Erfahrungs und forschungsbericht 2013 web neu by Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013 Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Rapport sur la Recherche et les Expériences en 2013 Développements dans les bases techniques et légales pour la surveillance nucléaire

Research and Experience Report 2013 Developments in the technical and legal basis of nuclear oversight

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

EInleitung

Zusammenfassung

Résumé

Summary

1. 1.1

15 15 15 18 20 22

1.2

1.3

1.4

1.5

1.6 1.7

Regulatorische Sicherheitsforschung Brennstoffe und Materialien 1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien 1.1.2 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Integrity Project 1.1.3 OECD CABRI Waterloop Project 1.1.4 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb 1.1.5 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques 1.1.6 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors 1.1.7 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis Interne Ereignisse und Schäden 1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience Degradation and Ageing Programme 1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project 1.2.3 OECD ICDE – International Common-Cause-Failure Data Exchange 1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange Externe Ereignisse 1.3.1 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen 1.3.2 Expertengruppe Starkbeben 1.3.3 SMART 2013 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken 1.3.4 Plattform Extremereignisse (PLATEX): Studie zur Hochwassergefährdung Menschliche Faktoren 1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch–Technik–Organisation 1.4.2 Human Reliability Analysis Systemverhalten und Störfallabläufe 1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland 1.5.2 PASSPORT – Methodik für die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten System- und Containmentprozessen 1.5.3 LINX – Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung 1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases 1.5.5 OECD BSAF – Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station 1.5.6 MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe Accidents in LWR Strahlenschutz 1.6.1 Strahlenschutzforschung Stilllegung und Entsorgung 1.7.1 Abfallbewirtschaftung im Vergleich 1.7.2 IAEA-Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen 1.7.3 SITEX – Sustainable network of Independent Technical Expertise for radioactive waste disposal 1.7.4 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri 1.7.5 OECD-NEA Clay Club 1.7.6 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung 1.7.7 FORGE – Fate of Repository Gases 1.7.8 DECOVALEX-2015 Project 1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland

24 25 27 29 30 31 32 33 34 34 37 40 42 43 43 46 47 47 50 51 53 54 55 57 57 59 59 62 63 64 67 68 71 74 77

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

2. 2.1 2.2 2.3 2.4

2.5 3. 3.1

3.2

3.3

3.4

3.5

Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen Überschreitung des Jahresdosisgrenzwertes für die Haut beim Kernkraftwerk Blayais-4 in Frankreich Überschreitung des Jahresdosisgrenzwertes für die Haut in der Anlage LAMA (CEA Grenoble) in Frankreich Ungenügende Ergiebigkeit der Brunnenwasserversorgung beim Kernkraftwerk Tihange-2 in Belgien WENRA-Empfehlung zu den Anzeigen von Materialunregelmässigkeiten in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 bei Ultraschallmessungen Erkenntnisse aus Befunden in mehreren amerikanischen Kernkraftwerken (NRC Information Notice 2013-18)

Internationale Zusammenarbeit Internationale Übereinkommen 3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit 3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle 3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks Internationale Atomenergieagentur IAEA 3.2.1 IAEA Safety Standards 3.2.2 Integrated Regulatory Review Service (IRRS) 3.2.3 IAEA-Datenbanken Kernenergieagentur NEA der OECD 3.3.1 Steering Committee for Nuclear Energy 3.3.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA) 3.3.3 Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) 3.3.4 Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH) 3.3.5 Radioactive Waste Management Committee (RWMC) Behördenorganisationen 3.4.1 Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA) 3.4.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) 3.4.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA 3.4.4 Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA) 3.4.5 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa Bilaterale Zusammenarbeit 3.5.1 Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS) 3.5.2 Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK) 3.5.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich 3.5.4 Italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit (Commissione Italiana-Svizzera CIS) 3.5.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit

87 88 88

4.3

Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht ENSI-G07: Organisation von Kernanlagen ENSI-G11: Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Planung, Herstellung und Montage ENSI-B06: Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Instandhaltung

Strategie und Ausblick

4.1 4.2

82 82 83

85 86

89 89 90 90 91 92 92 93 93 94 95 96 96 96 97 98 99 99 99 99 100 100 100 101 103 103 103 103 105

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte

109

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien

273

Anhang C: Publikationen und Vorträge 2013

277

Anhang D: Richtlinien des ENSI

281

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Einleitung

Das im Februar 2005 in Kraft getretene Kern-

logischen Zustand und die Notfallübungen und

energiegesetz (KEG) verlangt, dass die zuständigen

Ausbildungen in den schweizerischen Kernanla-

Behörden die Öffentlichkeit regelmässig über den

gen. Er beinhaltet zudem die Tätigkeiten im

Zustand der Kernanlagen und über Sachverhalte

Transport- und Entsorgungsbereich.

informieren, welche die nuklearen Güter und radioaktiven Abfälle betreffen. Das Eidgenössische

Im Strahlenschutzbericht wird der radiologische

Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) erfüllt diese

Zustand innerhalb und ausserhalb der schweize-

Verpflichtung unter anderem durch die Veröffentli-

rischen Kernanlagen beschrieben.

chung seiner Jahresberichte. Diese Berichte – der Aufsichtsbericht, der Strahlenschutzbericht und

Der vorliegende Erfahrungs- und Forschungsbe-

der Erfahrungs- und Forschungsbericht – sind

richt beschreibt und bewertet die Ergebnisse

in elektronischer Form auf www.ensi.ch unter

der regulatorischen Sicherheitsforschung, aus-

«Dokumente ▶ Jahresberichte» erhältlich.

gewählte Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen, den internationalen Erfahrungsaus-

Der Aufsichtsbericht beschreibt und bewertet

tausch sowie Änderungen im Regelwerk des

die wichtigsten Betriebsereignisse und Vor-

ENSI. Die Kapitel 1 bis 5 richten sich an die inte-

kommnisse, die durchgeführten Nachrüstungen

ressierte Öffentlichkeit, der Anhang A vornehm-

und Instandhaltungsmassnahmen, die Ergeb-

lich an ein Fachpublikum.

nisse der Wiederholungsprüfungen, den radio-

Strahlenschutzbericht 2013

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Zusammenfassung Regulatorische Sicherheitsforschung

bericht zur international stark beachteten strömungsinduzierten Korrosion vor. 3. Das ENSI unterstützt im Bereich externe Ereig-

Die Projekte des Forschungsprogramms tragen

nisse internationale Projekte, die unter ande-

zur Klärung offener Fragen bei, sie liefern Grund-

rem aufwändige Experimente und Simulationen

lagen und entwickeln Hilfsmittel weiter, welche

zu Flugzeugabstürzen und Erdbeben durchfüh-

das ENSI zur Erfüllung seiner Aufgaben braucht.

ren. Das Projekt SMART startete im Berichtjahr

Sie fördern die Kompetenzen für die Aufsichts-

eine neue Phase, in der Rütteltisch-Versuche an

tätigkeit und tragen zu einer unabhängigen Ex-

Modellen von Stahlbeton-Bauwerken simuliert

pertise bei. Schliesslich erzielen internationale

werden. Mit verbessertem Versuchsaufbau und

Projekte Ergebnisse, die in der Schweiz alleine

stärkerer Anregung können die Tragreserven

nicht erreicht werden könnten, und fördern

von sicherheitsrelevanten Gebäuden bei Erdbe-

gleichzeitig die länderübergreifende Vernetzung.

ben noch genauer unter die Lupe genommen

Dies sind auch die wichtigsten Ziele der neuen, im

werden. Speziell auf die Schweizer Verhältnisse

Juni 2013 vom ENSI-Rat verabschiedeten For-

zugeschnitten sind die Arbeiten der Experten-

schungsstrategie.

gruppe Starkbeben des Schweizerischen Erdbe-

Das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor-

bendienstes SED und der Plattform Extremer-

schung» gliedert sich in sieben Themenbereiche:

eignisse PLATEX, die sich aktuell dem Thema

1. Der Bereich Brennstoffe und Materialien be-

Hochwasser widmet.

schäftigt sich mit dem Reaktorkern und den ge-

4. Der Einfluss von Operateurhandlungen auf

staffelten Barrieren für den Einschluss der radio-

Störfälle in Kernkraftwerken steht bei den

aktiven Stoffe. Bei den Brennstoffen liegt

menschlichen Faktoren im Mittelpunkt. Da-

besonderes Augenmerk auf den erhöhten Ab-

bei geht es insbesondere um die Zuverlässigkeit

bränden und den Sicherheitskriterien für Stör-

des Verhaltens von Bedienpersonal unter ver-

fälle. Bei den Strukturmaterialien stehen Alte-

schiedenen Bedingungen. Das PSI-Projekt Hu-

rungsprozesse im Mittelpunkt. Im Projekt NORA

man Reliability Analysis schloss 2013 eine wei-

des Paul Scherrer Instituts PSI wird die Einspei-

tere Phase ab. Die vom PSI entwickelte Methode

sung von Platin ins Kühlmittel untersucht, wel-

zur Erkennung und Beurteilung von Bedienfeh-

che die Rissbildung im Primärkreislauf verrin-

lern, die den Verlauf eines Störfalls negativ be-

gern soll. Mit den Ergebnissen der im Sommer

einflussen, wurde darin für ein drittes Schweizer

2013 abgeschlossenen ersten Projektphase

Kernkraftwerk angewendet. In Zusammenar-

konnte die Einspeisung in den beiden Schweizer

beit mit dem OECD Halden Reactor Project

Siedewasserreaktoren angepasst werden.

wurde zudem eine Studie dazu vorangetrieben,

2. Die Projekte der OECD zu internen Ereignis-

wie Simulatorversuche optimal konzipiert und

sen und Schäden fördern den internationalen

ausgewertet werden können. Schliesslich wur-

Erfahrungsaustausch über Störfälle sowie Schä-

den die Wirkungen von Erdbeben auf die Zuver-

den an Komponenten, die Störfälle auslösen

lässigkeit der Handlungen von Operateuren mit

oder ungünstig beeinflussen können. Dazu

Hilfe von Befragungen und Betriebserfahrung

werden themenspezifische Datenbanken –

untersucht.

beispielsweise zu Schäden an passiven metal-

5. Systemverhalten und Störfallabläufe in

lischen Komponenten und zu Brandereignissen

Kernkraftwerken werden ausgehend vom Nor-

– aufgebaut, mit denen die Betriebserfah-

malbetrieb bis hin zu Kernschmelz-Unfällen

rungen aus zahlreichen Ländern systematisch

analysiert. Dazu werden Computermodelle er-

ausgewertet werden. Das Projekt CODAP, das

stellt und mit Hilfe von Experimenten validiert.

sich mit Schäden an druckführenden Umschlies-

Sie dienen auch als eine Grundlage für die

sungen befasst, legte 2013 einen Überblicks-

quantitative Ermittlung des Anlagenrisikos in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

probabilistischen Sicherheitsanalysen. Das neue

gen zu überprüfen und gegebenenfalls Massnah-

Projekt OECD BSAF beschäftigt sich mit den Un-

men zur Verbesserung der Sicherheit abzuleiten.

fallabläufen beim Kernkraftwerk Fukushima-

Demnach sind die wichtigsten Ergebnisse aus Sicht

Daiichi. Die Endzustände der Reaktoren sollen

des ENSI folgende:

durch Modellierungen berechnet und so der

Nachdem 2012 Materialunregelmässigkeiten in

Rückbau unterstützt werden. Zugleich können

Reaktordruckbehältern (RDB) von belgischen

langfristig Simulationsprogramme verbessert

Kernkraftwerken erkannt worden waren, wurde

werden.

noch im gleichen Jahr der RDB des Kernkraft-

6. Die anwendungsbezogenen Arbeiten im Strah-

werks Mühleberg überprüft, wobei keine Hin-

lenschutz reichen von der Strahlenmesstechnik

weise auf Herstellungsfehler gefunden wurden.

