXPERIMENTAL SETUP 

Achieving the project’s targets implies the construction 

of both some heat pipe prototypes and a experimental 

test set-up, subsequently called Heat Pipe Tester (HPT). 

The following paragraphs describe the design and the 

ongoing construction of the heat pipes and the HPT. 

Heat Pipe Prototypes 

High-temperature heat pipes typically use potassium 

or sodium as working fluid (even though also NaK and 

Li can be used). In the MISHA project all pipes will 

befilled with potassium with only one exception, as 

reported in Table 1, of the first “test” heat pipe. Theoretically 

potassium allows working temperatures 

ranging from 500 °C to 1100 °C [4] while sodium allows 

temperatures from 600 °C to 1200 °C [4] . However, the 

usual working temperature of both heat pipes is 

around 800°C. Both fluids are chemically reactive and 

highly corrosive. Hence, the range of structural 

materials whose mechanical properties do not deteriorate 

at high temperatures and that have high 

corrosion resistance is limited: SS316, Inconel 600 [4] 

and Haynes 230 [1] . Inconel 600 has been proven to 

resist better to corrosion and high temperatures 

altogether. Hence, it has been chosen as structural 

material despite its higher cost. 

At least three heat pipe configurations with different 

inner shapes will be tested as depicted in Figure 1. 

Case A is a closed thermosiphon made from a smooth 

pipe and will act as a reference to evaluate the effects 

of different wicks in the pipe of case B and C. Multiple 

layers of a wire mesh will create a capillary structure 

both in case B and C. However, in case C the wick lays 

on an axially grooved surface. Such grooves will act 

as arteries that should facilitate the liquid flow back to 

the evaporator. In addition to those heat pipes a shorter 

test heat pipe will be manufactured. It will be used to 

test the manufacturing, the filling and the sealing 

procedures as well as the proper functioning of the 

HPT. The properties of all heat pipes are summarized 

in Table 1. 

A B C 

Fig. 1 

A – Smooth pipe. B – pipe with wire mesh. C – Pipe with axial grooves and wire mesh. 

1 For comparison, a fuel pin in a 3600 MW th PWR delivers an average linear power of 178 W/cm [9]. 

Vol. 69 (2024)

60 

 


Heat Pipe OD [mm] ID [mm] Length [m] Fluid Wick 

A 21.34 15.80 4.00 Potassium None 

B 21.34 15.80 4.00 Potassium Multi-Layer mesh 

C 19.90 15.00 4.00 Potassium Axial grooves 0.4 x 0.8 mm 

Wire mesh: 300 meshes per inch 

T - Test 21.34 15.80 2.00 Sodium None 

Tab. 1 

Heat Pipes characteristics. 

A 

B 

Fig. 2 

A – Top end of the heat pipe. B – Bottom end of the heat pipe. C – Spacer support for internal capillary pipe. 

C 

A 

B 

Fig. 3 

Assembly test heat pipe. A – Top. B –Bottom. 

Fig. 4 

Assembled test heat pipe. 

Each heat pipe is made by the components shown in 

Figure 2, and they have been assembled as shown 

in Figure 3. 

All welds have been realized by electron beam 

welding as suggested in [4] since this welding technique 

provides the most accurate and reliable sealing. 

A capillary pipe (ID/OD 1.50/2.50 mm) is internally fixed 

along the heat pipe axis. This capillary can host any 

measurement system that can fit inside it. At first a 

thermocouple will be used to measure locally the heat 

pipe inner temperature. Later on, the thermocouple 

will be replaced by an optic fibre temperature sensor 

able to measure temperatures every 5 mm, hence 

providing an axial temperature profile [7], [8] . The 

capillary pipe is quite flexible, so it has to be fixed 

inside the heat pipe. Therefore, spacer supports 

(see Figure 2C resp. 3A) are placed every 40 cm in 

the heat pipe. In Figure 4 the assembled test heat 

pipe is shown. 



61 

Fig. 5 

Overall design of the HPT. Cooling zones are blue, whereas heating zones are in grey. 

Each procedure requires an ad-hoc facility that is 

currently being built. 

Fig. 6 

On the left: heating zone without insulation. 

On the right: cooling zone without insulation. 

Once mechanically assembled the heat pipe has to 

undergo the following procedures: 

1. Outgassing: The heat pipe is connected to a vacuum 

pump and leak tests are performed. Air is removed 

from the pipe. 

2. Filling: The working fluid is inserted in the heat 

pipe. Since both sodium and potassium oxidise 

quickly if in contact with air, the procedure must be 

carried out in an inert argon atmosphere. At the end 

of the procedure the pipe is filled with the working 

fluid and argon. It is temporary closed by a SS316 

valve. 

3. Sealing: the pipe is put in a vacuum chamber; the 

valve is opened and all argon is removed from the 

heat pipe. The filling pipe is locally heated up to the 

melting point of about 1430 °C, clamped and sealed 

permanently. 

Heat Pipe Tester 

The overall design of the HPT is shown in Figure 5 

while sections of the heating and cooling zones are 

shown in Figure 6. The main characteristics of the 

HPT are listed in Table 2. The whole set-up can be tilted 

from horizontal to vertical orientation (i.e. no gravityassisted 

resp. gravity-assisted backflow of the working 

liquid inside the heat pipe) so that the effect of gravity 

and hence the efficiency of the capillary structure of 

a heat pipe can be tested at various inclinations. In 

fact, depending on the capillary structure, different 

heat pipes might present their best performances at 

different angles [5], [6] . 

The HPT design is modularly constructed, this allows 

to use the HPT for heat pipes of any lengths between 

40 and 400 cm and any diameter up to 38 mm. In fact, 

the length of any module can be adapted by cutting 

new pipes with a different length. Both the top and 

bottom attachments are always the same. Moreover, 

being each module controlled independently, different 

heat inputs can be provided (each heating module 

is equipped with two resistance heating cables). For 

instance, if the heat input profile has a cosine profile, 

it can be approximated by a step function with 5 steps 

(see Figure 7A). 

In a similar manner, the cooling modules can be 

controlled independently. Each cooling module is a 

oil-cooled double-wall, gas gap calorimeter applied 

around the heat pipe. The gas (Ar) gap introduces an 

additional thermal resistance preventing the oil on the 

other side to come into contact with temperatures 

above 300 °C. The high thermal capacity of the oil, 

coupled with a sufficiently high mass flow rate, allows 

Max. power input 11.9 kW Max cooling power (primary sys.) 11 kW 

Max. power input per module 2.38 kW Min. and max. oil temperature 100 °C – 325 °C 

Modules heating zone 5 Modules cooling zone 2 long – 1 short 

Modules length 30 cm Modules length 75 cm and 30 cm 

Theoretical max. linear power 80 W/cm Expected max. linear power (cooling) From 45 to 60 W/cm 

Thermocouples per module 8 Thermocouples per module 16 and 8 

Tilting angle From 0 °C to 90 °C 

Tab. 1 

Heat Pipes characteristics. 

Vol. 69 (2024)

62 

 


A 

Fig. 7 

A – Axial linear power profile. B – Expected temperature profiles along the cooling module. 

B 

little increase of oil temperature along the section, 

making the heat removal uniform. In Figure 7B, the 

expected temperature profile in the 30 cm long cooling 

module from analytical calculations can be seen 

where the temperature of the inner gap wall is set 

constant to 800 °C. Furthermore, the linear heat flow 

decreases linearly from 48.2 W/cm to 47.9 W/cm, which 

means that around 48 W/cm can be extracted from the 

heat pipe. However, changing the gas composition 

inside the gap or the emissivity of its inner surface 

allow to modify both the temperature profiles and the 

extracted linear heat flow. 

Both heating and cooling zones are insulated by 

multiple layers of insulating material. Ideally, all heat 

generated by the resistance heating cables should 

be transferred to the heat pipe, while all extracted 

heat should flow into the cooling oil. However, 

achieving this ideal scenario is impractical. Therefore, 

it is necessary to measure thermal losses accurately 

to obtain a precise estimation of the heat effectively 

transferred to and extracted from the heat pipe. This 

is facilitated by an outer containment structure, 

comprising an outer SS304 shell housing the entire 

setup. The containment structure serves multiple 

functions: 

⁃ It provides a sealed volume in which an argon 

atmosphere can be created, guaranteeing that in 

case of a heat pipe failure (leakage) no violent 

reactions between potassium and oxygen can take 

place. 

⁃ It separates the experimental set-up from the 

laboratory so that no chemical or dust will contaminate 

the laboratory hall. 

⁃ Being externally cooled it provides both a way to 

measure the heat removed from the system and an 

emergency cooling system. If the primary cooling 

system fails, it would be sufficient to turn off the 

heating system and wait until all the heat is slowly 

removed. On the other hand, during normal 

operations, water temperature is measured at the 

inlet and outlet of every zone. Since the mass flow 

rate of the cooling water is known, the heat transferred 

to the system can be evaluated. 

CONCLUSION 

Both the design of the heat pipe prototypes and the 

HPT have been defined. All the needed materials 

for their construction have been procured and the 

assembly process is ongoing. The assembly procedure 

that included electron beam welding proved to be an 

efficient and reliable technique to be used for the next 

prototypes. The spacer proved to be extremely efficient 

in making the capillary stable inside the pipe. This set 

up make equipping the heat pipe with any kind of 

temperature sensor along its axis possible and simple. 

The HPT design makes it possible to set a working 

temperature or a working linear heat flow, while 

providing a suitable cooling on the condensation side 

and a continuous estimation of thermal losses along 

the tester. 

Once operative the HPT will enable to record the 

heat transport performances of multiple heat pipes at 

different working temperatures, at different tilting 

angles and with longer or shorter evaporation and 

condensation zones. In short, a wide range of experiments 

will be possible in which the limits of various 

heat pipes can be reached safely. At the same time the 

realization of three heat pipe prototypes will make 

possible to assess the efficiency of well-known wick 

structures in applications that require long heat pipes. 



63 


The presented work was funded by the German Federal 

Ministry of Education and Research (BMBF, project 

no. 02NUK074A) on basis of a decision by the German 

Bundestag. 