über die Aeroradiometrie bis hin zur Entwick-

Im August 2013 hat die Western European

lung neuer Analysemethoden für Radionuklide.

Nuclear Regulators‘ Association WENRA unter

Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen

Mitwirkung des ENSI eine Empfehlung zur

Normen zur länderübergreifenden Harmonisie-

Überprüfung des RDB aller europäischen Kern-

rung von Methoden im Strahlenschutz bei. Ge-

kraftwerke herausgegeben. Bei den Kernkraft-

rade in diesem Bereich ist der Kompetenzerhalt

werken Beznau und Gösgen sind diese Untersu-

ein ganz wichtiger Aspekt.

chungen bis 2015 geplant. Das Kernkraftwerk

7. Der Forschungsbereich Stilllegung und Ent-

Leibstadt ist aufgrund des besonderen RDB-

sorgung ist mittlerweile der grösste, gemessen

Aufbaus vorerst nicht betroffen.

an der Projektzahl. Fragen zur Abfallbehand-

Beim

lung und zum Rückbau von Kernanlagen spie-

wurde eine ungenügende Ergiebigkeit der

len darin ebenso eine Rolle wie die geologische

Brunnenwasserversorgung festgestellt. Das ge-

Tiefenlagerung. Im Hinblick auf diese beschäfti-

förderte Wasser wird zur Versorgung sicher-

gen sich Forschungsprojekte mit Eigenschaften

heitstechnisch wichtiger Systeme verwendet,

der Gesteine und der Auslegung eines Tiefenla-

darunter das Notkühlwassersystem. Die Grund-

gers, aber auch mit Vorgängen, die langfristig in

wasservorräte wurden übermässig betrieblich

einem Tiefenlager ablaufen oder von extern auf

genutzt, dies sowohl vom Kernkraftwerk

dieses einwirken können. Das ENSI hat 2013

Tihange als auch für andere industrielle und ge-

seine Arbeiten zum EU-Projekt FORGE fertigge-

werbliche Zwecke. Anzeichen für ungenügende

stellt; in Zusammenarbeit mit internationalen

Grundwasser-Verfügbarkeit waren seit Jahren

Partnern wurde die Modellierung von Gasen im

vorhanden, blieben jedoch ohne ausreichende

Umfeld eines Tiefenlagers wesentlich vorange-

Konsequenzen. Die belgische Aufsichtsbehörde

bracht. Im Rahmen eines Projekts im Felslabor

FANC stufte das Vorkommnis auf der Stufe 1

Mont Terri wurde 2013 eine Dissertation an der

der internationalen Ereignisskala INES ein. Bei

ETH Zürich abgeschlossen, die das Verständnis

den Schweizer Kernkraftwerken, die Grund-

der felsmechanischen Eigenschaften des Opali-

wasserfassungen zur Versorgung sicherheitsre-

nustons und dessen Verformungen beim Bau

levanter Systeme nutzen, muss die Verfügbar-

von Stollen verbessert hat.

keit in engen zeitlichen Abständen kontrolliert

belgischen

Kernkraftwerk

Tihange-2

werden.

Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen

In amerikanischen Kernkraftwerken wurden kleinere Lecks an Schweissnähten von Vorratsbehältern aus rostfreiem Stahl festgestellt. Als Ursachen wurde überwiegend Spannungsriss-

Vorkommnisse in Kernanlagen sind ein wichtiger

korrosion in Kombination mit Herstellungsfeh-

Bestandteil der Betriebserfahrung. Sie liefern kon-

lern erkannt. Das Wasser in den Vorratsbehäl-

krete Hinweise auf Schwachstellen und Verbesse-

tern wird während der Revisionsabstellung,

rungsmöglichkeiten in sämtlichen Bereichen der

aber auch bei bestimmten Störfällen benötigt.

Auslegung und des Betriebs. Über die Vorkomm-

Die Thematik ist für die Alterungsüberwachung

nisse in Schweizer Kernanlagen berichtet das ENSI

wichtig und wird daher vom ENSI mit Blick auf

im Aufsichtsbericht. Im vorliegenden Bericht ist

die Schweizer Kernkraftwerke weiter verfolgt.

eine Auswahl besonders lehrreicher ausländischer Ereignisse beschrieben. Sie wurden analysiert mit dem Ziel, ihre Relevanz für die Schweizer Kernanla-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Internationale Zusammenarbeit Das ENSI kooperiert mit internationalen Organisa-

Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht

tionen und ausländischen Aufsichtsbehörden, um den internationalen Standard im Bereich der nukle-

Das bestehende Regelwerk wird den Anforderun-

aren Sicherheit zu erfassen, weiterzuentwickeln

gen der neuen Kernenergiegesetzgebung an-

und für die Schweiz umzusetzen. Das ENSI pflegt

gepasst und gleichzeitig mit den internationalen

die Zusammenarbeit insbesondere mit der inter-

Standards abgestimmt. Diese Arbeiten wurden

nationalen Atomenergiebehörde IAEA, der Kern-

auch im Jahr 2013 weitergeführt. Das ENSI verab-

energieagentur NEA, der Organisation für wirt-

schiedete eine Neuausgabe und zwei revidierte

schaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung

Richtlinien wie folgt:

OECD, der WENRA sowie im Rahmen von bilate-

ENSI-G07 (Neuausgabe): Organisation von Kern-

ralen Abkommen unter anderem mit Frankreich,

anlagen;

Deutschland, Österreich und Italien. Das ENSI

ENSI-G11 (Revision): Sicherheitstechnisch klas-

bringt die in der Schweiz geltenden hohen Anfor-

sierte Behälter und Rohrleitungen: Planung,

derungen an die nukleare Sicherheit aktiv in die in-

Herstellung und Montage;

ternationalen Harmonisierungsbestrebungen ein.

ENSI-B06 (Revision): Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Instandhal-

Die Umsetzung der Lehren aus dem nuklearen Unfall des Kernkraftwerks Fukushima-Daiichi wurde 2013 weiter vorangetrieben. Auf europäischer Ebene wurden die aus dem EU-Stresstest abgeleiteten nationalen Aktionspläne überprüft und diskutiert. Die WENRA hat ihre Safety Reference Levels für bestehende Kernkraftwerke im Lichte der Erkenntnisse aus dem Unfall in Fukushima überarbeitet. Im März/April 2014 findet die sechste reguläre Überprüfungskonferenz zur Convention on Nuclear Safety CNS statt. Im Hinblick darauf hat das ENSI im August 2013 fristgerecht den Schweizer Länderbericht bei der IAEA eingereicht und auf seiner Website veröffentlicht. Zugleich hat die 2012 gegründete Arbeitsgruppe zur Effizienz und Transparenz Vorschläge für die Stärkung des Übereinkommens erarbeitet, woran das ENSI aktiv beteiligt war. Die Vorschläge sollen anlässlich der Überprüfungskonferenz vertieft diskutiert werden. Dabei wird sich das ENSI besonders für verbindliche internationale Vorgaben zur Verhinderung von Unfällen mit langfristigen Kontaminationen der Umgebung einsetzen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

tung.

Résumé Recherche en matière de sécurité nucléaire

tation correspondant de nombreux pays. Le projet CODAP, qui s’occupe des dommages sur les enceintes sous pression, a présenté en 2013

Les projets du programme de recherche contri-

un rapport de synthèse sur la corrosion induite

buent à clarifier les questions en suspens, à fournir

par écoulement, dont on tient fortement

des bases solides et à perfectionner les outils dont

compte au niveau international.

l’IFSN a besoin pour son travail. Ils permettent aussi

3. Dans le domaine des événements externes,

de développer les compétences nécessaires à l’acti-

l’IFSN soutient des projets internationaux qui

vité de surveillance et contribuent à une expertise

poursuivent notamment avec beaucoup d’ef-

indépendante. Enfin, les projets internationaux par-

forts des expériences et simulations de chutes

viennent à des résultats que la Suisse seule ne pour-

d’avion et de tremblements de terre. Au cours

rait pas atteindre et favorisent en même temps la

de l’année écoulée, une nouvelle phase du

création de réseaux internationaux. Tels sont les ob-

projet SMART a commencé avec la simulation

jectifs les plus importants de la nouvelle stratégie de

d’essais de table à secousses sur des modèles

recherche adoptée par le conseil de l’IFSN en juin

d’ouvrages en béton armé. Un montage expéri-

2013.

mental amélioré et une plus forte stimulation

Le programme «Recherche en matière de sécurité

permettent d’analyser encore plus précisément

nucléaire» s’organise autour de sept domaines

les réserves de portance de bâtiments impor-

thématiques:

tants pour la sécurité en cas de séismes. Les tra-

1. Le domaine des combustibles et matériaux

vaux du groupe d’experts «Starkbeben» (Forts

concerne le cœur du réacteur ainsi que les bar-

séismes) du Service Sismologique Suisse SED et

rières de sécurité échelonnées, prévues pour le

la plateforme «Extremereignisse» (événements

confinement des substances radioactives. Con-

extrêmes) PLATEX, qui se consacre actuellement

cernant les combustibles, une attention particu-

au thème des crues, sont spécialement adaptés

lière est portée aux taux de combustion accrus

aux conditions prévalant en Suisse.

et aux critères de sécurité en cas de panne. Les

4. L’influence des actions des opérateurs sur les

processus du vieillissement des matériaux de

pannes dans les centrales nucléaires est au cœur

structure sont déterminants. Le projet NORA de

des facteurs humains. Il est question notam-

l’Institut Paul Scherrer PSI étudie l’injection de

ment de la fiabilité du comportement du per-

platine dans le caloporteur pour réduire la for-

sonnel de service dans différentes situations.

mation de fissures dans le circuit primaire. Les

Une autre phase du projet Human Reliability

résultats de la première phase du projet termi-

Analysis du PSI s’est close en 2013. La méthode

née en été 2013 ont permis d’adapter cette in-

mise au point par le PSI sur l’identification et

jection dans les deux réacteurs à eau bouillante

l’évaluation d’erreurs de commande exerçant

de Suisse.

une influence négative sur le déroulement d’une

2. Les projets de l’OCDE sur les événements in-

panne a été appliquée à une troisième centrale

ternes et les dommages ont pour but de pro-

nucléaire suisse. En collaboration avec le Halden

mouvoir l’échange d’expériences international

Reactor Project de l’OCDE, une étude sur la ma-

en matière d’incidents et de dommages des

nière de concevoir et d’évaluer de manière opti-

composants pouvant entraîner des accidents

male des essais sur simulateur a été poursuivie.

ou exercer une influence défavorable. Pour ce

Enfin, les effets des séismes sur la fiabilité des

faire, des banques de données spécifiques

actions des opérateurs ont été analysés au

comme par exemple sur l’endommagement de

moyen d’enquêtes et de retour d’expérience

composants métalliques passifs ou aux incen-

d’exploitation.

dies ont été créées, ce qui permet d’évaluer sys-

5. Le comportement du système et les méca-

tématiquement le retour d’expérience d’exploi-

nismes de progression des incidents dans

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

les centrales nucléaires sont analysés du fonctionnement normal jusqu’en cas d’accident de fusion du cœur. Pour ce faire, des modèles in-

Evénements instructifs survenus dans des installations nucléaires à l’étranger

formatiques sont élaborés puis validés à l’aide

d’expériences. Ils servent aussi de base pour

Les événements se produisant dans des instal-

l’évaluation quantitative des risques de l’instal-

lations nucléaires constituent un élément impor-

lation dans des analyses probabilistes de sécu-

tant du retour d’expérience d’exploitation. Ils four-

rité. Le nouveau projet BSAF de l’OCDE s’oc-

nissent des informations concrètes sur les points

cupe des mécanismes de progression des

faibles et les améliorations possibles sur l’ensemble

accidents dans la centrale nucléaire de Fuku-

des domaines du dimensionnement et de l’exploi-

shima-Daiichi. Le projet a pour but de calculer

tation. Les événements survenus dans les instal-

l’état final des réacteurs à l’aide de modélisa-

lations nucléaires suisses sont consignés dans le

tions, permettant ainsi de soutenir le déman-

rapport de surveillance de l’IFSN. Le présent rap-

tèlement. Des programmes de simulation à long

port décrit quelques événements particulièrement

terme peuvent en même temps être améliorés.

instructifs survenus à l’étranger, qui ont été analy-

6. Les travaux de mise en œuvre dans le domaine

sés afin d’en vérifier la pertinence pour les installa-

de la radioprotection vont de la technique

tions nucléaires suisses et, le cas échéant, d’en dé-

de mesure du rayonnement au développement

duire des mesures pour améliorer la sécurité. En

de nouvelles méthodes d’analyse des radio-

conséquence, les résultats les plus importants du

nucléides, en passant par l’aéroradiométrie.

point de vue de l’IFSN sont les suivants:

Par ailleurs, la participation à l’élaboration de

Suite à l’identification en 2012 de défauts de

normes internationales contribue à l’harmoni-

matériau dans les cuves de réacteurs de cen-

sation transnationale des méthodes de radio-

trales nucléaires belges, la cuve du réacteur de

protection. Dans ce domaine précisément, l’ac-

la centrale nucléaire de Mühleberg avait été

quisition de compétences revêt un aspect des

contrôlée la même année. Ce contrôle n’avait

plus importants.

pas révélé de défaut de fabrication. En août

7. Le domaine du désaffectation et de la gestion

2013, l’Association des autorités de surveillance

des déchets nucléaire est le plus important en

d’Europe occidentale WENRA a publié avec le

nombre de projets. Les questions sur le traite-

concours de l’IFSN une recommandation sur le

ment des déchets et le démantèlement des ins-

contrôle des cuves des réacteurs de toutes les

tallations nucléaires y sont aussi importantes

centrales nucléaires européennes. Ces examens

que celles concernant le stockage en couches

sont prévus pour les centrales de Beznau et de

géologiques profondes. Dans cette perspective,

Gösgen jusqu'à 2015. La centrale nucléaire de

des projets de recherche s’occupent des carac-

Leibstadt n’est à ce stade pas concernée en rai-

téristiques des roches et du dimensionnement

son de la structure particulière de la cuve du

d’un dépôt en profondeur, mais aussi de pro-

réacteur.

cessus pouvant avoir lieu à long terme dans un

Un débit insuffisant de l’alimentation en eau de

dépôt en profondeur ou agir sur ce dernier de-

la nappe phréatique a été constaté dans la cen-

puis l’extérieur. En 2013, l’IFSN a achevé ses tra-

trale nucléaire belge de Tihange 2. Cette eau

vaux relatifs au projet FORGE de l’UE; en colla-

sert à l’alimentation de systèmes importants

boration avec des partenaires internationaux, la

pour la sécurité, notamment du système d’eau

modélisation de gaz autour d’un dépôt en pro-

de refroidissement de secours. Les réserves

fondeur a sensiblement avancé. Dans le cadre

d’eau de la nappe phréatique ont été surexploi-

d’un projet réalisé au laboratoire souterrain du

tées, tant par la centrale nucléaire de Tihange

Mont Terri, une thèse de doctorat soutenue à

qu’à d’autres fins industrielles et commerciales.

l’EPFZ a amélioré la compréhension des caracté-

Des signes de disponibilité insuffisante de l’eau

ristiques géomécaniques des argiles à Opalinus

souterraine observés depuis des années étaient

et de leurs déformations lors de la construction

toutefois restés sans conséquences substan-

de galeries.

tielles. L’autorité belge de surveillance FANC a classé l’événement au niveau 1 de l’échelle internationale de gravité des événements nucléaires INES. Concernant les centrales nucléaires suisses qui recourent à des captages

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

d’eau souterraine pour alimenter des systèmes

d’examen. Ce faisant, l’IFSN s’engagera notam-

importants pour la sécurité, le volume dispo-

ment en faveur de directives internationales contrai-

nible doit être contrôlé à intervalles fréquents et

gnantes sur la prévention d’accidents avec conta-

réguliers.

minations à long terme de l’environnement.

Dans les centrales nucléaires américaines, de petites fuites ont été constatées sur les cordons de soudure de réservoirs de stockage en acier inoxydable. La principale cause identifiée concerne les fissures de corrosion sous contrainte

Changements et développement des bases de la surveillance nucléaire 11

combinée à des défauts de fabrication. L’eau des réservoirs de stockage est nécessaire pen-

Le règlement en place est adapté aux exigences

dant l’arrêt pour révision, mais aussi lors de cer-

de la nouvelle législation sur l’énergie nucléaire et

tains incidents. La thématique est importante

harmonisé en même temps aux normes interna-

pour la surveillance du vieillissement et suivie de

tionales. Ces travaux se sont poursuivis aussi tout

ce fait par l’IFSN pour les centrales nucléaires

au long de l’année 2013. L’IFSN a procédé à une

suisses.

nouvelle édition ainsi qu’à la révision de deux directives:

Coopération internationale

ENSI-G07 (nouvelle édition): Organisation des installations nucléaires ENSI-G11 (révision): Récipients et conduites clas-

L’IFSN coopère avec des organisations internatio-

sés pour la sécurité des installations nucléaires:

nales et des autorités de surveillance de l’étranger

planification, fabrication et montage

afin d’acquérir le niveau international requis en

ENSI-B06 (révision): Récipients et conduites clas-

matière de sécurité nucléaire, de le perfectionner

sés pour la sécurité des installations nucléaires:

et de l’appliquer à la Suisse. L’IFSN entretient no-

maintenance

tamment une bonne coopération avec l’Agence internationale de l’énergie atomique, AIEA, l’Agence pour l’Energie Nucléaire de l’Organisation de coopération et de développement économique, AEN de l’OCDE, WENRA, ainsi que dans le cadre d’accords bilatéraux avec entre autres la France, l’Allemagne, l’Autriche et l’Italie. Dans des efforts d’harmonisation au niveau international, l’IFSN fait activement valoir les exigences élevées en matière de sécurité nucléaire posées en Suisse. L’application des enseignements tirés de l’accident nucléaire de Fuklushima-Daiichi s’est poursuivie en 2013. Au niveau européen, les plans d’action nationaux résultant des tests de résistance de l’UE ont été vérifiés et discutés. WENRA a révisé ses standards de sécurité pour les centrales nucléaires existantes à la lumière des enseignements de l’accident de Fukushima. La 6ème réunion d’examen de la Convention sur la sûreté nucléaire CNS a lieu en mars/avril 2014. Dans cette perspective, l’IFSN a remis dans les délais, en août 2013, à l’AIEA le rapport national de la Suisse et l’a publié sur son site internet. Dans le même temps, le groupe de travail sur l’efficacité et la transparence, créé en 2012 et auquel l’IFSN y a participé activement, a élaboré des propositions pour renforcer la convention. Les propositions seront discutées en profondeur lors de la réunion

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Summary Research into regulatory safety

3. ENSI supports international projects reviewing external events, including complex experi-

The projects in the ENSI Research Programme serve

ments and simulations of aircraft crashes and

to clarify outstanding issues, establish fundamen-

earthquakes. In 2013, the SMART Project em-

tals and develop the tools that ENSI requires for the

barked on a new phase simulating earthquakes

discharge of its responsibilities. The projects also

using shaking-table tests on models of rein-

foster the skills needed for its regulatory activities

forced concrete structures. With an improved

and help develop its independent expertise. Finally,

test design and stronger excitation, it is now

the international projects deliver results that Swit-

possible to study in even greater depth the

zerland could not achieve on its own and at the

structural load-bearing reserves of safety-criti-

same time encourage international networking.

cal buildings in the event of an earthquake. The

The above are also the main objectives of the new

work of the Strong Earthquakes Group of Ex-

Research Strategy approved by the ENSI Board in

perts from the Swiss Seismological Service SED

June 2013.

is particularly matched to conditions in Switzer-

The «Research into Regulatory Safety» programme

land and PLATEX, the Extreme Events Platform,

is divided into seven areas:

is currently looking at issues related to flood

1. Fuels and materials: this research covers the

risks.

reactor core and the multiple successive barriers

4. The effect of operator behaviour on accidents in

used for the containment of radioactive mate-

nuclear power plants is the central element of

rials. Research into fuels is concentrated on high

ENSI’s research into human factors. In particu-

burn-ups and safety criteria for accidents. Re-

lar, the research is looking at the reliability of

search into structural materials is mainly fo-

operator behaviour under various conditions. A

cused on ageing mechanisms. The NORA Pro-

further phase of the PSI Project Human Reliabil-

ject being conducted by the Paul Scherrer

ity Analysis was completed in 2013. In this re-

Institute (PSI) looked into the addition of plati-

gard, the methodology developed by PSI to

num to the coolant as a way of reducing crack

identify and analyse operator errors with a neg-

formation in primary circuits. Based on the re-

ative impact on the course of an accident was

sults of the first project phase completed in the

applied to a third nuclear plant in Switzerland.

summer of 2013, modifications were made to

In cooperation with the OECD Halden Reactor

add platinum to the feedwater in the two boil-

Project, research continued into the optimum

ing water reactors in Switzerland.

way to design and analyse simulator tests. Fi-

2. The OECD Projects on internal events and

nally, research – using interviews and the analy-

damage encourage international exchange of

sis of operating experience – was conducted

experience on incidents, accidents, and compo-

into the effects of earthquakes on the reliability

nent damage that can trigger accidents or have

of operator behaviour.

a detrimental effect. For this purpose, specific

5. System behaviour and accident sequences

databases are being created, e.g. on damage to

in nuclear power plants are analysed in various

passive metal components and fire occurence.

conditions ranging from normal operations

These databases will facilitate a systematic

through to accidents involving core melt-down.

analysis of relevant operating experience from

Computer models are developed as part of this

numerous countries. In 2013, the CODAP Pro-

research and validated by experiments. The re-

ject, which is investigating damage to pressur-

sults are also used as a basis for the quantitative

ised conduits, submitted an overview report on

identification of the plant risk in probabilistic

flow-accelerated corrosion, an issue attracting

safety analyses. The new OECD BSAF Project

much international attention.

is looking at the sequences of events during the accident at the Fukushima-Daiichi nuclear

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

power plant. Using modelling techniques, the

Following the identification in 2012 of material

research will determine the final state of the re-

defects in the reactor pressure vessels (RPV) of

actors and the results will be used to support the

Belgian nuclear power plants, checks were

decommissioning process. This will also improve

made in 2012 to the RPV in the Mühleberg nu-

simulation programmes in the longer term.

clear power plant. No evidence of manufactur-

6. Applied research in radiological protection

ing errors was found. In August 2013, the

includes the technology used to measure radia-

Western European Nuclear Regulators Associa-

tion as well as aero-radiometry and the devel-

tion WENRA, with the active participation of

opment of new methodologies for radionuclide

ENSI, recommended checks on RPVs in all Euro-

analyses. In addition, involvement in the devel-

pean nuclear power plants. The checks at the

opment of international norms is contributing

Beznau and Gösgen nuclear power plants are

to cross-border harmonisation of radiological

scheduled until 2015. The Leibstadt nuclear

protection methods. It is particularly important

power plant has a special RPV design and is

that expertise is maintained in this field.

hence not affected for the time being.