Impressum 

Offizielle Mitgliederzeitschrift 

der Kerntechnischen Gesellschaft e. V. (KTG) 

References 

[1] M. A. Gibson, S. R. Oleson, D. I. Poston and P. McClure, „NASA‘s Kilopower 

reactor development and the path to higher power missions“, 2017 IEEE 

Aerospace Conference, Big Sky, MT, USA, 2017, pp. 1-14 

[2] Y. Arafat, Jurie Van Wyk, “eVinci Micro Reactor”, Nuclear Plant Journal, 

March-April 2019 

[3] G. Black, D. Shropshire, K. Araújo, A. van Heek, Prospects for Nuclear 

Microreactors: A Review of the Technology, Economics, and Regulatory 

Considerations, Nuclear Technology, 209:sup1, S1-S20, (2023) 

[4] Amir Faghri, Heat Pipe Science and Technology, Second Edition, Global 

Digital Press; 2nd ed. edition (25 Nov. 2016) 

[5] Shung-Wen Kang, Huan-Ming Yeh, Meng-Chang Tsai and His-Hsiang Wu, 

“Manufacture and Test of a High Temperature Heat Pipe”, Journal of 

Applied Science and Engineering, Vol. 22, No. 3, pp. 493E499 (2019) 

[6] Zhixing Tian, Xiao Liu, Chenglong Wang, Dalin Zhang, Wenxi Tian, Suizheng 

Qiu, G.H. Su, “Experimental investigation on the heat transfer performance 

of high-temperature potassium heat pipe for nuclear reactor”, Nuclear 

Engineering and Design 378, (2021) 

[7] J. P. Dakin, D. J. Pratt, G. W. Bibby, and J. N. Ross, “Distributed optical fibre 

Raman temperature sensor using a semiconductor light source and 

detector,” Electron. Lett. 21(13), 569–570 (1985) 

[8] Jingyu Wu, Mohan Wang, Kehao Zhao et al., “Distributed Fiber Sensors 

With High Spatial Resolution in Extreme Radiation Environments in 

Nuclear Reactor Cores”, Journal Of Lightwave Technology, vol. 39, no. 14, 

July 15, 2021 

[9] J. J. Duderstadt, L. J. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley and 

Sons, Inc; New York, 1976 

Verlag 

INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft mbH 

Berliner Straße 88A, 13467 Berlin 

www.nucmag.com 

@atw_Journal 

@atw-international-journal-for-nuclear-power 

Geschäftsführer 

Dr. Thomas Behringer 

Chefredakteur 


+49 172 2379184 

nicolas.wendler@nucmag.com 

Anzeigen und Abonnements 

info@nucmag.com 

Layout 

zi.zero Kommunikation 

Berlin 

Redakteurin 

Nicole Koch 

+49 163 7772797 

nicole.koch@nucmag.com 

Authors 

Ruggero Meucci 

Institute of Nuclear Technology and Energy Systems 

(IKE) – 

University of Stuttgart 

Pfaffenwaldring 31, 70569, Stuttgart, Germany 

Ruggero.Meucci@ike.uni-stuttgart.de 

Ruggero Meucci is currently a researcher at the institute 

of nuclear technology and energy systems (IKE) 

at the University of Stuttgart. He graduated in 2021 

with a degree in Nuclear Engineering from Politecnico 

di Milano, where he achieved a score of 110/110. Prior 

to his current role, he worked as a project engineer at 

Nucleco S.p.A. for one year. Ruggero has a strong passion 

for working with molten metals and casting. 

Druckerei 

inpuncto:asmuth 

druck + medien gmbh 

Buschstraße 81, 53113 Bonn 

Preisliste 

Gültig seit 1. Januar 2021 

Erscheinungsweise 6 x im Jahr (alle 2 Monate) 

DE: 

Pro Ausgabe (inkl. USt., exkl. Versand) 32.50 € 

Jahresabonnement (inkl. USt., exkl. Versand) 183.50 € 

Alle EU-Mitgliedsstaaten ohne USt-IdNr.: 

Pro Ausgabe (inkl. USt., exkl. Versand) 32.50 € 

Jahresabonnement (inkl. USt, exkl. Versand) 183.50 € 

EU-Mitgliedsstaaten mit USt-IdNr. und alle weiteren Länder: 

Pro Ausgabe (ohne USt., exkl. Versand) 30,37 € 

Jahresabonnement (ohne USt., exkl. Versand) 171.50 € 

Rudi Kulenovic, Jörg Starflinger 

University of Stuttgart, IKE 

Rudi.Kulenovic@ike.uni-stuttgart.de, Joerg.Starflinger@ike.uni-stuttgart.de 

Copyright 

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

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

consent of the publisher, INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesell schaft 

mbH, is prohibited. This applies to repro duc tions, translations, microfilming 

and the input and incorpo ration into electronic systems. The 

individual author is held responsible for the contents of the respective 

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

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

any responsibility for unrequested contributions. 

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

ISSN 1431-5254 (Print) | eISSN 2940-6668 (Online) 

Vol. 69 (2024)

64 

 


Characterization of Irradiated 

Graphite Samples Using Destructive 

and Non-destructive Methods 

› Lorie Meunier, Lotte Lens, Niklas Heiß, U. W. Scherer 

Characterisation of irradiated, thus activated graphite samples is mandatory before any 

decontamination steps can be developed. Various non-destructive and destructive 

measurement techniques are used for it. The accurate determination of the activity of 

γ-emitters is conducted by gamma ray spectrometry with high purity germanium (HPGe) 

detectors, while electronic autoradiography allows the mapping of the β-emitter distribution 

in order to verify the homogeneity inside of the samples. Since the two key radionuclides 

of the project being tritrium (H-3) and radiocarbon-14 (C-14), are both pure beta emitters, 

an additional quantification method is required. The activities are determined by Liquid 

Scintillation Counting (LSC), after a destructive sample preparation using an oxidizer. 

INTRODUCTION 

Graphite is a commonly used material in nuclear 

reactors, such as in construction material, moderators, 

reflectors and fuel sleeving material. Over time the 

graphite and its impurities are activated due to neutron 

capture processes. Based on the reactor type, the 

graphite manufacturing process, the operating time, 

the radioisotopes to be found in the samples may differ. 

Globally, irradiated reactor graphite (i-graphite) 

present a substantial challenge, amounting to approximately 

250,000 tons, with Germany contributing a 

relatively modest 2,000 tons, primarily from research 

reactors [1] . The contaminated wastes are to be 

potentially disposed in the final repository KONRAD. 

Due to the strict guidelines in KONRAD, concerning 

maximum allowable activities of radionuclides, it is 

important to know inventories and activities. However, 

there is a lack of information about those data. To 

address this issue, simulations can be performed 

to give a first assumption on the inventory but nevertheless 

experimental characterisation is necessary. 

For further details on the simulation methodology, a 

paper by M. Klink [2] and a poster by N.Heiß are 

provided. For further information on the general 

problematic of irradiated graphite waste, a paper and 

a presentation are provided by L. Lens [3] . 

In irradiated graphite samples, β- and γ-emitters can 

be found. Therefore, special analytical techniques need 

to be used to identify and quantify the different radionuclides. 

In this work different analytical techniques 

are used for the characterisation of the irradiated 

graphite samples. For the project, non-destructive and 

destructive measurement methods are used for the 

characterisation. The non-destructive measurement 

methods include measurements with high purity 

Germanium (HPGe) detectors, and an autoradiographic 

system. The destructive method involves measurements 

using Liquid Scintillation Counting (LSC). As 

this requires sample preparation using an oxidizer, 

resulting in complete destruction of the matrix. 

This work focuses on the development of a methodology 

for the characterisation of i-graphite, while applying 

the above mentioned analytical techniques. 

METHODS 

NON-DESTRUCTIVE MEASUREMENT METHODS 

Gamma ray spectrometry with a HPGe detector is a 

standard measurement technique used in nuclear 

industry and research to detect γ-emitters. This technique 

has several advantages: being non-destructive due 

to the strong penetration of the gamma ray through 

matter, little sample preparation is needed, and any 

geometry can be measured. 

Due to the fact that every sample has its own geometry, 

and the efficiency of the detector strongly depends on 

the geometry, efficiency curves are required for the 

determination of accurate activities. This is done with 



65 

a multi-nuclide standard with energies ranging 

from 60 keV to 1836 keV used in different geometries. 

Data measured for different geometries e.g. Marinelli 

Beaker, cylindrical bottle etc., are compared with 

results provided by simulation software such as 

LABSOCS [4] , Efftran [5] , Mefftran [6] and FLUKA [7] [8] [9] . 

These codes allow the prediction of the efficiency 

curves of any geometry. Geometry is just one of the 

parameters that may vary among samples. 

Previous simulation and experimental characterisation 

were performed before dismantling the FiR1 TRIGA 

Reactor in Finland. Typical γ-emitters were found in 

the irradiated graphite such as Co-60, Ba-133 and 

Eu-152 [10] . Those γ-emitters are also expected to be 

found in the studied graphite samples of the project. 

Indeed, the radionuclide inventory can be estimated 

when comparing similar reactors. The presence of 

gamma ray emitters is relevant for the dose rate which 

may limit the handling procedures. 

However, this technique is suitable only for γ-emitters, 

while the focus of the project lies on two specific radionuclides: 

tritium and carbon-14, both pure β-emitters. 

As the range of these very low energy beta particles 

is extremely short, quantifying their activities requires 

a destructive measurement method. The sampling 

step for the destructive method requires to know if 

the nuclides within the sample are homogeneously 

distributed or not. To do so, a modern real-time autoradiographic 

system is used. 

Mapping beta radiation patterns provides crucial 

insights into the spatial distribution of nuclide 

emissions, contributing to a nuanced understanding of 

the waste material. The electronic autoradiographic 

method, as outlined by Baier [11] and Poncet et al. [12] , 

allows us to comprehensively characterize beta nuclide 

emissions within irradiated reactor graphite and is 

employed for a detailed investigation of radionuclide 

distribution and identity within reasonable statistical 

limits. This involves mapping the spatial distribution 

of radionuclides on a two-dimensional plane, providing 

precise insights into nuclides emitting selective 

energy ranges. The identification and quantification 

of β-emitting nuclides, such as H-3 and C-14, are 

determined using predetermined parameters for a 

comprehensive analysis. 

Studies by Ghosh [13] revealed that a portion of the C-14 

activity may be situated near the surface, while the other 

part is usually homogeneously distributed in the 

volume. Notably, other (metallic) radionuclides often 

form ‚hotspots‘, indicating highly heterogeneous distribution 

patterns. 

DESTRUCTIVE MEASUREMENT METHODS 

Since the key nuclides H-3 and C-14 are pure beta 

emitters, they cannot be measured using HPGe 

detectors. Instead, LSC is used for the quantitative determination 

of their activity. Prior to conducting measurements 

with the LSC, a sample preparation is necessary 

using an oxidizer. To ensure representative sampling, 

it is crucial that the activity in the sample 

is uniformly distributed within the matrix. This 

homo geneity is ensured by the autoradiograph, as 

described above. The oxidization step involves burning 

the graphite samples in a continuous stream of oxygen 

to convert the graphite into CO₂ and subsequently 

capturing the gases in suitable solutions. Following this 

process, the cocktail solution can be measured using 

the LSC. 

Figure 1, shows the scheme of the oxidation process. 

For this purpose, an industrial oxidizer is used, which 

has been modified and optimized to suit the applicable 

measurement requirements. The individual process 

Fig. 1 

Scheme of the oxidization process with: 

1 combustion chamber, 2 sample holder, 3 catalyst, 4 sample vial, 5 additional vial(s), 6 waste gas trap bottle. 

Vol. 69 (2024)

66 

 


steps are described in more detail in the following 

paragraph. The combustion tube is made from quartz 

glass and consists of two parts: the actual combustion 

chamber 1 in which the sample is burned and the 

downstream catalytic converter 3 that will be 

described later. The sample holder 2, or ladle is 

automatically inserted into the combustion chamber 

by the system. The system holds a total of 6 ladles, 

which enables us either a higher sample throughput 

or a higher sensitivity with a multi-ladle setting. 

Since the possible sample amount of graphite is limited 

(


67 


The project is supported by the federal ministry for 

education and research [15S9442]. A special thanks to 

the staff of TRIGA Mainz and JEN Jülich for collaborating 

and providing us with samples and information. 

Authors 

Lorie Meunier 

Mannheim University of Applied Sciences 

l.meunier@hs-mannheim.de 

After obtaining her master in analytical chemistry 

and her engineer degree in chemistry and process 

engineer, Lorie started her PhD at the Mannheim 

University of Applied Sciences focusing on the 

characterisation and decontami nation of irradiated 

graphite. 

References 

[1] IAEA-TECDOC1790, “Processing of Irradiated Graphite to meet Acceptance 

Criteria for Waste Disposal” Vienna, (2010). 

[2] M. Klink, “Estimating of radionuclides inventory and activites of irradiated 

reactor graphite using the Monte-Carlo based programm FLUKA,” 

Proceedings Kerntechnik 2024, Leipzig, (2024). 

[3] L. Lens, “Characterization and decontamination of irradiated reactor 

graphite-Overview,” Proceedings Kerntechnik 2024, Leipzig, (2024). 

[4] I. Mirion Technologies, “Technical Advantages of ISOCS./LabSOCS,” (2022). 

[5] T. Vidmar, “EFFTRAN—A Monte Carlo efficiency transfer code for 

gamma-ray spectrometry,” Nuclear Instruments and Methods in Physics 

Research, vol. 550 (no. 3) pp. 603-608, (2005). 

[6] Nikolic JK, Rajacic M, Todorovic D, Vidmar T, “The first experimental test of 

the MEFFTRAN software on HPGe detector calibration for environmental 

samples,” J Environ Radioact, pp. 191-196, (2016). 

[7] G. Battistoni, et. Al., “Overview of the Fluka code,” Annals of Nuclear 

Energy, (2015). 

[8] e. A. C. Ahdida, “New capabilities of the Fluka multi-purpose code,” 

in Frontiers in Physics, vol. 9, (2022). 

[9] V. Vlachoudis, “Flair: A powerful but user friendly graphical interface 

for Fluka,” (2009). 

[10] A. Räty, “Activity Characterization Studies in FiR 1 TRIGA Research Reactor 

Decommissioning Project,” (2016). 

[11] M. Baier, “Autoradiographic investigations of reactor graphite,” 

Master thesis, (2011). 

[12] L. B.Poncet, “Method to assess the radionuclide inventory of irradiated 

graphite waste from gas-cooled reactors,” in J Radioanal Nucl Chem, (2013). 

[13] S. Ghosh, “Systematic autoradiographic investigation of irradiated reactor 

graphite,” Master thesis, (2013). 

[14] M. F. L'Annunziata, “Chapter 7: Liquid Scintillation,” in Handbook of radioactivity 

analysis, (2020). 

[15] Bé M.-M., et Al., “Table of Radionuclides,” in Monographie BIPM-5, vol. 7, 

Bureau International des Poids et Mesures, (2013). 

[16] Bé M.-M., et Al., “Table of Radionuclides,” in Monographie BIPM-5, vol. 3, 

Bureau International des Poids et Mesures, (2006). 

[17] “DIN EN ISO 11929-1:2021-11, Bestimmung der charakteristischen Grenzen 

(Erkennungsgrenze, Nachweisgrenze und Grenzen des Überdeckungsintervalls) 

bei Messungen ionisierender Strahlung - Grundlagen und 

Anwendungen - Teil 1: Elementare Anwendungen,” (2019). 

Lotte Lens, Niklas Heiß, U. W. Scherer 

Mannheim University of Applied Sciences 

l.lens@hs-mannheim.de; n.heiss@hs-mannheim.de; 

u.scherer@hs-mannhem.de 

Vol. 69 (2024)

68 

 


Muon Imaging of Transport 

and Storage Casks 

› Suzanne Eisenhofer, Jakub Dykas, Guanghao Jiao, Michael Wagner, Uwe Hampel 

Understanding the state of the inventory of transport and storage casks is a key concern 

for the safety and operation of interim storage facilities – and subsequently - for final 

repository transport and relocation. This paper focuses on image reconstruction 

algorithms and developing further approaches to achieve images of higher resolution. With 

the objective to apply a muon imaging system to an interim storage cask, these new 

algorithms are necessary to obtain information and reconstructed images not only from 

simulated data, but also experimental data. Presented here by the BMUV-funded project 

RIMANUS is a new image reconstruction algorithm using muon scattering. 

INTRODUCTION 

RIMANUS, Innovative Radiation-based Imaging Techniques 

for Nuclear Safety Research, is a BMUVfunded 

project that investigates and further develops noninvasive 

innovative measurement technology for 

reactor safety research for three particular applications. 

The first focus pertains to the experimental and 

numerical study of dispersed two-phase flows in 

complex geometries as they may occur in light water 

reactors. Using ultrafast 3D x-ray tomography, dispersed 

bubble flow around semicircular, annular orificeshaped 

obstacles and simplified fuel-rod bundles are 

investigated. The second area of interest involves the 

experimental and numerical investigation of twophase 

flows in liquid metals in order to understand gas 

bubble behaviour in sodium-cooled reactors and gas 

lift in lead-cooled reactors. For this purpose, highenergy 

CT is applied. The third research application, 

and the concentration of this paper, is muon-based 

diagnostics for transport and storage casks containing 

spent fuel elements. These muonbased diagnostics 

were determined to be an effective technique through 

a previous investigation on inventory monitoring 

during the project DCS-Monitor. 

Germany will not have access to a final repository for 

spent nuclear fuel for at least several decades. Spent 

fuel is currently stored in transport and storage casks. 

Additionally, once a storage location is found and a 

repository built, the condition of the inventory after 

interim storage and transport will be even more 

unclear. Understanding the state of the inventory is 

imperative to operational safety and transport concerns, 

hence projects like the established DCS-Monitor 

I and II, and now RIMANUS, have been developing noninvasive 

ways to monitor the inventory of transport 

and storage casks. 

Previous work on DCS-Monitor investigated various 

potential non-invasive monitoring methods for transport 

and storage casks. Methods considered were 

thermography, acoustic spectroscopy, gamma and 

neutron flux measurements, and muon imaging [1] . Heat 

transfer through the storage cask was simulated 

for different inventory states and storage times, and 

the sensitivity of the external temperature field was 

determined. It was concluded that thermography, 

how ever, was not a viable method, as the information 

obtained was not discernible enough to detect potential 

fuel relocation unless fuel relocation was excep tionally 

significant [2] . Vibrational analysis was also established 

to be an ill-fitted method. The measurement of vibrational 

responses is a sensitive approach, and scaling 

from the model to an actual interim storage cask poses 

many unknowns and complications. Moreover, for 

various loading scenarios there was a change in the 

spectra, however it was not possible to obtain information 

on potential change from said spectra. Additionally, 

although bursting of fuel rods can be detected through 

passive acoustic spectroscopy, there are cases in which 

gas can escape via hairline cracks and current sensitivity 

of vibrational analysis techniques are uncertain [1] . 

DCS-Monitor did however conclude through Monte 

Carlo simulations that gamma and neutron flux 

measurements and muon imaging were both suitable 

methods for inventory monitoring, hence the DCS 

Monitor II and RIMANUS projects were developed in 

part to further investigate these methods [3] . The 

following concerns the development of cosmic muon 

imaging, particularly the development and improvement 

of image reconstruction algorithms from muon 

tracks. 



69 

METHODS 

Cosmic muons are high-energy particles directly or 

indirectly created from cosmic radiation interactions 

with the atmosphere. A cascade of various subatomic 

particles ensues. Hadronic particles either interact or 

decay and photon and electron energy is quickly lost 

to pair production and Bremsstrahlung, resulting in 

the principal composition of muons arriving at the 

surface of the Earth [4] . At sea level the muon flux is 

approximately 10,000 muons per minute per square 

meter with a mean energy of 3 – 4 GeV [5] . These high 

energies enable muons to travel through dense 

materials. Cosmic muons can be applied to challenging 

imaging scenarios, as they are high energy, highly 

penetrating and ubiquitous. 

Using transmission or muon scattering information, 

reconstructed images of objects can be obtained. From 

detecting unknown chambers in pyramid structures to 

imaging magma chambers for volcanic eruption 

predictions, muon radiography has been used for 

decades to identify materials and geometries for large 

objects [4] . Initially, only objects of significant size were 

evaluated, as muon transmission was studied. Recently, 

however, there has been a transition to developing 

methods to image smaller and/or more geometrically 

complex objects such as transport and storage casks 

through not only transmission, but also muon scattering 

angle. This requires knowledge of the exact tracks of 

the incoming muons as well as the out-going muons. 

Thus, rather than one detector for muon transmission 

measurements, two detectors are necessary. 

Various simulation-based studies to determine the 

extent to which the inventory of transport and storage 

containers can be imaged have been done [6, 7, 8] . Monte 

Carlo simulations are used to simulate the travel of 

muons through upright casks. The virtual detectors are 

arranged vertically around the surface of the container, 

as shown in Figure 1. This imaging setup was also 

recently used to perform measurements on a real 

CASTOR-type cask [9] . Investigations into a detector 

arrangement above and below the cask were also 

performed [10] . For the image reconstruction of the setup 

shown in Fig. 1, both muon absorption and scattering 

can be used. In most studies, only a cross-sectional 

image is reconstructed, as the longitudinal structure 

of the container and the inventory is almost homogeneous. 

In principle, however, a volume reconstruction 

is also possible. In previous studies, PoCA 

methods [4] or MLEM methods [11] are usually used for 

reconstruction. When initialising the linear system of 

equations in the MLEM case, each individual muon 

is considered separately and the unknown path 

between the two measured muon tracks is first estimated. 

In other words, the pixels or voxels through 

which the muon has travelled are estimated. The most 

common assumption made is a single scattering point 

in the volume, which is geometrically interpreted 

as the intersection of the two tracks. However, this 

usually unrealistic assumption can lead to considerable 

blurring in the reconstructed images for objects with 

complex geometry. Therefore, a different approach has 

been developed that does not require the estimation of 

the path through the volume and is presented below. 