7. The area of decommissioning and disposal

At the Tihange-2 nuclear power plant in Bel-

now has the highest number of projects. This in-

gium, it was found that the well-water supply

cludes issues related to waste treatment, the

was not delivering sufficient water. Water is

decommissioning of nuclear installations and

used to supply important safety-critical systems,

investigations for a deep geological repository.

including the emergency cooling system.

The projects associated with the deep geologi-

Groundwater supplies had been overused for

cal repository are looking not only at the prop-

operational reasons both by the Tihange nu-

erties of the host rock and the design of the re-

clear power plant and other industrial and com-

pository but also at the processes which may

mercial users. Evidence for this insufficiency

occur in the long term in a geological repository

had existed for years but no significant conse-

or how the repository may be influenced by ex-

quences thereof had been drawn. FANC, the

ternal factors. In 2013, ENSI completed its work

Federal Agency for Nuclear Control in Belgium

on the EU Project FORGE; in cooperation with

rated the incident as «1» on the International

international partners, considerable progress

Event Scale INES. In Switzerland the nuclear

has been made with the modelling of gases in

power plants that use groundwater sources to

connection with a geological repository. In 2013,

supply systems of relevance to safety are re-

a thesis completed at the ETH in Zurich as part

quired to check availability at frequent intervals.

of a project at the Mont Terri Rock Laboratory

Small cracks were found in the welds of stain-

improved the understanding of the geo-me-

less steel storage vessels in US nuclear power

chanical properties of the Opalinus Clay and its

plants. The primary cause was identified as stress

deformation during tunnel construction.

corrosion cracking combined with manufacturing defects. The water stored in these vessels is

Instructive events from nuclear facilities abroad

used during maintenance shutdowns and in the event of certain accidents. The issue is important for the monitoring of ageing management and therefore ENSI will pursue the matter fur-

Incidents in nuclear facilities are an important ele-

ther with regard to the Swiss nuclear power

ment of operating experience. They provide spe-

plants.

cific information on weaknesses and the potential for improvements in all aspects of design and operation. Incidents in Swiss nuclear facilities are de-

International cooperation

scribed in the ENSI Surveillance Report. This report provides information on a selection of particularly

ENSI’s cooperation with international organisa-

instructive events in facilities outside Switzerland.

tions and regulatory bodies helps it remain abreast

They have been analysed in order to determine

of international standards in the field of nuclear

their relevance to Swiss nuclear facilities and if nec-

safety. This allows its further development and im-

essary the findings are used for deriving safety im-

plementation in Switzerland. ENSI maintains par-

provements. From the ENSI standpoint, the follow-

ticularly active links with the International Atomic

ing were the most important:

Energy Authority (IAEA), the Nuclear Energy Asso-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

ciation (NEA) of the Organisation for Economic Cooperation and Development (OECD) and the Western European Nuclear Regulators Association (WENRA). It also has a series of bilateral agreements with countries such as France, Germany, Austria and Italy. The ENSI contribution to current increased harmonisation efforts is based on the stringent nuclear safety standards applicable in Switzerland. 14

Steps to implement the lessons from the accident at the Fukushima-Daiichi nuclear plant were continued in 2013. At the European level, the national action plans derived from the EU Stress Test were reviewed and discussed. WENRA has revised its Safety Reference Levels for existing nuclear power plants based on the knowledge gained from the Fukushima accident. The sixth of the regular Review Conferences of the Contracting Parties to the Convention on Nuclear Safety CNS will be held in March/April 2014. In this respect, ENSI submitted on time the Country Report for Switzerland to the IAEA and published it on its website in August 2013. In addition, the Efficiency and Transparency Working Group set up in 2012 has drafted proposals for strengthening the Convention. ENSI was actively involved in the development of these proposals, which will be discussed in detail at the Review Conference. ENSI will be calling in particular for binding international regulations to prevent accidents resulting in longterm contamination of the environment.

Current changes and developments in underlying surveillance principles The existing regulatory framework is being revised to comply with recent nuclear energy legislation and at the same time to harmonise it with international standards. This work was continued in 2013. ENSI approved one new edition and two revised guidelines as follows: ENSI-G07 (new edition): Organisation of nuclear facilities; ENSI-G11 (revision): Vessels and piping classified as important for safety: Engineering, manufacture and installation; ENSI-B06 (revision): Vessels and piping classified as important for safety: Maintenance.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1. Regulatorische Sicherheitsforschung Für die kompetente Ausübung seiner Aufsichtstä-

ausführlichere Berichte der Forscher in Anhang A

tigkeit muss das ENSI auf dem aktuellen Stand von

vor.

Wissenschaft und Technik sein. Das ENSI kann zu diesem Zweck selbst Forschung betreiben und Projekte der nuklearen Sicherheitsforschung unter-

1.1 Brennstoffe und Materialien

stützen. Es tut dies im Rahmen seines Programms «Regulatorische Sicherheitsforschung».

Dieser Forschungsbereich beschäftigt sich mit dem

Der ENSI-Rat hat im Juni 2013 eine neue For-

Reaktorkern sowie den Strukturmaterialien der

schungsstrategie verabschiedet. Sie ist auf der

wichtigsten gestaffelten Barrieren, welche den

Website des ENSI abrufbar unter www.ensi.ch und

Brennstoff und den Reaktorkern umgeben und die

gibt insbesondere folgende Ziele für die For-

radioaktiven Stoffe einschliessen. Die Brennele-

schungsprojekte des ENSI vor:

mente werden mehrere Jahre im Reaktorkern ein-

1. Indem sie offene Fragen untersuchen, sollen sie

gesetzt, bevor sie abgebrannt sind und ausge-

es ermöglichen, potenzielle Problembereiche zu

tauscht werden; beim Brennstoff und den

erkennen, mögliche Verbesserungen zu erarbei-

Brennstab-Hüllrohren stehen deshalb die Anforde-

ten, Unsicherheiten zu verringern und Verfah-

rungen während dem Normalbetrieb und während

ren zu verbessern. Auf diese Weise sollen sie zur

bestimmten Störfällen im Mittelpunkt. Anders ist

Erhaltung und zum Ausbau der Sicherheit der

dies bei den wenigen nicht austauschbaren Kom-

Schweizer Kernanlagen beitragen.

ponenten des Primärkreislaufs, vor allem dem Re-

2. Sie sollen Grundlagen und Hilfsmittel liefern

aktordruckbehälter, sowie beim Sicherheitsbehäl-

bzw. weiterentwickeln, welche das ENSI zur Er-

ter, dem so genannten Containment; bei diesen

füllung seiner Aufgaben braucht, zum Beispiel

sind vor allem die Prozesse der Materialalterung

für die Erstellung von Richtlinien und für kon-

entscheidend. Im Hinblick auf den Langzeitbetrieb

krete Entscheide des ENSI.

der Kernkraftwerke muss gewährleistet sein, dass

3. Sie sollen den Kompetenzerhalt und die Kompetenzerweiterung beim ENSI fördern, in zwei-

für alle Anforderungen weiterhin ausreichende Sicherheitsmargen vorhanden sind.

ter Linie auch bei den Experten des ENSI. 4. In Fachbereichen, in denen das ENSI externe Gutachter heranzieht, sollen sie zu einer unab-

1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien

hängigen Expertise beitragen, welche potenzielle Interessenkonflikte vermeidet. 5. Sie sollen die internationale Vernetzung des ENSI auf der Fachebene fördern. 6. Die Begleitung von Forschungsprojekten als ab-

Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder Bericht der Forscher im Anhang A

wechslungsreiche Tätigkeit zur Gewinnung neuer Erkenntnisse soll die Attraktivität des ENSI

Einleitung

für neue, insbesondere für jüngere und hoch

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) ist ein seit

qualifizierte Mitarbeitende erhöhen.

1958 laufendes Forschungsprogramm, das von

Mit der Projektbegleitung durch die Experten der

über 130 Organisationen getragen wird. Weil seit

Fachsektionen fliessen die gewonnenen Erfah-

2013 auch die Aufsichtsbehörde der Vereinigten

rungen in die Aufsichtstätigkeit ein und dienen da-

Arabischen Emirate das Projekt unterstützt, sind

mit direkt der nuklearen Sicherheit. Im vorlie-

inzwischen 20 Staaten daran beteiligt. Das HRP

genden Kapitel fassen die ENSI-Projektbegleiter

hat zwei Stossrichtungen: Brennstoff- und Mate-

die Forschungsresultate des Berichtsjahres für die

rialverhalten

interessierte Öffentlichkeit zusammen. Vor allem

tion. Experimentelle Arbeiten werden primär im

bei den umfangreicheren Projekten liegen zudem

norwegischen Halden durchgeführt, wo ein

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

sowie

Mensch–Technik–Organisa-

ellen Bedingungen schnell ablaufender Störfälle. Brennstabsegmente werden in instrumentierte Versuchsanordnungen eingesetzt und im HaldenReaktor weiter bestrahlt, wobei die thermohydraulischen Bedingungen von Leichtwasserreaktoren bei Störfällen simuliert werden. Dank ausgeklügelter Instrumentierung können zahlreiche Parameter wie Temperaturverlauf oder Brennstab-Innendruck und Brennstabverformung während des Versuchsablaufs gemessen werden. Andere Daten werden bei Nachbestrahlungs-Untersuchungen im Hotlabor in Kjeller bei Oslo gewonnen. Bei den Strukturmaterialien geht es vor allem um Alterungsphänomene im Hinblick auf den Langzeitbetrieb. Dazu 16

wird insbesondere der Einfluss der Strahlung im Reaktor auf verschiedene Stähle (Spannungsrisskorrosion, Kriechen, Spannungsrelaxation, Versprödung) untersucht. Die Berichterstattung über die Arbeiten im Bereich Mensch-Technik-Organisation findet sich im Kapitel 1.4.1.