It is known that the probability density θ for the 

scattering angle can be approximated by a normal 

distribution with an expectation value of 0 [11] 

(1) 

When using scattering as an imaging reconstruction 

approach, the aim is to reconstruct the distribution of 

the scattering density λ in the object. For a material 

with radiation length L rad , this results in 

(2) 

a 

Fig. 1 

Sketch for muon imaging with a cylindrical detector around an upright standing cask. 

a) Side view. b) Top view with scatter angle θ between incoming and outgoing muon. 

b 

Vol. 69 (2024)

70 

 


where p 0 is a reference energy (usually 3 GeV) and 

p is the energy of the muon. This cannot usually be 

determined by measurement, which is why it is 

assumed that the value of p is also 3 GeV, making p 0 = p 

1. The parameter L is the path of the muon travelling 

2 

through the material. Thus, the variance σ θ in 

equation (1) can be represented as a function of the 

scattering density and the track through the material. 

If a muon passes through N different materials in 

succession, then the probability of the total scattering 

density takes the form: 

(3) 

Considering the probability P that a muon is not 

scattered when travelling through the object, or at most 

with a very small angle ε, the resulting equation (4) 

follows from equation (3): 

(4) 

A scattering angle of 0 almost always indicates that a 

muon has not diverged from its original track. This 

means that the two opposing detectors measure the 

same muon track before and after the object through 

which the muon travelled. The probability P(|θ|


71 

CONCLUSION 

Muons have been shown to be useful and suitable for 

imaging techniques, as demonstrated by several groups 

and studies, some referenced in this work. However, 

there is nevertheless potential for increasing the image 

quality of muon reconstructed images specifically by 

improving image reconstruction algorithms. Therein 

lies the open question: to what degree of resolution can 

these images be obtained? Is it possible, for example, 

to be able to discern a single rod from the hundreds or 

thousands within an interim storage cask? Presented 

here is a new method in which muon tracks were not 

estimated, but defined through a series of pathways 

and the ingoing and outgoing muons measured. 

Although this does require more data for statistical 

accuracy, the image is considerably sharper compared 

to other reconstructed algorithms. In continuing to 

develop this image reconstruction algorithm, hope fully 

even more highly resolved images can be obtained. 


This work was funded by the Federal Ministry for the 

Environment, Nature Conservation, Nuclear Safety and 

Consumer Protection (BMUV) with the grant number 

1501661. 

References 

[1] Hampel, U., Kratzsch, A., Rachamin, R., Wagner, M., Schmidt, S., Fiß, D. & 

Reinicke, S., “Investigations on potential methods for the long-term 

monitoring of the state of fuel elements in dry storage casks,” Kerntechnik, 

83 (6), pp.513-522 (2018). 

[2] Wagner, M., Reinicke, S., Kratzsch, A., & Hampel, U.,“An analysis for detecting 

potential relocati on of the inventory of dry storage containers during 

prolonged interim storage via changes in the wall temperature fields,” 

Nuclear Engineering and Design, 366, 110749 (2020). 

[3] Rachamin, R., Hampel, U., “Feasibility assessment of using external neutron 

and gamma radiation measurements for monitoring the state of fuel assemblies 

in dry storage casks,” Annals of Nuclear Energy, 135 (2020). 

[4] Schultz,L., Borozdina, K., Gomeza, J., Hogana, G., McGill, J., Morrisa, C., 

Priedhorskya, W., Saundersa,A., Teasdalea, M., “Image reconstruction and 

material Z discrimination via cosmic ray muon radiography,” Nuclear 

Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, 

Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 519(3), pp. 687-694 

(2004). 

[5] Schultz, L., Cosmic Ray Muon Radiography, [unpublished dissertation], 

Portland State University (2003). 

[6] Poulson, D., Durham et al., “Cosmic ray muon computed tomography of 

spent nuclear fuel in dry storage casks,” Nuclear Instruments and Methods 

in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and 

Associated Equipment, 842, pp. 48-53 (2017). 

[7] Vanini, S. et al., “Muography of different structures using muon scattering 

and absorption algorithms,” Philosophical Transactions of the Royal Society 

A, 377(2137), 20180051 (2019). 

[8] Liu, Z., Chatzidakis, S., Scaglione, J. M., Liao, C., Yang, H., & Hayward, J. P., 

“Muon tracing and image reconstruction algorithms for cosmic ray muon 

computed tomography,” IEEE Transactions on Image Processing, 28(1), pp. 

426-435 (2018). 

[9] Ancius, D., et al. Muon tomography for dual purpose casks (MUTOMCA) 

project. In INMM/Esa rda Joint Annual Meeting (2021). 

[10] Braunroth, T., Berner, N., Rowold, F., Péridis, M., & Stuke, M., “Muon 

radiography to visualise individual fuel rods in sealed casks,” arXiv 

preprint arXiv:2102.08131 (2021). 

[11] Schultz, L., Blanpied, G., Borozdin, K., Fraser, A., Hengartner, N., Klimenko, 

A., Morris, C., Orum, C., Sossong, M., “Statistical Reconstruction for Cosmic 

Ray Muon Tomography,” IEEE Transactions on Image Processing, 

16, pp. 1985-1993 (2007). 

[12] Roberts, T. J., & Kaplan, D. M., “G4beamline simulation program for 

matter-dominated beamlines,” In 2007 IEEE Particle Accelerator Conference 

(PAC) (pp. 3468-3470). IEEE. (2007, June). 

[13] Chatzidakis, S., Chrysikopoulou, S., & Tsoukalas, L. H., “Developing a cosmic 

ray muon sampling capability for muon tomography and monitoring 

applications,” Nuclear Instruments and Methods in Physics Research 

Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 

804, pp. 33-42 (2015). 

Authors 

Suzanne Eisenhofer 

Technical University Dresden 

Institute of energy technology 

Faculty of mechanical engineering 

Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf e. V. 

s.eisenhofer@hzdr.de 

Suzanne Eisenhofer did her undergraduate work at 

the University of Glasgow, graduating with a BSc in 

Physics with Astrophysics in 2020. In 2021 she 

graduated with an MSc in Advanced Physics from the 

University of Strathclyde. Starting in June 2022 she 

was employed by Hochschule Zittau/Görlitz on the 

DSC-Monitor II project, working on Monte Carlo 

simulations of gamma and neutron radiation transport 

outside of transport and storage casks. Currently 

she is a PhD student at TU Dresden working on the 

project RIMANUS, focusing on using muon imaging as 

a non-invasive monitoring method for transport and 

storage casks. 

Jakub Dykas, Guanghao Jiao, Michael Wagner, Uwe Hampel 

j.dykas@hzdr.de, g.jiao@hzdr.de, michael.wagner@hzdr.de, 

u.hampel@hzdr.de 

Vol. 69 (2024)

72 

KTG-Fachinfo 

KTG-Fachinfo 12/2024 vom 07.08.2024: 

Studie Stromgestehungskosten 

des Fraunhofer ISE – zweifelhafte 

Berechnungsgrundlagen 

Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der 

KTG, derzeit macht eine aktualisierte Studie des 

Fraunhofer-Institut für Solare Energiesysteme „Stromgestehungskosten 

Erneuerbare Energie“ in den sozialen 

Medien die Runde, deren plakativ vermarktete Hauptthese 

ist, dass Fotovoltaik in Deutschland auch mit 

Batteriespeichern kostengünstiger Strom erzeugt als 

konventionelle Kraftwerke. Zumindest in der verkürzten 

Kommunikation in sozialen Medien wird damit der 

Eindruck erweckt, dass dadurch eine systemische 

Kostengünstigkeit für die erneuerbaren Energien 

gegeben sei. In der Studie selbst wird – wenn auch 

etwas verklausuliert im Zusammenhang mit den anzunehmenden 

Vollaststunden konventioneller Kraftwerke 

– klargestellt, dass systemische Stromgestehungskosten 

im Zusammenhang eines Energiesystems nicht betrachtet 

werden und auch keine systemspezifischen 

Kostenfaktoren wie Zubau von Backup-Kraftwerken, 

verstärkte Abregelung oder der Netzausbau bei (volatilen) 

erneuerbaren Energien oder auch Entsorgungskosten 

sowohl bei Erneuerbaren als auch bei Kernenergie 

berücksichtigt werden. Damit zielt auch diese 

Studie zu lediglich technologiespezifischen Stromgestehungskosten 

an der eigentlichen Herausforderung 

vorbei, ein zweckmäßiges Stromsystem zu entwerfen, 

das Versorgungssicherheit, Klima- und Umweltfreundlichkeit 

mit wirtschaftlicher Wettbewerbsfähigkeit 

kombiniert. 

Die begrenzte Reichweite der Studie schlägt sich auch 

in den Annahmen zu den verschiedenen Technologien 

nieder. Besonders deutlich wird das bei der Stromspeicherung. 

Da man ja keine tatsächliche Systembetrachtung 

vornehmen will, bleibt das Grundproblem 

der volatilen Erzeuger ungelöst und die Studie begnügt 

sich für die Kostenrechnungen mit sehr begrenzten 

Batteriespeicherkapazitäten. So wird für kleine PV- 

Dachanlagen eine Speicherkapazität in Höhe von einer 

Stunde Peakleistung der PV-Anlage, bei großen Dachanlagen 

von 30 Minuten und bei Freiflächenanlagen von 

40 Minuten noch abzüglich Wirkungsgradverlust angesetzt. 

Praktisch betrachtet bedeutet das, dass bei Peakshaving 

in den Stunden der höchsten Erzeugung und 

einem Ausgleich der abnehmenden Erzeugung am 

Nachmittag die Akkus alle leer sind, bevor es überhaupt 

dunkel wird. Bei der ebenfalls volatilen Windkraft gibt es 

keine Berücksichtigung von Speichern – man erstellt ja 

keine Systemstudie. 

An anderen Werten der Berechnungsgrundlage erkennt 

man, dass die Studie eine merkliche Schlagseite zugunsten 

der dort favorisierten erneuerbaren Energien 

hat und man es sich nicht nehmen lässt, die Kernkraft 

kostenmäßig besonders schlecht erscheinen zu lassen 

in einem Ausmaß, das nach Kenntnis des Autors seines 

Gleichen sucht mit Erzeugungskosten zwischen 130 und 

480 Euro pro Megawattstunde. So werden für die 

volatilen Erzeuger aus Sonnen- und Windkraft unrealistisch 

hohe Volllaststunden angenommen. Bei PV reicht 

die Bandbreite von 935 Volllaststunden im Norden bis 

1.280 im Süden, obgleich im Landesdurchschnitt nur 

etwa 950 Vollaststunden erreicht werden. Bei Windkraft 

an Land werden vom Binnenland 1.800 bis 3.200 Vollaststunden 

an guten Standorten im Norden – die aber 

mutmaßlich längst genutzt sind – unterstellt, obwohl im 

landesweiten Durchschnitt nur etwa 1.850 erreicht 

werden. Ähnlich bei Windkraft auf See, wo die Studie mit 

3.200 bis 4.500 Stunden rechnet, obwohl die Anlagen in 

der Praxis etwa auf 3.400 Volllaststunden kommen. Bei 

den Annahmen zur Anlagenlebensdauer fällt auf, dass 

die Kernkraft mit 45 Jahren sehr schlecht bewertet wird 

und auch Braunkohle- (40 Jahre) sowie besonders 

Steinkohlekraftwerke (30 Jahre) werden an dieser Stelle 

mit zu kurzen Nutzungszeiträumen belastet. 

Auch wird für Kernkraftwerke ein wesentlich höherer 

Zinssatz sowohl für Fremd- als auch für Eigenkapital 

angenommen als für Fotovoltaik und Windkraft einschließlich 

offshore. Als Eigenkapitalrendite für Kernkraftprojekte 

werden 12 Prozent angenommen, ein Wert, 

der selbst die implizite Rendite der heftig kritisierten 

Finanzierung von Hinkley Point C deutlich übersteigt und 

in einem Bereich liegt, der prohibitiven Charakter für 

Kernkraftprojekte hat. Deshalb werden überall dort, wo 

der gesamtwirtschaftliche Nutzen der Kernenergie der 

Wirtschaft und den Menschen zugänglich gemacht 

werden soll, Finanzierungswege mit niedrigeren Renditen 

bzw. Zinsen entwickelt. Ein solcher Gedanke wäre 

den Autoren der Studie aber völlig fremd, denn die 

Kostenanalyse für die Kernkraft findet „im Rahmen der 

energiepolitischen Planung des deutschen Energiesystems 

statt“. Übersetzt bedeutet dies, dass die hypothetisch 

aufzufassende Einbeziehung der Kernkraft in 

die Studie auf der Annahme beruht, dass zwar irgendwie 

Kernkraftwerke errichtet werden, aber bruchlos eine 

Anti-Kernkraft-Politik weiterverfolgt und eine vollständige 

Versorgung durch erneuerbare Energien angestrebt 

werden sollen. Das äußert sich in konkreter 

Form in der Annahme von 4.300 bis 6.300 Vollaststunden 

für Kernkraftwerke in 2024, die bis auf 2.000 

bis 4.000 Vollaststunden in 2045 absinken. Dies hat 

natürlich verheerende Folgen für die Kostenstruktur von 

Kernkraftwerken, die in der Praxis in Deutschland etwa 

7.500 bis 8.000 Volllaststunden aufwiesen und dient 

am Ende dem Zweck, in einem Zirkelschluss innerhalb 

eines nicht hinterfragten und nicht-hinterfragbaren 

Paradigmas für die eigene Fan-Gemeinde demonstrieren 

zu können, dass Kernenergie viel zu teuer und völlig 

sinnlos ist. 

Als Fazit lässt sich ziehen, dass die aktuelle Fraunhofer 

ISE Studie zu Stromgestehungskosten vielleicht 

Meriten hinsichtlich der sehr ausführlich und auch mit 

globaler Perspektive behandelten Fotovoltaik – dem 

eigentlichen Kompetenzfeld des Instituts – hat, aber als 


KTG-Fachinfo 

73 

ein Instrument energiepolitischer Beratung wie letztlich 

jede LCOE-Studie ungeeignet ist und keinesfalls die 

Ansprüche erfüllen kann und will, die ihr in der Kommunikation 

zur Studie in sozialen Medien zugesprochen 

werden. 

Ihre KTG-Geschäftsstelle 



Industrieller Abbau in Deutschland 

und Mängel der Energiewende 


KTG, in der vergangenen Woche hat der Werksleiter des 

BASF-Standortes Ludwigshafen, Uwe Liebelt, beim 

Wirtschaftsforum der IHK Metropolregion Rhein-Neckar 

in Ludwigshafen berichtet, dass die BASF einen weiteren 

Abbau ihrer deutschen Kapazitäten plane, da die 

Rahmen bedingungen immer schlechter würden und der 

Standort Deutschland zunehmend unattraktiv werde. 

Liebelt erklärte, dass so manche Investition am hiesigen 

Standort „eher aus Patriotismus als aus wirtschaftlichen 

Gründen“ getätigt würde. Als Gründe für die großen 

Schwierigkeiten des Standorts benannte er – wie unter 

anderem Focus berichtet – hohe Energiepreise, Fachkräftemangel, 

hohe Steuern und Abgaben sowie eine 

die Unternehmen lähmende Bürokratie. Die Unternehmensstrategie 

des vorigen BASF-Vorstands vorsitzenden 

Martin Brudermüller, zum Ausgleich für die im 

internationalen Vergleich hohen Energiepreise andere 

Kosten zu senken und ggf. Anlagen stillzulegen, wird 

deshalb von seinem Nachfolger Markus Kamieth 

weiterverfolgt. So macht das Stammwerk mit seinen 

39.000 Beschäftigten, das mit 10 Quadratkilometern 

Fläche das größte zusammenhängende Chemiewerk 

der Welt bildet, derzeit einen Verlust von vier Millionen 

Euro pro Tag. 

BASF steht mit der Investitionszurückhaltung in 

Deutschland nicht allein: wie das Institut der deutschen 

Wirtschaft berichtet, sind die Investitionen ausländischer 

Unternehmen in Deutschland in den vergangenen Jahren 

stark zurück gegangen und haben von 2021 bis 2023 zu 

einem Nettoabfluss von 320 Milliarden Euro geführt. 

Auch insgesamt lag die Produktion im produzierenden 

Gewerbe Ende 2023 deutlich unter den Vor-Corona- 

Werten oder den Werten von 2015 und entwickelt sich 

weiter schwach. 

Ein maßgeblicher Faktor bei dieser negativen Entwicklung 

sind die hohen Energiekosten und damit die 

Energiewendepolitik in Deutschland, die maßgeblich 

zur Verteuerung von Energie beiträgt. Die Expertenkommission 

zum Energiewende-Monitoring hat in 

ihrem jüngsten Monitoringbericht von Juni 2024 auch 

zahlreiche Mängel der Energiewende identifiziert, wie 

u. a. das Handelsblatt berichtet. Neben einigen positiv 

bewerteten Aspekten wie dem Ausbau erneuerbarer 

Energien und der Diversifizierung der Erdgasbezugsquellen 

sieht die Expertenkommission aber „politischen 

Handlungsbedarf in nahezu allen Bereichen der Energiewende“. 

Auch der durch gesetzgeberische Impulse 

angeregte beschleunigte Ausbau der erneuerbaren 

Energie hat allerdings Nachteile: insbesondere der 

schnelle Ausbau der Fotovoltaik bringt die Verteilnetze 

an ihre Belastungsgrenze und geht mit einer hohen 

Preisvolatilität am Strommarkt einher, da inzwischen 

häufig mehr Strom angeboten wird als sinnvoll genutzt 

werden kann und der Marktwert für Strom aus Sonne 

und Wind relativ zum Stundenkontraktpreis seit Jahren 

kontinuierlich sinkt. 

Kritisch blickt die Expertenkommission auch auf die 

Versorgungssicherheit und die Versorgungslücke, die 

sich aus dem Kohleausstieg ergibt. Hier wird vor allem 

die nicht finalisierte Kraftwerksstrategie bemängelt, 

bei der immer noch Details offen sind und eine beihilferechtliche 

Genehmigung der Anreizmechanismen zum 

Bau von Gas- bzw. Wasserstoffkraftwerken durch die 

EU fehlt, so dass keine Investitionsentscheidungen 

möglich sind. Darüber hinaus wird bemängelt, dass das 

geplante Ausschreibungsvolumen von 10 GW im Lichte 

anderer Studien u. a. der BNetzA oder von ENTSO-E 

unzureichend ist und insbesondere für den Zeitraum 

nach 2030 deutlich ausgeweitet werden muss. 

Hinsichtlich des immer noch deutlich zu langsamen 

Ausbaus der Übertragungsnetze macht die Kommission 

den Vorschlag, wieder zu Freileitungen als Standard 

zurückzukehren, um den Ausbau zu beschleunigen und 

günstiger zu machen. Dies dürfte allerdings angesichts 

der Stimmungslage in den Bundesländern kaum zu 

realisieren sein. Auch macht die Kommission die Netzkosten 

als einen wesentlichen und dynamischen Faktor 

der Energiekostenbelastung aus. Erstaunlich ist allerdings, 

dass hier vor allem der Verzicht auf eine Begrenzung 

des Netzkostenanstiegs durch einen Bundeszuschuss 

aus budgetären Gründen kritisiert wird. Von 

einem Gremium zum Monitoring der Energiewende 

sollte man erwarten, dass nicht nur Symptome, sondern 

auch Ursachen beleuchtet werden und statt des Rufs 

nach einer weiteren Verschleierungsmaßnahme hinsichtlich 

der Energiewendekosten Wege eruiert werden, 

die weitere Eskalation der Kosten durch beherztes 

Umsteuern in der Energiepolitik zu verhindern oder zu 

dämpfen. 

Die Bereitschaft, die deutsche Energiepolitik einer 

grundlegenden Prüfung zu unterziehen und alternative 

Pfade zu den Zielvorgaben der Bundesregierung zu 

entwickeln und zu diskutieren, besteht bei der Expertenkommission 

zum Energiewende-Monitoring aber 

offenbar nicht. Die Kostenschätzungen für den Umbau 

des Stromsystems von 700 bis 1040 Milliarden Euro bis 

2035 oder 2040 in aktuellen Studien von McKinsey, Ernst 

& Young oder e.venture legen aber eine Neubewertung 

der Zielvorgaben der Energiewende nahe. Erforderlich 

Vol. 69 (2024)

74 

KTG-Fachinfo 

ist eine Öffnung für den Gedanken, das Hauptziel der 

Senkung der CO 2 -Emissionen möglichst kosteneffizient 

und systemverträglich zu erreichen, um die Wettbewerbsfähigkeit 

der Industrie wieder herzustellen und 

die Versorgungssicherheit zu gewährleisten. Die Verzettelung 

in immer maßlosere Vorgaben zum Ausbau 

volatiler Stromerzeuger und die dadurch erzwungene 

Umformung des gesamten Systems mit gigantischem 

Netzausbau, der Errichtung von Elektrolyseuren, zahlreichen 

Großbatteriespeichern, der Errichtung neuer 

Backup-Kraftwerke, Demand-Side Management, Nutzungsbeschränkungen 

für Stromverbraucher, hohe 

strukturelle Preisvolatilität und der stets zunehmenden 

Belastung der Strommärkte unserer Nachbarn kann sich 

Deutschland schlicht nicht leisten. 