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung Der Halden-Reaktor wurde im Jahre 2013 wiederum planmässig gut 190 Tage betrieben, dabei wurden im Rahmen des Projekts zwölf Experimente ausgeführt. Für die Schweiz waren insbesondere folgende Versuche interessant: Abbildung 1: Blick in die Halle des Halden-Reaktors. Der Siedewasserreaktor mit einer maximalen thermischen Leistung von 20 Megawatt befindet sich in einer Felskaverne. Quelle: HRP.

Der langfristig laufende Versuch IFA-716 beschäftigt sich mit der Spaltgas-Freisetzung und der WärVersuchsreaktor (Abbildung 1), eine Werkstatt zur

meleitfähigkeit verschiedener Brennstoff-Typen.

Herstellung instrumentierter Brennstoff-Versuchs-

Die Freisetzung von Spaltgas führt zu einer Er-

anordnungen, ein Labor zur Interaktion von

höhung des Innendrucks im Hüllrohr und darf be-

Mensch und Maschine (Man-Machine Laboratory)

stimmte Grenzwerte nicht überschreiten. Zusätze

sowie zwei Simulationszentren (Virtual Reality

wie Chrom (sogenannte Dotierungen) sollen unter

Centre, FutureLab) zur Verfügung stehen. For-

anderem die Spaltgas-Freisetzung dadurch verrin-

schungseinrichtungen in den Mitgliedsländern

gern, dass das Gas zu einem grösseren Anteil in-

(z.B. Paul Scherrer Institut) und die Nuklearindu-

nerhalb des Brennstoffs zurückgehalten wird; sie

strie (zum Beispiel Kernkraftwerk Leibstadt KKL)

werden auch bei Brennelementen in Schweizer Re-

beteiligen sich ebenfalls an den Experimenten. Die

aktoren eingesetzt. Sechs Brennstab-Proben wer-

Schweizer Beteiligten tauschen sich dazu im Rah-

den untersucht, diese enthalten Standard-Uran-

men eines nationalen Komitees aus. Über ihre Ver-

oxid sowie Chrom- bzw. Berylliumoxid-dotierten

treter in den HRP-Gremien Halden Programme

(BeO) Brennstoff. Im Jahre 2013 wurde die Leis-

Group (verantwortlich für die technisch-wissen-

tung soweit erhöht, dass der Schwellenwert für die

schaftliche Steuerung des Programms) und Halden

Spaltgas-Freisetzung bei den Proben ausser beim

Board of Management (verantwortlich für die Auf-

BeO-dotierten Brennstoff erreicht wurde. Dieser

sicht und Strategie des Gesamtprojekts) speisen sie

Unterschied ist darauf zurückzuführen, dass der

ihre Bedürfnisse ins Projekt ein.

BeO-dotierte Brennstoff tatsächlich, wie erhofft,

Bei den Arbeiten im hier beschriebenen Projektbe-

eine erhöhte Wärmeleitfähigkeit aufweist, was

reich geht es um das Verhalten von Brennstoffen

sich in einer tieferen Brennstofftemperatur äussert.

und Strukturmaterialien sowohl beim langfristigen

Die bisher erreichten Spaltgas-Freisetzungen von

Einsatz im Normalbetrieb als auch unter den spezi-

3–4% sind aber noch zu gering für weitergehende

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Jahr weiter erhöht werden.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Im Versuch IFA-701 werden ebenfalls Standard-

Die Charakterisierung von Kernbrennstoffen und

Uranoxid sowie Chrom-dotierte Brennstoffe unter-

Materialien unter Reaktorbedingungen ist eine

sucht. In diesem Fall geht es um das durch Kern-

Kernkompetenz des HRP. Es verfügt über eine welt-

spaltungen ausgelöste Kriechen des Brennstoffs,

weit einzigartige Erfahrung bei der Auslegung und

das heisst um seine plastische Verformung. Eine

Instrumentierung von Experimenten wie auch bei

möglichst geringe Verformung der Brennstoff-

der Interpretation der Messwerte.

tabletten ist wünschenswert, weil dann der Druck

Die Resultate fliessen in Sicherheitsanalysen ein

auf das Hüllrohr und somit die Wahrscheinlichkeit

und dienen zur Validierung der von Brennstoffher-

von Hüllrohrschäden sinken. Der Versuch ist so an-

stellern und Forschungslaboratorien benutzten Re-

gelegt, dass Brennstäbe verschiedener Zusam-

chenmodelle zum thermomechanischen Verhalten

mensetzung unterschiedlichen Temperaturen und

von Brennstoffen mit unterschiedlichen Abbrän-

Druckspannungen ausgesetzt werden, während

den. Sie haben auch hohe Relevanz für die prak-

die Spaltrate konstant gehalten wird. Während

tische Aufsichtstätigkeit des ENSI. Im Bereich

steigende Druckspannung im Bereich zwischen

Brennstoffe und Materialien gilt dies besonders für

30 und 60 MPa wie erwartet das Kriechen linear

die Erkenntnisse zum Verhalten von Brennstoffen

erhöhte, hatte die Temperatur im bisher unter-

und Hüllrohren, welche durch die in den letzten

suchten Bereich von 400–800 °C keinen Einfluss

Jahren gesteigerten Abbrände erhöhten Belas-

auf das Kriechen. Im kommenden Jahr soll der

tungen ausgesetzt sind. Dabei muss sichergestellt

Versuch bei Temperaturen bis 1100 °C fortgesetzt

werden, dass die geltenden Grenzwerte auch un-

werden.

ter den Bedingungen eingehalten werden, wie sie

Besondere Bedeutung für die Schweizer Anlagen

bei Störfällen auftreten können. Der enge Zusam-

haben die Experimente zum Verhalten von hoch

menhang zwischen der Aufsichtstätigkeit des ENSI

abgebrannten Brennstäben unter Bedingungen,

und den Forschungsarbeiten des HRP sowie des

wie sie bei einem Kühlmittelverlust-Störfall auftre-

Studsvik Cladding Integrity Projects SCIP-II (siehe

ten. Bei einem solchen Störfall werden die Brenn-

Kapitel 1.1.2) zeigt sich gerade in der laufenden

stäbe in relativ kurzer Zeit erhöhten Druck- und

Projektphase. Gestützt auf die Experimente zu

Temperaturbedingungen ausgesetzt, es kann ein

Kühlmittelverlust-Störfällen bei beiden Projekten

Aufblähen der Brennstäbe (Ballooning) stattfin-

hat das ENSI 2012 die Betreiber der Schweizer

den. Versuche der Serie IFA-650 in den Vorjahren

Kernkraftwerke aufgefordert, die Übertragbarkeit

hatten gezeigt, dass es zu einer starken Fragmen-

der Versuchsergebnisse auf ihre Anlagen zu über-

tierung, Verlagerung und zum Austritt von Brenn-

prüfen. Die Betreiber konnten inzwischen durch

stoff beim Aufplatzen des Hüllrohrs kommen kann,

weitere Analysen zu Kühlmittelverlust-Störfällen

wenn es sich um hochabgebrannten Brennstoff

zeigen, dass bei der gegenwärtigen Auslegung die

handelt. Unklar blieb jedoch, ob die Fragmentie-

hochabgebrannten Brennelemente keine Tempe-

rung erst durch den Druckabfall beim Hüllrohrver-

raturen erreichen, bei denen ein Aufblähen der

sagen ausgelöst wird oder auch vorher schon auf-

Hüllrohre auftreten kann.

tritt. Um diese Frage zu klären, wurde 2013 der

Das HRP bildet zudem in erheblichem Umfang

Test IFA-650.14 durchgeführt. Dabei wurde ein

junge Forscher aus. Dies gilt sowohl für Doktoran-

Brennstab verwendet, der zuvor im KKL im Einsatz

den als auch für Gastwissenschaftler, sogenannte

war. Das Ziel war, ein Ballooning ohne Aufbrechen

Secondees. So arbeitete im Jahre 2013 auch ein

des Hüllrohrs zu erreichen. Dank sehr genauer Vo-

Doktorand des Paul Scherrer Instituts für drei Mo-

rausrechnungen des Paul Scherrer Instituts konnte

nate in Halden. Schliesslich bietet das HRP jährlich

der Versuch exakt wie geplant durchgeführt wer-

die Halden Summer School als Weiterbildung an,

den. Erste Messungen der Brennstoffverteilung im

wobei abwechselnd Themen zu Brennstoffen und

aufgeblähten Hüllrohr mit Hilfe von Gammastrah-

Materialien sowie menschlichen Faktoren im Mit-

len lassen vermuten, dass es bereits zu Brennstoff-

telpunkt stehen.

Aussagen, die Leistung soll dazu im kommenden

Fragmentierung und Verlagerung gekommen ist. Genauere Aussagen sind aber erst möglich, wenn

Ausblick

die Nachbestrahlungs-Untersuchungen abgeschlos-

Die Arbeiten des Projekts liegen weiterhin grössten-

sen sind. Weitere Versuche in dieser Serie werden

teils im Zeitplan. Das Projektmanagement hat am

derzeit diskutiert.

28. November 2013 die Vorschläge des HRP für die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Projektphase 2015–2017 in einer Veranstaltung

fasst sich mit Schädigungsmechanismen, die in

beim ENSI vorgestellt. Dabei konnten die Schwei-

den aus Zirkoniumlegierungen bestehenden Hüll-

zer Beteiligten ihre Anliegen für die kommenden

rohren – auch unter Einbeziehung des Pelletein-

Jahre mit der HRP-Projektleitung diskutieren. Die

flusses – ablaufen können. Im SCIP-Projekt werden

Bewertungen und Präferenzen aller Mitgliedslän-

Materialversuche und -modellierungen bei der

der werden in der ersten Jahreshälfte 2014 vom

Firma Studsvik in Schweden (Abbildung 2) und

HRP ausgewertet werden. Voraussichtlich im Juni

Leistungsrampenversuche am OECD-Halden-Re-

2014 wird das Halden Board of Management über

aktor in Norwegen durchgeführt. Studsvik unter-

die Fortsetzung des Projekts und über dessen Pro-

sucht die Proben zudem vor und nach Experi-

gramm entscheiden können.

menten mit modernsten, zum Teil selbst weiter entwickelten Methoden wie Laser-Ablation und

1.1.2 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Integrity Project

Elektronenstrahl-Mikroanalyse

Auftragnehmer: Studsvik, Schweden

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel,

(Electron

Probe

Micro-Analysis EPMA).