Design des Nuward-SMR wird auf 

neue Grundlage gestellt 


KTG, anfang Juli wurde durch Medienberichte bekannt 

und kurz darauf auch von EDF bestätigt, dass die Entwicklung 

des Nuward-SMR nicht auf Grundlage des bisherigen 

Konzepts weiterverfolgt, sondern das Design 

neu aufgesetzt wird. Dieser Schritt erfolgt zu dem Moment, 

in dem der gemeinsam mit TechnicAtome, der 

CEA, Framatome und Naval Group entwickelte SMR das 

Stadium des basic design erreicht. Grund für die Entscheidung 

ist das Feedback potentieller Kunden, die Bewertung 

von sechs europäischen Aufsichtsbehörden 

und die Empfehlung eines internationalen Beratungsgremiums 

von zehn Institutionen, wie die französische 

Kerntechnische Gesellschaft (SFEN) berichtet. 

Insbesondere die parallele Vorprüfung des Designs 

durch Kooperation von sechs Atomaufsichtsbehörden 

ist bislang eine in Europa einzigartige Vorgehensweise. 

Dabei kooperieren die Aufsichtsbehörden Frankreichs 

(ASN), Finnlands (STUK), Tschechiens (SUJB), Polens 

(PAA), Schwedens (SSM) und der Niederlande (ANVS). 

Das International Nuward Advisory Board (INAB) wiederum 

besteht aus den Kernkraftwerksbetreibern EDF, 

Ontario Power Generation, TVO und Fortum, der indischen 

Regierungsbehörde Department of Atomic Energy, 

den Forschungseinrichtungen CEA, MIT und Politecnico 

di Milano sowie den Unternehmen TATA Consulting 

Engineers Limited und UJV Group, einer Ausgründung 

des tschechischen Kernforschungszentrums UJV Rez. 

Ziel des neu aufgesetzten Designs soll sein, das Projektrisiko 

zu reduzieren und damit den Erwartungen des 

künftigen Marktes zu entsprechen. Daher soll das neue 

Design auf bewährte Entwürfe und Komponenten „aus 

dem Regal“ gestützt werden, wie dies bei den US-amerikanischen 

Konkurrenzprodukten AP 300 und BWRX- 

300 der Fall ist. Der Nuward-SMR wird künftig auf 

Grundlage der inzwischen bewährten Reaktoren der 

dritten Generation entwickelt, womit Budget- und Terminrisiken 

gemindert sowie die Grundlage für Wettbewerbsfähigkeit 

durch Serienproduktion geschaffen 

werden sollen. 

Eine wesentliche technische Änderung, die sich aus dem 

neuen Ansatz ergibt, ist der Verzicht auf ein integriertes 

Design (iPWR), bei dem Kern, Dampferzeuger und Druckhalter 

sich innerhalb des Reaktorbehälters befinden. Mit 

dem Übergang zu einem konventionellen DWR-Layout 

soll die technische Machbarkeit verbessert und die genannten 

Risiken vermieden werden. Der Zielmarkt einer 

kombinierten Strom- und Wärmebereitstellung sowohl 

für die Eigenversorgung von Industriestandorten als 

auch für die städtische Kraft-Wärme-Kopplung bleibt 

dabei erhalten, ebenso wie die Nutzung bei der Umrüstung 

bestehender Kohlekraftwerksstandorte, die insbesondere 

in den ostmitteleuropäischen Staaten eine 

wichtige Anwendung ist. In Frankreich beträgt der Bedarf 

an Industrie- und Raumwärme rund 50 Prozent des 

Endenergieverbrauchs und wird auch dort zu rund 60 

Prozent aus fossilen Energieträgern erzeugt. 

Über die Auswirkungen des neu aufgesetzten Designs 

nach immerhin seit rund fünf Jahren laufenden Entwicklungsarbeiten 

auf die Zeitplanung des Gesamtprojekts 

sowie auf die technischen Grunddaten des Reaktors ist 

zum gegenwärtigen Zeitpunkt nichts bekannt. 




Marktentkopplung an der EPEX Spot 

mit drastischen Preisfolgen/ 

Ablehnung der Stromtrasse Hansa 

Power Bridge 


KTG, an der EPEX Spot Strombörse für den Stromhandel 

im Day-ahead- und Intraday-Handel für Handels gebiete, 

die Österreich, Belgien, Dänemark, Deutschland, Finnland, 

Frankreich, Luxemburg, die Niederlande, Norwegen, 

Polen, Schweden, das Vereinigte Königreich, die Schweiz, 

Ungarn, Tschechien, die Slowakei, Rumänien, Spanien 

und Portugal umfassen, hat es am 25. Juni eine bislang 

nicht geklärte technische Störung gegeben. Diese hat die 

handelsmäßige Koppelung der Märkte unmöglich gemacht 

und konnte nicht rechtzeitig für den ordnungsgemäßen 

Handelsablauf behoben werden. Daraufhin 

wurde die Auktionierung im Day-ahead-Handel mit 


KTG-Fachinfo 

75 

Liefertermin am 26. Juni für die einzelnen Handels gebiete 

getrennt durchgeführt. Für Deutschland hatte dies 

drastische Auswirkungen auf die day-ahead Strompreise, 

die eine sehr hohe Volatilität zeigten. Während 

um 2 Uhr nachts der Preis bei bereits hohen 280 Euro/ 

MWh lag, stieg dieser mit steigendem Verbrauch in den 

Morgenstunden im Zeitintervall 06:00 bis 07:00 Uhr auf 

2.330 Euro/MWh oder 2,33 Euro pro Kilowattstunde. Mit 

steigender erwarteter Einspeisung durch Fotovoltaikanlagen 

(installierte Kapazität peak ca. 89 GW, maximale 

Einspeisung 43,7 GW) sank der auktionierte day-ahead 

Preis über die Mittagsstunden bis auf Null um dann bis 

20 Uhr wieder auf 1.800 Euro/MWh zu steigen. Um 

Mitternacht Betrug der Preis schließlich 96 Euro/MWh. 

Im Tagesmittel ergab sich ein Preis von 450 Euro/MWh. 

Da der Handel für den 27. Juni nicht mehr gestört war, 

gab es keine extremen Preisspitzen mehr. 

Folgen der Marktentkopplung und Folgerungen 

Konkrete Auswirkungen hatten die Extrempreis nur 

für Kunden mit flexiblen Stromtarifen ohne Preislimit 

für die betroffenen Stunden etwa beim Laden eines 

Elektrofahrzeugs. Bei einem industriellen Kunden mit 

flexiblem Stromtarif, Feralpi Stahl in Riesa, wurde entschieden, 

die Anlage abzuschalten, um größeren finanziellen 

Schaden vom Unternehmen abzuwenden. Die 

Entscheidung, die Produktion für 24 Stunden auszusetzen, 

wurde getroffen, obwohl dadurch nach Aussage 

von General Manager Uwe Reinecke Kosten im sechsstelligen 

Bereich anfallen. Feralpi Stahl stellt Baustahl 

her, dessen Markt von einem stark schwankenden 

Auftragseingang geprägt ist, weshalb langfristige Stromabnahmeverträge 

nicht sinnvoll sind. 

Deutschland einem Risiko für noch höhere Preise aussetzen 

würde. Man kann hier auch erkennen, dass 

die Bereitschaft der Nachbarländer, die Defizite der 

deutschen Energiewendepolitik auszugleichen nicht 

grenzenlos ist. Es sei erwähnt, dass in Frankreich die 

Parteien Rassemblement national und Les Républicains, 

die am kommenden Sonntag eine Mehrheit der Mandate 

in der Nationalversammlung gewinnen könnten, für tiefgreifende 

Reformen des europäischen Strommarkts 

bzw. Sonderregelungen für Frankreich plädieren, die das 

bisher gewohnte Funktionieren des Strommarktes in 

Frage stellen. Die Kommunistische Partei und die linksgerichtete 

Bewegung La France Insoumise wollen gleich 

ganz aus dem europäischen Strommarkt aussteigen. 

Fazit 

Die Weigerung der schwedischen Regierung eine neue 

Stromleitung nach Deutschland zu genehmigen, die 

Marktverwerfungen infolge Marktentkopplung am 

25./26. Juni und eine mögliche drastische Änderung in 

der europäischen Strommarktpolitik bzw. der Strommarktstrukturen 

in Europa infolge der Wahlen in Frankreich 

sollten Anlass sein, die deutsche Energiewendepolitik 

auf ihre Nachhaltigkeit und Resilienz bzgl. des 

politischen und regulatorischen Umfelds zu prüfen. 

Dabei sollte nüchtern beurteilt werden, ob der eingeschlagene 

Weg tatsächlich die Robustheit aufweist, die 

für einen existenziell wichtigen Bereich wie die Stromversorgung 

geboten ist. 



Obgleich das hohe Preisniveau am 26. Juni und die 

extremen Preisschwankungen auf einen technischen 

Defekt der Handelsplattform zurückzuführen sind, 

zeigen sie doch, wie stark das inzwischen dominierend 

von volatiler Einspeisung geprägte Stromsystem 

Deutschlands vom Ausgleich über die europäischen 

Nachbarmärkte abhängt, sowohl bei der Abnahme von 

Produktionsüberschüssen als auch bei der bedarfsgerechten 

Versorgung. Mithin zeigen die Konsequenzen 

der Marktentkoppelung, dass die deutsche Energiewende 

davon abhängt, dass unsere Nachbarn dem 

deutschen Weg nicht folgen, sondern am Prinzip bedarfsgerechter 

Stromerzeugung festhalten. 

Schweden verweigert weitere Stromleitung 

Der Vorfall illustriert auch sehr deutlich – durch die 

kurzfristig entstandene Situation wohl überdeutlich – 

dass die Begründung der schwedischen Regierung für 

die Ablehnung einer weiteren deutsch-schwedischen 

Stromtrasse, der Hansa Power Bridge mit 700 MW 

Kapazität von Südschweden nach Dierhagen in 

Mecklenburg-Vorpommern nicht aus der Luft gegriffen 

ist. Die schwedische Regierung argumentiert nämlich 

damit, dass der Strommarkt in Deutschland nicht effektiv 

funktioniert und man die Stromregion Südschweden, 

die bereits unter knappheitsbedingt hohen Preisen 

leidet, durch eine weitere physische Kopplung mit 

Vol. 69 (2024)

76 

 

Vor 66 Jahren 


Vor 66 Jahren 

77 

Vol. 69 (2024)

78 

 

Vor 66 Jahren 


Vor 66 Jahren 

79 

Vol. 69 (2024)

80 

 

Vor 66 Jahren 


Vor 66 Jahren 

81 

Vol. 69 (2024)

82 

 

KTG Inside 

9. (Anreise und bis 11. Oktober 2024 

Get-together) 

AKW Zwentendorf 

3435 Zwentendorf an der Donau, Österreich 

info@junge-generation.org 

Die Gelegenheit, den Nachwuchs im deutschsprachigen 

Kerntechnikbereich zu vernetzen! 

Lieber Nachwuchs, 

Die Faszination für Kerntechnik treibt uns an, mehr 

über dieses spannende Feld zu erfahren. Neben 

Rückbau und Entsorgung gibt es so viel mehr zu 

entdecken! Deshalb laden wir euch herzlich zur 

jährlichen Nachwuchs tagung Kerntechnik ein, 

die dieses Jahr im AKW Zwentendorf stattfinden 

wird. 

Freut euch auf coole Exkursionen und spannende 

Vorträge zu verschiedenen Themen. 

Auch wenn Deutschland, Österreich und die 

Schweiz sich von der Kernenergie abwenden, 

gibt es immer noch viele Chancen in der 

Kerntechnik. 

Seid dabei und entdeckt die Vielfalt der Kerntechnik. 

Wir freuen uns auf eure Teilnahme 

in Zwentendorf und eine inspirierende Veranstaltung! 

Was euch erwartet? 

Kamingespräche und Key Notes 

Durch Kamingespräche und Key Notes 

haben Teilnehmer die Chance, sich über 

aktuelle Forschungsfelder in der Kernenergie 

und über die aktuelle industrielle 

Lage in Deutschland zu informieren. 

Technische Exkursion 

Während der Nachwuchstagung wird eine 

Fachexkursion in das AKW Zwentendorf 

angeboten. 

Soziales 

Der Austausch zwischen Young Professionals 

und Branchenbeteiligten steht für uns 

an erster Stelle. Daher werden auch 

verschiedene soziale Veranstaltungen 

angeboten wie zum Beispiel Business 

Lunches, Get-together und ein Dinner. 

Partner und Organisatoren 

JETZT 

ANMELDEN! 

www.gemeinsame-nwt.org 


KTG Inside 

83 

Bericht zur I4N Europe 2024 – 

Sieg für Deutschland 

Inside 

Auch wenn es im Fußball nicht geklappt hat, 

konnte Deutschland doch den Titel des diesjährigen 

„Innovation for Nuclear Europe 2024“ 

nach Hause holen. Das Team DUCAT bestehend aus León 

Hillers, Rupesh und Christian Urbank, drei Doktoranden 

der Universität Hamburg, konnte mit Ihrer Idee zur 

chemischen Anwendung abgereicherten Urans auch auf 

europäischer Ebene überzeigen. Damit qualifizierten sie 

sich zum internationalen Finale in Abu Dhabi im Rahmen 

des „International Youth Nuclear Congresses“ im 

September. Hier dürfen Sie sich nun gegen Wettbewerber 

aus der ganzen Welt beweisen und ihre Idee 

im Rahmen eines Innovationspitches erneut verteidigen. 

Antreten werden Sie gegen je zwei Teams aus Amerika 

und Afrika, sowie dem Vorjahresgewinner der EU, 

Spanien. 

Das Europäische Finale fand zwischen dem 25. und 

28. Juli in Sofia, Bulgarien statt. Team DUCAT wurde die 

Teilnahme durch die Förderung der KTG möglich. Neben 

einem vollgepackten Seminarprogramm mit Themen 

wie Wissensmanagement, Human Resources und 

Neubauprojekten, hatten die Teilnehmer auch die 

Möglichkeit das Kernkraftwerk Kozloduy zu besuchen. 

DUCAT setzte sich als Bester unter den 8 Teilnehmernationen 

(UK, GER, IT, FR, PL, SP, BGR, UKR) durch. Den 

zweiten Platz konnte sich Spanien mit einem Projekt zur 

Meerwasserentsalzung sichern. Der dritte Platz ging an 

Frankreich, mit einer Idee zur Kühlwasserkühlung mittels 

Thermoelemente. Es war rundum eine spannende 

Veranstaltung mit vielen Möglichkeiten zum angeregten 

Austausch und Netzwerken. 

Das Team bedankt sich für die Förderung der KTG und 

die ausgezeichnete Organisation durch die junge 

Generation. 

Der Gewinner des Internationalen Finale wird am 

04. Oktober dieses Jahres bekanntgegeben. Wir 

wünschen DUCAT alles Gute und hoffen auf gute 

Erfolge. 

Vol. 69 (2024)

84 

 

KTG Inside 

† Nachruf 

Dr. Hans-Heinrich Krug 

* 15.02.1938 

† 14.07.2024 

Wir trauern um unser langjähriges Mitglied 

Dr. Hans-Heinrich Krug, das nach langem Leiden 

am 14. Juli 2024 verstorben ist. 

Herr Dr. Krug war ein ungewöhnlicher Mensch. Vielseitig begabt und hoch intelligent, sprach er 

neun Sprachen, darunter Russisch und Chinesisch, verfügte er über eine breite Allgemeinbildung 

und verfolgte die gesellschaftlichen Entwicklungen im In- und Ausland als echter „homo politicus“ 

sehr genau. Geboren in Saarbrücken und aufgewachsen unter der französischen Besatzung, 

wurde er schon als Schüler politisiert. Nach dem Abitur in einem altsprachlich-humanistischen 

Gymnasium studierte er zunächst an der Universität des Saarlandes Mathematik, Physik und 

Chemie, wechselte nach Bonn und erwarb dort das Diplom in Physik. Von 1966 bis 1972 arbeitete 

er in Saclay bei Paris beim französischen Atomenergiekommissariat CEA in der Kernforschung 

und promovierte parallel dazu in Bonn bei Theodor Mayer-Kuckuk in Festkörperphysik. 

1972 wechselte er zur Kraftwerk Union AG, die 1987 in die Siemens AG eingegliedert wurde. 

Er übernahm im Bereich Kernbrennstoff-Kreislauf verschiedene Aufgaben im Brennelemente- 

Vertrieb. Seit 1995 lag der Schwerpunkt seiner Tätigkeit in der Kommunikation des Bereichs 

Energieerzeugung. Für das 1997 zu begehende 150jährige Siemens-Jubiläum wurde er beauftragt, 

eine Festschrift von 40 Seiten über das Engagement und die Erfolge von Siemens auf dem Gebiet 

der Kerntechnik zu erstellen. Was er – mit einem Jahr Verspätung – vorlegte, war das 300 Seiten 

umfassende Werk im Großformat „Siemens und Kenenergie“ über die zeitliche Entwicklung und 

den Aufbau der Kernkraftwerksbau-Technologie in Deutschland unter maßgeblicher Beteiligung 

von Siemens, über die organisatorischen Strukturen bei der Industrie, den Versorgungsunternehmen 

und den Behörden und über die gesellschaftlichen Konflikte auf dem Gebiet der 

Akzeptanz der Kernenergie. Wegen seiner Einmaligkeit war die geringe Auflage bald vergriffen. 

Der Nachdruck einer überarbeiteten Fassung wurde im Jahr 2000 im Hinblick auf die Kooperationsverhandlungen 

zwischen Siemens und Framatome gestoppt. 

So beschloss Herr Dr. Krug, nach der bevorstehenden Pensionierung das Buch auf eigene Kosten 

zeitlich fortzuschreiben und, losgelöst von dem Fokus auf Siemens, zu einer allgemeinen 

Darstellung der Kernenergie in Deutschland im Spannungsfeld der (Ausstiegs-)politik zu machen. 

Die im Informationskreis Kernenergie zusammengeschlossenen Unternehmen erklärten sich 

im Jahre 2004 bereit, durch Subskriptionszusagen einem Verlag das wirtschaftliche Risiko eines 

solchen Buchprojektes zu nehmen. Mehrere ehemalige Firmenkollegen unterstützten Herrn 

Dr. Krug mit ihrem Fachwissen oder redaktionell. Jahrelang beschäftigte er Hilfskräfte und 

bezahlte sie aus eigener Tasche. Die Arbeiten kamen zunächst gut voran. Dann wurde aus 

gesundheitlichen Gründen der Redaktionsprozess zu einem „stop-and-go“, der der Entwicklung 

der Kernenergiepolitik nicht mehr zu folgen vermochte – ein unverdient tragisches Ende für die 

idealistische Aufopferung all dessen, was man Ruhestand nennt. Ob sich jemand finden wird, 

sein Werk zu vollenden? 

Wolfgang Breyer 


KTG Inside 

85 

Die KTG gratuliert an dieser Stelle unseren besonderen Jubilaren ab und 

in ihren „ Neunzigern“. Wir danken für die lange und treue Mitgliedschaft 

in der KTG und wünschen noch viele glückliche Lebensjahre. 

Herzlichen Glückwunsch! 

Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag 

und wünscht ihnen weiterhin alles Gute! 