Reiner Mailänder Aufarbeitung von Daten aus früheren

Bericht der Forscher in Anhang A

Rampenversuchen

Einleitung

Studsvik konnte mittlerweile Daten zu mehr als

Das OECD-Forschungsprojekt SCIP – Studsvik

1000 Rampenversuchen sammeln, die seit 1970

Cladding Integrity Project – hat zum Ziel, detail-

am Reaktor Studsvik R2 durchgeführt wurden.

lierte experimentelle Daten zu Schädigungsmecha-

Diese wurden in einer Datenbank zusammenge-

nismen der Brennstoff-Hüllrohre (erste Barriere) zu

führt. Eine solche Zusammenstellung ist sehr wert-

generieren, um das Verständnis der physikalisch-

voll, weil statistische Auswertungen nur mit einer

chemischen Abläufe zu verbessern und die Defekt-

grösseren Datenmenge sinnvoll durchgeführt wer-

häufigkeit weiter zu verringern. Das ENSI unter-

den können und Versuche mit Brennstoff bzw.

stützt

dieses

Hüllrohren oftmals sehr teuer sind. Die Arbeiten zu

Forschungsprogramm, an dem mittlerweile ca. 30

diesem Projektziel wurden mit einem Bericht abge-

Organisationen beteiligt sind.

schlossen.

seit

Mitte

des

Jahres

2009

Der nukleare Brennstoff wird in Form kleiner Zylinder von ca. 8 bis 9 mm Durchmesser (Tabletten,

Mechanische Interaktion zwischen Brennstoff und

englisch Pellets) in Hüllrohre mit etwa 0,6–0,8 mm

Hüllrohr (Pellet Cladding Mechanical Interaction

Wandstärke eingefüllt, die zu Brennelementen zu-

PCMI)

sammengesetzt werden. Damit keine radioaktiven

Diese Interaktion kann zu Schädigungen des Hüll-

Spaltprodukte in den Primärkreislauf freigesetzt

rohrs führen. Sie kommt dadurch zustande, dass

werden, muss die Integrität der Hüllrohre den viel-

sich die Pellets mit steigender Temperatur un-

fältigen Belastungen standhalten. Das Projekt be-

gleichförmig ausdehnen und dadurch lokal unter-

Abbildung 2: Forschungsstandort der Firma Studsvik an der schwedischen Ostküste südlich von Stockholm. Quelle: Studsvik.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 3: Dünnschliffe von verschiedenen Brennstofftypen unter dem Polarisationsmikroskop; je nach Einfallwinkel des Lichts erscheinen Kristalle in verschiedenen Farben. Std.: Standard-Uranoxid; Al-Cr: mit Aluminium und Chrom dotierter Brennstoff; Al-Si: mit Aluminium und Silizium dotierter Brennstoff. Die Pfeile zeigen auf rekristallisierte Kornstrukturen. Quelle: Studsvik. 19

schiedlich auf die Innenseite des Hüllrohrs drücken.

Interaktion zwischen Brennstoff und Hüllrohr

Die Experimente zu diesem Projektziel wurden im

durch Spannungsrisskorrosion (Pellet Cladding

Jahr 2013 abgeschlossen und die meisten Berichte

Interaction PCI)

hierzu verfasst. Insgesamt wurden zwölf Rampen-

Zusätzlich zur rein mechanischen Komponente

versuche mit Brennstoffproben unterschiedlicher

wirken auf das Hüllrohr auch Spaltprodukte ein,

Zusammensetzung im Haldenreaktor durchge-

die vom Brennstoff freigesetzt werden. Der dann

führt. Die Brennstoffproben repräsentierten auch

wirkende chemische Prozess, die Spannungsriss-

neueste Entwicklungen, darunter solche mit spezi-

korrosion, ist prinzipiell ähnlich wie bei Struktur-

ellen zusätzlichen Inhaltsstoffen wie Aluminium,

materialien (siehe auch Projekt SAFE, Kapitel

Chrom oder Silizium zur Verbesserung spezifischer

1.1.4). Allerdings ist das Verhalten von Zirkonium

Eigenschaften, Brennstoff mit hoher Dichte oder

mit dem von Stählen nicht vergleichbar, und bei

grösseren Mineralkörnern. Zum Vergleich mit die-

PCI wird allgemein das Element Iod als wichtigstes

sen modernen Brennstoffen wurden konven-

chemisches Agens angenommen.

tionelle Brennstoffmaterialien untersucht und die

Die Experimente zu diesem Projektziel wurden im

Ergebnisse mit denen aus früheren elf Rampen-

Jahr 2013 abgeschlossen und die meisten Berichte

versuchen verglichen. So haben die Versuchs-

hierzu verfasst. Im November 2013 wurde ein

ergebnisse gezeigt, dass zum Beispiel grössere

Workshop durchgeführt, um die Ergebnisse der

Mineralkörner und zusätzliche Inhaltsstoffe an den

Experimente zu analysieren und zu diskutieren.

Kornoberflächen die Diffusion von Spaltgasen ver-

Mit den durchgeführten Experimenten und Ana-

hindern oder verlangsamen. Spaltgase entstehen

lysen konnte das Phänomen PCI besser definiert

bei der Kernspaltung und transportieren Aktivität

und die Ursachen untersucht werden. Für das

aus dem Brennstoff zur Innenseite der Brenn-

Auftreten von PCI-Schäden sind ein anfälliges Ma-

stabhülle. Die mikroskopischen Untersuchungen

terial an der Hüllrohroberfläche, hohe Material-

haben zudem die strukturellen Änderungen im

belastung und ein aggressives chemisches Agens

Brennstoff als Folge der nuklear-chemischen Pro-

zur Störung der Hüllrohroberfläche erforderlich.

zesse verdeutlicht (Abbildung 3).

Die Experimente und Analysen haben gezeigt,

Die experimentellen Daten haben den Einfluss von

dass folgende Materialien weniger anfällig gegen-

Änderungen der Brennstoff-Zusammensetzung auf

über PCI sind:

die sicherheitstechnischen Eigenschaften verdeut-

Legierungen der Hüllrohrmaterialien mit den

licht. Die erhaltenen Daten haben aber auch

Bestandteilen: Al/Si, Al/Cr, Cr, Nb oder Gd

gezeigt, dass die bislang verwendeten Berech-

MOX-Brennelemente

nungswerkzeuge für die Auslegung und Sicher-

Hyperstöchimetrisches Uranoxid

heitsanalysen die untersuchten Phänomene noch

Graphitbeschichtete Brennstoffpellets

nicht ausreichend berücksichtigen. Die Modellierung dieser Phänomene wurde daher als ein neuer

Durch Wasserstoff induziertes Hüllrohrversagen

Hauptbestandteil des weiterführenden Forschungs-

(Hydrogen-induced failures)

programmes aufgenommen. Hierzu wurden im

Im Betrieb wird die Aussenseite der Hüllrohre, die

Jahr 2013 bereits erste Workshops durchgeführt.

mit dem Kühlmittel in Kontakt ist, in einer dünnen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

oberflächlichen Schicht oxidiert. Bei dieser Reak-

erforderlichen Bedingungen bei der derzeitigen

tion wird Wasserstoff frei, der zum Teil ins Hüllrohr-

Auslegung der Reaktoren nicht erreicht werden

material hinein diffundiert. Dort kann er gelöst im

können und daher keine Massnahmen zur Verbes-

Feststoff vorliegen (solid solution), bei höherer

serung der Sicherheit erforderlich sind.

Konzentration aber auch Hydride bilden. In beiden

Fällen wirkt sich der Wasserstoff auf die Rissanfäl-

Ausblick

ligkeit und die mechanischen Eigenschaften des

Das Projekt SCIP verläuft bisher wie geplant. Im

Hüllrohrs aus.

Jahr 2013 wurden die letzten Experimente abge-

Die Versuchsergebnisse haben die Kenntnisse über

schlossen. Bis zum Projektende Mitte 2014 steht

durch Wasserstoff induziertes Hüllrohrversagen

dann die Berichterstattung im Vordergrund.

deutlich verbessert. So wurde der Zusammenhang

Im Jahr 2013 wurde auch mit der konkreten Pla-

zwischen Fliess-/Bruchspannung und Temperatur-/

nung der nächsten Projektphase begonnen. Zur

Abbrandniveau experimentell hergeleitet. Weiter-

Mitte des Jahres wurde durch Studsvik ein umfang-

hin wurden die Auswirkungen von Wasserstoff auf

reicher Programmvorschlag vorgelegt, welcher im

das Kriechen in Hüllrohrmaterialien und die Relaxa-

Laufe des 2. Halbjahres mit den Programmteilneh-

tion untersucht; bei den Versuchen wurden Leis-

mern intensiv diskutiert worden ist. Bis Mitte 2014

tungserhöhungen und PCI-Bedingungen berück-

soll dann ein von allen Teilnehmern akzeptiertes

sichtigt.

Programm vorliegen, sodass die Forschungstätig-

Die Experimente zu diesem Projektziel wurden im

keiten ohne Unterbruch fortgeführt werden kön-

Jahr 2013 abgeschlossen und die meisten Berichte

nen.

hierzu verfasst.

1.1.3 OECD CABRI Waterloop Project Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Auftragnehmer: OECD-NEA und Institut

Das Hüllrohr bildet die erste Barriere gegen die

de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire IRSN

Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel

Kernkraftwerken. Dementsprechend trägt der Erhalt der Hüllrohr-Integrität zur Gewährleistung des

Einleitung

Schutzziels «Einschluss radioaktiver Stoffe» bei.

Im Rahmen der Auslegung von Kernkraftwerken

Der Projektplan von SCIP-II ist auch vor dem Hinter-

mit Druckwasser- oder Siedewasser-Reaktoren

grund des in den letzten Jahren gesteigerten

(DWR bzw. SWR) werden auch postulierte Störfälle

Brennstoff-Abbrands in den Kernkraftwerken zu

untersucht, bei denen der Reaktor durch schnelle

sehen. Dabei wird stärker angereicherter Brenn-

unkontrollierte Bewegung eines Steuerelements

stoff verwendet und dieser besser ausgenutzt, wo-

bzw. Steuerstabs kurzzeitig überkritisch wird. Aus-

bei die Brennelemente länger im Reaktor verblei-

lösende Ereignisse für solche Reaktivitätsstörfälle

ben. Hierzu wurde die Brennstoffstruktur optimiert,

(Reactivity Initiated Accidents, RIA) sind der postu-

jedoch ebenso die Hüllrohr-Materialien laufend

lierte Bruch des Stutzens eines Steuerelement-

verbessert. Das Projekt SCIP soll dazu beitragen,

antriebs (DWR) bzw. das Entkuppeln eines Steuer-

mit der stärkeren Beanspruchung der Hüllrohre

stabs von seinem Antrieb (SWR). Der damit

und des Brennstoffes zusammenhängende Sicher-

verbundene Auswurf des Steuerelements bzw.

heitsfragen zu klären, dies auch vor dem Hinter-

das Herabfallen des Steuerstabs führt zu einem

grund, dass es auch in schweizerischen Anlagen

Leistungsanstieg in den benachbarten Brenn-

vorübergehend zu Hüllrohrschäden durch PCI ge-

stäben. Durch Einhaltung spezieller Sicherheitskri-

kommen ist.

terien wird das Ausmass möglicher Brennstabschä-

Zusammen mit dem Halden Reactor Project (siehe

den derart begrenzt, dass der Reaktorkern kühlbar

auch Kapitel 1.1.1) hat SCIP-II in der laufenden

bleibt. Weil seit Einführung der aktuellen Sicher-

Projektphase konkrete Beiträge für die Aufsichtstä-

heitskriterien die Brennstoffabbrände gesteigert

tigkeit des ENSI geleistet. Versuchsergebnisse hat-

und die Brennstoff- und Hüllrohrmaterialien weiter-

ten gezeigt, dass bei hoch abgebranntem Brenn-

entwickelt wurden, ist eine Absicherung der

stoff im Fall eines Kühlmittelverlust-Störfalls

Kriterien notwendig.

Bruchstücke des Brennstoffs in den Primärkreis

Das CABRI International Project (CIP) wird von der

austreten können. Die Betreiber der Schweizer

Nuclear Energy Agency (NEA) und dem franzö-

Kernkraftwerke konnten zeigen, dass die dazu

sischen Institut de Radioprotection et de Sûreté

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 4:

Nucléaire (IRSN) getragen. In diesem Projekt sollen

Komplett beladener Reaktorkern (Brennelemente mit quadratischem Querschnitt). Die zentrale Testzelle enthält den spezifischen Versuchsaufbau. Quelle: IRSN.

am Forschungsreaktor CABRI in Cadarache, Frankreich, Versuche zum Verhalten von Brennstabsegmenten bei schnellen Reaktivitätsstörfällen in Kernreaktoren durchgeführt werden. Zu diesem Zweck wurde die bisher mit Natrium gekühlte Testschleife des CABRI-Reaktors auf Wasserkühlung umgebaut (CABRI Water Loop, CWL), damit die Versuchsanordnung den in Leichtwasserreaktoren vorhandenen Betriebs- und Störfallbedingungen besser entspricht. Bevor Versuche im Reaktor durchgeführt werden können, sind aber noch Anpassungen und Überprüfungen der Anlage sowie Testvorbereitungen nötig.

Der CABRI-Reaktor wird neben dem Forschungsreaktor NSRR (Nuclear Safety Research Reactor) in

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Japan weltweit die einzige Anlage sein, an der das

Im Jahre 2013 wurden folgende Fortschritte erzielt:

fällen in Leichtwasserreaktoren integral simuliert

Die Inbetriebnahmetests der Heliumschleife

werden kann. Es besteht eine Kooperation mit

wurden erfolgreich abgeschlossen. Durch die

dem ALPS-Programm (Advanced LWR Fuel Perfor-

Druckentlastung ( He ist ein Neutronenabsor-

mance and Safety Research Program) am NSRR, die

ber) wird dem Reaktor Reaktivität zugeführt

einen Datenaustausch und eine Versuchsabstim-

Brennstoffverhalten bei schnellen Reaktivitätsstör-

und so die RIA-Bedingungen simuliert.

mung zwischen beiden Projekten ermöglicht, wo-

Der Reaktorkern wurde vollständig beladen

bei die Versuche am NSRR in stagnierendem Was-

(Abbildung 4).

ser ablaufen. Bisherige Versuche aus beiden

Die ersten vier Brennstabsegmente aus der Ver-

Anlagen wurden für eine Vergleichsrechnung

suchsmatrix – geplant sind zehn Versuche –

(Benchmark) der NEA herangezogen.

wurden erfolgreich präpariert.

Die Versuchsergebnisse des CIP werden es erlau-

Der Einsatz des Handhabungsbehälters im

ben, die Störfallphänomene in den verschiedenen

Reaktorgebäude wurde von der französischen

Berechnungsprogrammen (z. B. FALCON, welches

Behörde ASN freigegeben.

vom PSI verwendet wird, vgl. das Projekt STARS in

Im Jahr 2013 kam es zu weiteren Verzögerungen

Kap. 1.5.1) genauer zu modellieren. Damit können

des Projekts. Dies wird vom Betreiber mit den ge-

die festgelegten Sicherheitskriterien für Reaktivi-

änderten Prioritäten der ASN im Zuge der Fuku-

tätsstörfälle überprüft und nötigenfalls verbessert

shima-Aufarbeitung begründet, die die Bearbei-

werden.

tungszeit für Freigabeanträge deutlich erhöht hat. Eine weitere Verzögerung ergab sich durch festge-

Ausblick

stellte Oxidationsstellen an einigen Brennele-

Der Grossteil der Inbetriebnahmetests ist nun er-

menten. Als Ursache wurden vom Betreiber kleine

folgreich abgeschlossen. Der Hochtemperaturtest

Metallpartikel im ursprünglichen Primärkreis ge-

des Wasserkreislaufs und die Inbetriebnahmetests

nannt. Die sicherheitstechnische Unbedenklichkeit

für einige Messapparaturen stehen noch aus und

muss von der ASN noch bestätigt werden.

sollen 2014 erfolgen. Mit dem neuen Wasserkreislauf wird eine weltweit

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

einmalige Anlage zur realitätsnahen Simulation

Die Sicherheitskriterien für Reaktivitätsstörfälle be-

gerichtet. Der Erfolg wird sich aber frühestens mit

dürfen der weiteren experimentellen Überprüfung.

der Durchführung und Auswertung der ersten RIA-

Die internationale Kooperation ist dabei unerläss-

Versuche (zweite Jahreshälfte 2015) bewerten las-

lich, nicht nur wegen der hohen Kosten von An-

sen.

lage und Versuchen. Auch bei den Simulationen des Brennstabverhaltens ist es vor allem der Austausch zwischen den verschiedenen Fachgruppen weltweit, der Verbesserungen ermöglicht.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

von RIA-Störfällen unter DWR-Bedingungen ein-

1.1.4 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb

gegenüber jenem an Luft signifikant ändern kann. Ein möglicher Einfluss der Umgebungsbedingungen auf die Bruchzähigkeit hätte einen erheb-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

lichen Einfluss auf die Sicherheitsbewertung und

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

wird durch eine fundierte Aufarbeitung des Stan-

Bericht der Forscher in Anhang A

des von Wissenschaft und Technik sowie ausgewählte Experimente abgeklärt.

Einleitung

Im Berichtszeitraum wurde dazu eine umfang-

Im Projekt SAFE (Safe long term operation in the

reiche Literaturrecherche abgeschlossen. Die Lite-

context of environmental effects on fracture, fati-

raturstudie hat aufgezeigt, dass insbesondere die

gue and environmental assisted cracking) werden

im Heisswasser gelösten geringen Mengen an

werkstofftechnische Fragestellungen insbesondere

Wasserstoff einen Einfluss auf das Bruchverhalten

zu Risskorrosion und Ermüdung in Strukturwerk-

haben können. Allerdings liegen nur wenige syste-

stoffen von Leichtwasserreaktoren bearbeitet. Sie

matische Untersuchungen zum Wasserstoffein-

sind wichtig für den Langzeitbetrieb der Kernkraft-

fluss bei hohen Temperaturen vor. Hingegen ist der

werke.

Versprödungseffekt durch Wasserstoff bei Raum-

Die Gewährleistung eines sicheren Anlagenbe-

temperatur sehr viel deutlicher ausgeprägt und

triebs setzt eine genaue Kenntnis der Systembe-

durch umfangreiche Versuche bereits gut er-

dingungen voraus, die zur Risskorrosion und Ermü-

forscht.

dung sowie zu einer Zähigkeitsabnahme führen

Dementsprechend wurde ein systematisches Ver-

können. Zuverlässige quantitative Daten zur Initiie-

suchsprogramm gestartet, und es liegen erste Er-

rung und zum Wachstum von derartigen Rissen

gebnisse vor. Dazu wurden vergleichende bruch-

und genaue Kenntnisse über den Alterungszu-

mechanische Versuche an Luft sowie unter Einfluss

stand der einzelnen Komponenten sind für die Be-

von Heisswasser unter gezielter Wasserstoffbe-

wertung der Strukturintegrität von Rohrleitungen

ladung durchgeführt. Der Wasserstoffgehalt im

und Behältern wesentlich.

Heisswasser entsprach dabei den typischen Wasser-

Auch bei der Festlegung und Überprüfung der In-

chemiebedingungen von Druckwasserreaktoren

spektionsintervalle

Wiederholungsprüfpro-

(DWR). Die Ergebnisse weisen auf eine Reduzierung

gramme ist die Anfälligkeit auf Risskorrosion und

der Bruchzähigkeit durch das Heisswasser hin. Mit

Ermüdung zu beachten. Im Rahmen des Projektes

dem weiteren Versuchsprogramm sollen die Ergeb-

sollen auch spezielle Abhilfe- und Instandhaltungs-

nisse überprüft und insbesondere für eine sicher-

massnahmen untersucht werden. Das Forschungs-

heitstechnische Bewertung quantifiziert werden.

der

vorhaben SAFE setzt gezielt bei ausgewählten Fragen zu diesem Themenbereich an.

Teilprojekt II: Umgebungseinfluss

Das Projekt SAFE wurde im Jahr 2012 mit einer

auf Ermüdungsrissbildung

Laufzeit von drei Jahren gestartet, es führt die we-

Das Teilprojekt II befasst sich mit austenitisch rost-

sentlichen Aktivitäten aus dem abgeschlossenen

freien Stählen unter den Bedingungen von Siede-

Projekt KORA weiter. Es ist in vier Teilprojekte

wasserreaktoren (SWR) mit Wasserstoff-Fahrweise

gegliedert, die unterschiedliche Aspekte zum

und Druckwasserreaktoren (DWR). Der Umge-

Werkstoffverhalten unter typischen Umgebungs-

bungseinfluss auf die Ermüdungsrissbildung und

bedingungen insbesondere im Primärkreislauf be-

das Ermüdungskurzriss-Wachstum unter diesen

handeln.

Bedingungen soll genauer experimentell charakterisiert werden. Im Rahmen dieses Teilprojektes

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

werden wichtige Fragestellungen bearbeitet, die bisher nicht ausreichend betrachtet wurden. Dazu zählen z.B. der Einfluss der Mittelspannung (re-

Teilprojekt I: Umgebungseinfluss

sultierend aus dem Betriebsdruck) und dem Ein-

auf Bruchzähigkeit und Risswiderstand

fluss der Lastfolge. Im zweiten Projektjahr konnte

Hintergrund dieses Teilprojektes sind experimen-

durch anspruchsvolle TMF-Versuche (thermo-

telle Befunde aus Untersuchungen zur Spannungs-

mechanische Ermüdung) gezeigt werden, dass die

risskorrosion in renommierten internationalen La-

in der ENSI-Richlinie B01 genannte Berechnungs-

bors. Sie zeigen, dass sich das Bruchverhalten

vorschrift NUREG/CR-6909 auch bei komplexer Be-

verschiedener Strukturwerkstoffe in Heisswasser

anspruchung abdeckend ist. Weiterhin wurden

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

umfangreiche Lastfolgeversuche durchgeführt, da-

den Chlorid- sowie Sulfat-Gehalt zu identifizieren,

bei erfolgen mehrere Beanspruchungsschritte mit

unterhalb derer man ein SpRK-Risswachstum in

jeweils unterschiedlicher Reihenfolge von hoher

den angrenzenden RDB-Stahl ausschliessen kann.

und tiefer Belastung. Die Auswertung erfolgte

Für die Schweiz ist dabei das Materialverhalten un-

nach der etablierten linearen Akkumulierungs-

ter den typischen Bedingungen der Wasserstoff-

hypothese nach Miner (siehe auch weiterführende

Fahrweise für SWR- wie auch unter DWR-Bedin-

Literatur im Forscherbericht zum Projekt SAFE).

gungen von Interesse. Die im zweiten Projektjahr

Es konnte gezeigt werden, dass bei bestimmten

durchgeführten Versuche bekräftigen, dass für

Lastfolgen der Umgebungseinfluss sowohl unter-

diese beiden Fahrweisen eine signifikant höhere

schätzt wie auch überschätzt werden kann. Bei

Toleranz gegenüber einem erhöhten Chloridgehalt

einer ingenieurmässigen Betrachtung mitteln sich

(bis. ca. 100 ppm) vorliegt als unter Normalwasser-

diese Effekte allerdings heraus, sodass für die

chemie-Bedingungen bei SWR (siehe auch Abbil-

meisten Anwendungsgebiete die Akkumulierungs-

dung 5). Allerdings wurde in den abschliessenden

hypothese nach Miner auch unter Berücksichti-

Untersuchungen bestätigt, dass bei hohen Bean-

gung des Umgebungseinflusses anwendbar ist.

spruchungen von über 60 MPa·m1/2 an der Riss-

spitze auch unter chloridfreien DWR-Bedingungen Teilprojekt III: SpRK im Übergangsbereich

ein geringes Risswachstum in die Wärmeeinfluss-

Inconel-182-RDB

zone der Schweissnaht möglich ist, die gemes-

Die Untersuchungen zur Spannungsrisskorrosion

senen Risswachstumsraten sind gering. Erst ab

(SpRK) im Grenzbereich zwischen dem Schweiss-

sehr hohen Beanspruchungen von über 80–100

material Inconel-182 (Nickelbasislegierung) und

MPa·m1/2 an der Rissspitze kann ein schnelles Riss-

dem ferritischen Stahl des Reaktordruckbehälters

wachstum nicht ausgeschlossen werden.