Oktober 2024 November 2024 

90 Jahre | 1934 

31. Prof. Dr. Rudolf Taurit 

Lübeck 

96 Jahre | 1928 

8. Dipl.-Ing. Rainer Rothe 

Möhrendorf 

97 Jahre | 1927 

23. Dr. Helmut Krause 

Bad Herrenalb 

Inside 

90 Jahre | 1934 

3. Dipl.-Phys. Hans-Christoph Breest 

St. Augustin 

21. Dr. Werner Rudloff 

Uttenreuth 

92 Jahre | 1932 

29. Dipl.-Ing. Karl F. Schlupp 

Essen 

94 Jahre | 1930 

24. Dr. Urban Cleve 

Dortmund 

95 Jahre | 1929 

9. Dipl.-Ing. Amandus Brandstetter 

Köln 

Oktober 2024 

35 | 1989 

7. Jan Alex Wiesenmüller, Stelle 

45 | 1979 

19. Tobias Schmidt, Essen 

65 | 1959 

9. Dr.-Ing. Bernd Klüver, Hemmingen 

70 | 1954 

30. Prof. Dr. Hans-Dieter Berger, 

Marlofstein 

71 | 1953 

17. Edgar Albrecht, Beckedorf 

20. Dieter Gäckler, Lingen 

27. Dr. Ralf Güldner, Herrsching 

73 | 1951 

12. Dr. Helmut Bläsig, Bendorf 

24. Rainer Gömmel, Braunschweig 

74 | 1950 

2. Erwin Weber, Ottensoos 

75 | 1949 

14. Ludwig Loehr, Neunkirchen 

77 | 1947 

9. Dr. Johannes-Georg Grondey, Laatzen 

30. Dr. Klaus Nopitsch, Rednitzhembach 

78 | 1946 

15. Dr. Wolfgang Birkholz, Stralendorf 

18. Dr. Joachim Fleisch, Karlsruhe 

79 | 1945 

22. Michael Schulz, Wesel 

80 | 1944 

2. Arnulf Renner, Sprendlingen 

7. Siegfried Bantle, Dietenhofen 

81 | 1943 

4. Klaus Günther, Bergisch Gladbach 

82 | 1942 

22. Dr. Alexander Alexas, Stutensee 

84 | 1940 

24. Dr. Peter Wirtz, Eggenstein-Leopoldsh. 

85 | 1939 

5. Dipl.-Ing. Günter Langetepe, Karlsruhe 

86 | 1938 

26. Dr. Knut Scheffler, Beckedorf 

87 | 1937 

21. Dipl.-Ing. Gerhard Hendl, Freigericht 

88 | 1936 

10. Hans-Jürgen Rokita, Schnakenbek 

November 2024 

45 | 1979 

28. Jörg Hauptmann, Dresden 

60 | 1964 

11. Dr. Andreas Schaffrath, Neufahrn 

65 | 1959 

11. Dipl. Andreas Kießling, Leimen 

11. Dipl.-Ing. Frank Klein, Offingen 

70 | 1954 

5. Ing. (grad.) Georg Haidorfer, Lingen 

23. Dr. Jürgen Haag, Worms 

75 | 1949 

13. Dr. Christian Schönfelder, Köln 

76 | 1948 

16. Dr. Bernhard Stellwag, Nürnberg 

23. Dr. Wieland Kelm, Karlstadt 

77 | 1947 

5. Dr. Rainer Becker, Kiel 

78 | 1946 

6. Dr. Wilfried R. Lenhardt, Korschenbroich 

81 | 1943 

25. Dr. Holger Teichel, Hemmingen 

29. Kurt Frischengruber, Langensendelbach 

82 | 1942 

10. Dipl.-Ing. Harald Klinkert, Ründeroth 

83 | 1941 

9. Dr. Gotthard Stein, Bonn 

84 | 1940 

14. Ing. Uwe Siekmann, Bergisch Gladbach 

85 | 1939 

22. Dr. Heinz Koinig, Enzersdorf AT 

28. Dr. Karl-Heinz Blank, Mannheim 

86 | 1938 

19. Dr. Friedrich Reiss, Ketsch 

87 | 1937 

8. Dr. Hartmut Bilger, Ettlingen 

19. Dr. Ulrich Tillessen, Waldshut-Tiengen 

26. Dr. Armin Hermann, Brugg/Schweiz CH 

88 | 1936 

20. Dipl.-Ing. Dieter Scholz, Glashütten 

Wenn Sie künftig eine Erwähnung Ihres 

Geburtstages in der atw wünschen, teilen 

Sie dies bitte der KTG- Geschäftsstelle mit. 

KTG Inside 

Lektorat: Kerntechnische Gesellschaft e. V. (KTG), Berliner Straße 88A, 13467 Berlin | E-Mail: info@ktg.org | www.ktg.org 

Vol. 69 (2024)

86 

Announcement 

28 th Structural Mechanics in 

Reactor Technology (SMiRT28) 

The 28 th Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT28) conference is scheduled 

in Toronto, Canada, from August 10 to 15, 2025. The conference theme is “Harnessing 

Nuclear Technologies & Innovation as a Path to Net Zero by 2050.” 

The SMiRT conference, a prestigious platform for 

discussing structural mechanics in reactor technology 

and innovation, eagerly anticipates your valuable 

contributions to nuclear structural mechanics in a 

number of technical topical areas. Your expertise in 

this field, particularly with the growing focus on Small 

Modular Reactor design and development, is highly 

relevant and will greatly enrich our discussions. Your 

participation will not only contribute to our conference's 

success but also provide you with an exciting opportunity 

to network with other experts, gain insights into 

the latest developments in the field, and enhance your 

professional reputation. 

We eagerly anticipate your abstract submission, 

as it will immensely contribute to our collective 

under standing of structural mechanics in reactor 

technology. The conference flyer, abstract template, 

and deadlines are available at www.smirt28.com . 

The abstract submission deadline is November 1, 2024. 

The website will also show 'coming soon' placeholders, 

including the full paper template, exhibition manual, 

and details for organizations wishing to sponsor the 

conference, which will be made available as the 

planning process advances. 

Toronto and the Greater Toronto Area (GTA) are the 

nuclear industry hub and have the most significant 

Canadian population, making it the engine for economic 

growth in Canada. It is also known as the “Nuclear 

Energy Capital” of Canada, home to two large multi-unit 

stations in North America, Pickering and Darlington 

and another multi-unit station in Bruce within 200 km 

of Toronto. The province of Ontario has invested CAD 

26 billion in a 15-year program, one of North America's 

most significant clean energy projects. Canada has also 

embarked upon other initiatives, such as isotope production 

in power reactors, decommissioning projects, 

and innovative technologies in the nuclear industry. 

With excellent air transport connections and convenient 

public transport, the GTA has many world-class 

hotels, including the conference venue, the Toronto 

Westin Harbour Castle. Several visitor attractions 

include the CN Tower, the St. Lawrence Market, the 

Royal Ontario Museum, and a short-day trip to Niagara 

Falls. August offers suitable climate conditions for 

visitors. 

We welcome you to SMiRT28 in Toronto and share your 

research and experiences in harnessing nuclear 

technologies and innovation as a path to net zero by 

2050. The conference technical topical areas for your 

abstracts are: 

⁃ Mechanics of Materials 

⁃ Fracture Mechanics & Component Structural 

Integrity 

⁃ Computation, Simulation and Visualization 

of Components and Structures 

⁃ Hazards & Load Characterization: 

Internal & External 

⁃ Response Characterization Using Testing and 

Analysis Techniques 

⁃ Design Codes, Standards, and Issues 

⁃ Reliability, Risk, and Safety Margins 

⁃ Ageing and Plant Life Management (PLiM), 

Monitoring, Inspection & Maintenance 

⁃ Fuel Cycles, Facilities, Waste Management and 

Decommissioning 

⁃ Constructability and Construction Management 

⁃ New Technologies (Additive Manufacturing, AI, 

Digital Twin) 

The venue, The Westin Harbour Castle, Toronto, is a 

hotel that offers well-appointed, luxurious accommodations. 

Select rooms boast views of Lake Ontario 

and Toronto's spectacular city skyline. The Westin 

Harbour Castle Toronto is within walking distance of 

the Harbourfront Centre, Scotiabank Arena, and the 

Toronto Eaton Centre. 

At SMiRT28, you can connect with other experts in the 

field, share your research and experiences, and learn 

from their insights. We look forward to receiving your 

abstract submission and seeing you at the SMiRT28 

conference. 


SEMINARPROGRAMM 2024 

Grundlagenschulung: Einführung in die Kern- und Entsorgungstechnik 

TERMIN 28.–29. Februar 2024 PREIS 1.398,— € 

Referent Christoph Leichmann, ENGIE Deutschland Niederlassung Dresden 

Dual-Use-Reform 

Atomrecht – Ihr Weg durch Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren 

TERMIN 12. 10. September März 2024 2024 PREIS 1.049,— 548,— € 

Referent Kai Dr. Christian Höft Rechtsanwalt, Raetzke M. A. Rechtsanwalt, (BWL), Rechtsanwalt Leipzig der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg 


TERMIN 14. März 2024 PREIS 1.049,— € 


Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig 

Atomrecht TERMIN - Das Recht 24. September der radioaktiven 2024 Reststoffe und Abfälle PREIS 548,— € 

Referent 

TERMIN 

Kai Höft Rechtsanwalt, M. A. (BWL), Rechtsanwalt der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg 

25. April 2024 PREIS 1.049,— € 


Grundzüge des Strahlenschutzrechts 

Atomrecht – Das Recht der radioaktiven Reststoffe und Abfälle 

TERMIN 14. Mai 2024 PREIS 1.049,— € 

Referent TERMIN Dr. 07. Christian November Raetzke 2024 Rechtsanwalt, Leipzig 

PREIS 1.049,— € 


Grundlagenschulung: Einführung in die Kern- und Entsorgungstechnik 

TERMIN 19.–20. Juni 2024 PREIS 1.398,— € 

Referent Christoph Leichmann, ENGIE Deutschland Niederlassung Dresden 

Grundzüge des Strahlenschutzrechts 


TERMIN 14. November2024 PREIS 1.049,— € 

TERMIN 24. September 2024 PREIS 548,— Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig 

Referent Kai Höft Rechtsanwalt, M. A. (BWL), Rechtsanwalt der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg 


TERMIN 26. September 2024 PREIS 1.049,— € 

Öffentliche Anhörungen erfolgreich meistern 


TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar 

Atomrecht Referent – Das Recht Dr. Nikolai der A. radioaktiven Behr DIKT Deutsches 

Reststoffe 

Institut für Kommunikationsund 

Abfälle 

und MedienTraining, München 

TERMIN 07. November 2024 PREIS 1.049,— € 


Grundzüge 

„Stilllegung 

des 

und 

Strahlenschutzrechts 

Rückbau in Recht und Praxis“ 

TERMIN 14. November2024 PREIS 1.049,— € 

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage 


Referenten Dr. Matthias Bauerfeind TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt 

ORT Inhouse-Seminar 

Öffentliche Anhörungen Dr. Christian erfolgreich Raetzke Rechtsanwalt, meistern Leipzig 


Referent Dr. Nikolai A. Behr DIKT Deutsches Institut für Kommunikations- und MedienTraining, München 

„Stilllegung Das Strahlenschutzrecht und Rückbau und in Recht seine und praktische Praxis“ Umsetzung 

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT ORT Inhouse-Seminar 

Referenten 

Dr. Maria Matthias Poetsch Bauerfeind TÜV SÜD TÜV Energietechnik, SÜD Energietechnik, Filderstadt Filderstadt 

Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig 

Das Strahlenschutzrecht und seine praktische Umsetzung 


Referenten Dr. Maria Poetsch TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt 

Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig 

Alle Preise zzgl. gesetzl. USt. 

Für weitere Informationen besuchen Sie unsere Website 

https://kernd.de/seminarprogramm/ 

Anfragen und Anmeldungen: seminare@kernd.de 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

LIVE 

WEBINAR 

Unsere Fortbildungen sind zum 

größten Teil auch als Inhouse- 

Online-Workshop und In-House- 

Präsenz-Seminar buchbar. 

Preise und Termine auf Anfrage. 

Änderungen und Irrtümer vorbehalten. Stand: November 22. August 2023 2024

The Fusion - Fission Community Event 

200+ Participants 20+ Speakers 10+ Exhibitors 

binding 

. e n e r g y 

2025 

February 19-20, in Aachen 

International Conference on Nuclear Technologies 

Join us to discover the latest developments, 

network with industry leaders, and engange 

in insightful discussions in a relaxed, 

collaborative atmosphere. 

register now and secure your 

EARLY-BIRD DISCOUNT 

https://binding.energy

atw - International Journal for Nuclear Power | 05.2024

Create successful ePaper yourself

Delete template?

Save as template ?