(RDB) wurden fortgesetzt. Schwerpunkt der expe-

Die Versuche in diesem Teilprojekt wurden in Zu-

rimentellen Arbeiten ist das SpRK-Risswachstum

sammenarbeit mit einem japanischen Forschungs-

bei hohen Beanspruchungen in diesem komplexen

Programm durchgeführt. Als Folge des Fuku-

Übergangsbereich. Die Versuche werden unter ver-

shima-Unfalls wurden den beteiligten japanischen

schiedenen typischen Wasserchemiebedingungen

Forschungseinrichtungen jedoch dringende andere

durchgeführt. Sie sollen insbesondere mithelfen,

Aufgaben zugeteilt. Es konnten aber noch bis zum

Schwellenwerte für die Beanspruchung an der

Abschluss dieses Teilprojekts wichtige Ergebnisse

Rissspitze (Spannungsintensitätsfaktor K) und für

zum Rissverhalten im Grenzbereich zwischen dem

Abbildung 5: Transkristalline Spannungsrisskorrosion in niedrig legiertem RDB-Stahl. Der Versuch wurde in Heisswasser unter Normalwasserchemie-Bedingungen und bei einer Chloridkonzentration von 3 ppb durchgeführt. Quelle: PSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Schweissmaterial Inconel-182 (Nickelbasislegierung)

durchführen kann. Weiterhin wurde die Expertise

und dem ferritischen Stahl des Reaktordruckbehäl-

von PSI-Experten zu ausgewählten Fragestel-

ters (RDB) gewonnen werden.

lungen insbesondere zum Thema Spannungsrisskorrosion an Nickelbasislegierungen für ENSI-Be-

Teilprojekt IV: SpRK-Rissbildung

urteilungen im Rahmen der Aufsichtstätigkeit

in austenitischen und ferritischen Stählen

berücksichtigt.

Bei diesem Teilprojekt handelt es sich um langfris-

tig orientierte Untersuchungen zu SpRK-Rissbil-

Ausblick

dung im Rahmen einer Doktorarbeit, die im Laufe

Im dritten Jahr des Projekts SAFE sollen mit den

des Berichtsjahres mit einem gut qualifizierten

jetzt aufgebauten Versuchseinrichtungen die ex-

Kandidaten gestartet werden konnte.

perimentellen Untersuchungen insbesondere zu

Es sollen dabei wichtige Einflussgrössen auf die

den Teilprojekten I und IV weitergeführt werden.

SpRK-Rissbildung in austenitisch rostfreien Stählen

Das ENSI ist besonders an den Ergebnissen zum

systematisch charakterisiert werden. Dazu zählen

Teilprojekt I bezüglich dem Einfluss des Umge-

insbesondere der Oberflächenzustand (Kaltver-

bungsmediums auf die Bruchzähigkeit und den

formung, Rauigkeit, Eigenspannungen) wie auch

Risswiderstand interessiert.

Parameter der Wasserchemie (insbesondere der Gehalt von Wasserstoff und Chlorid). Ziel ist eine Verbesserung der bisher eingesetzten Vorhersagemodelle. Im Berichtsjahr wurden dazu mit einem

1.1.5 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques

neu aufgebauten Versuchsstand erste Abnahmetests durchgeführt. Der neue Versuchsstand er-

Auftragnehmer: Internationales Forschungs-

möglicht die gleichzeitige Belastung und Überwa-

projekt unter der Leitung der amerikanischen

chung von bis zu acht Proben.

Aufsichtsbehörde U.S.NRC

Zusammenfassend kann für das Forschungsprojekt

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

SAFE festgestellt werden, dass die vereinbarten Ziele für das Jahr 2013 erreicht wurden.

Einleitung Das internationale Projekt PARENT wurde im Jahr

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

2010 gestartet, der Projektabschluss ist für das

Die Kernenergiegesetzgebung der Schweiz sieht

mit den Anforderungen an moderne zerstörungs-

keine generelle Beschränkung der Betriebsdauer

freie Prüfungen (ZfP) zur Erkennung von betriebs-

von Kernanlagen vor. Somit basiert die Entschei-

bedingten Rissen. Insbesondere Spannungs- und

dung für einen sicheren Betrieb der Kernanlagen

Schwingrisskorrosion an Mischnähten aus Nickel-

primär auf technischen Erkenntnissen über den

basislegierungen stellen hohe Anforderungen an

Zustand der Anlagen und deren Komponenten. In

die Prüftechnik. Die Erfahrung zeigt, dass solche

diesem Umfeld ist die Alterungsüberwachung und

Risse zwar gefunden werden können, aber eine

die Zustandsbeurteilung der sicherheitsrelevanten

konservative Bestimmung der maximalen Risstiefe

(und nicht oder schwer austauschbaren) Kompo-

schwierig ist.

nenten sehr wichtig. Durch die gute Vernetzung

Daher beschäftigt sich das Projekt PARENT mit der

des Projektes ist sichergestellt, dass die Ergebnisse

Leistungsfähigkeit der verfügbaren modernen

des SAFE-Projekts bei der Überarbeitung von inter-

Prüftechnik an Mischnähten aus Nickelbasislegie-

nationalen Standards berücksichtigt werden.

rungen. Von besonderem Interesse ist die Metho-

Die im Projekt SAFE definierten Arbeitspakete be-

dik zur Risstiefenbestimmung für geometrisch

treffen wichtige, auch vom amerikanischen Electric

komplexe Prüfsituationen. Dazu sind so genannte

Power Research Institute (EPRI) veröffentlichte

Ringversuche (Round-Robin), also vergleichende

Kenntnislücken zur Materialalterung. Dazu zählt

Versuche mehrerer Labors, gestartet worden. An

insbesondere die im Teilprojekt I behandelte The-

ausgewählten Prüfkörpern werden auch neuartige

matik zum möglichen Umgebungseinfluss auf die

Techniken untersucht. Am Projekt beteiligen sich

Bruchzähigkeit.

Aufsichtsbehörden, Betreiber und Forschungsein-

Die im Rahmen des Projekts SAFE gewonnen Er-

richtungen aus den USA, Korea, Japan, Schweden,

kenntnisse tragen dazu bei, dass das ENSI seine

Finnland und der Schweiz. Die Projektleitung wird

Aufsichtstätigkeit nach aktuellem Kenntnisstand

von der amerikanischen Aufsichtsbehörde NRC

Jahr 2015 vorgesehen. PARENT beschäftigt sich

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

übernommen. Das ENSI hat mit dem Paul Scherrer

nel-182 in ausländischen Kernkraftwerken. Von In-

Institut (PSI), der Firma ALSTOM (Schweiz), dem

teresse für das PARENT-Projekt war insbesondere

Schweizerischen Verein für technische Inspektio-

ein Befund an einer Bodendurchführung eines Re-

nen (SVTI) und der eidgenössischen Materialprüf-

aktordruckbehälters. Beim PARENT-Projekt sind

anstalt (EMPA) eine Schweizer Beteiligung am PA-

auch Testkörper für diese Prüfaufgabe Bestandteil

RENT-Projekt abgestimmt.

der Round-Robin-Versuche. Es besteht weiterhin ein besonderes Interesse an

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

einer robusten Prüftechnik für Nickelbasislegie-

Entsprechend dem Projektplan für PARENT wurden

sich neue Anforderungen an die Leistungsfähigkeit

2013 die Round-Robin-Versuche in Europa, den

der eingesetzten zerstörungsfreien Prüftechnik er-

USA, Korea und Japan fortgesetzt. In der Schweiz

geben. Das Projekt PARENT soll einen Beitrag zu

wurden dazu an ausgewählten Testkörpern mit für

diesen aktuellen Fragenstellungen leisten und zu

die Prüfer unbekannten Fehlergeometrien zerstö-

einer Weiterentwicklung und Optimierung der

rungsfreie Untersuchungen durchgeführt. Ein exter-

Prüftechnik beitragen.

rungen. Auch aus dem Langzeitbetrieb können

ner Fachmann der schwedischen Qualifizierungsstelle stellte sicher, dass die Messungen entsprechend

Ausblick

einer definierten Prüfvorschrift durchgeführt wur-

Die Schwerpunktthemen für das Jahr 2014 sind die

den. Diese aufwändige Qualitätssicherung stellt

weitere Auswertung der Versuchsdaten und eine

eine einheitliche Durchführung und detaillierte Pro-

statistische Aufbereitung der Messergebnisse.

tokollierung der Messergebnisse sicher.

Weiterhin sollen die Arbeiten an einem Dokumen-

Ein wesentlicher Beitrag der Schweizer Beteili-

tationsprogramm für das PARENT-Projekt (Atlas)

gung für das PARENT-Projekt besteht in der Be-

gestartet werden. In Atlas sollen zum Beispiel aus-

reitstellung von neuartigen, am PSI gefertigten

sagekräftige Bildschirmanzeigen aus den Inspek-

Referenzprobekörpern mit realitätsnahen Span-

tionsdaten der Round-Robin-Versuche eingefügt

nungskorrosionsrissen. An diesen Probekörpern

werden. Es ist vorgesehen, zukünftig auch rele-

wurden im Berichtsjahr umfangreiche Round-

vante Inspektionsdaten zu Befunden an Kernkraft-

Robin-Versuche in ZfP-Labors in Korea und Japan

werken in das Dokumentationsprogramm in ver-

durchgeführt.

gleichbarer Form zu integrieren.

Um die laufenden Round-Robin-Versuche zu koordinieren und die Auswertung der Vielzahl an Testergebnissen abzustimmen, wurde eine internatio-

1.1.6 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

nale Projektsitzung durchgeführt. Dabei wurde einer Veröffentlichung der Versuchsergebnisse ei-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

ner vorgezogenen Messreihe aus dem Jahr 2012

ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner

zugestimmt. Diese Messungen zeigten eine relativ

Bericht der Forscher in Anhang A

grosse Streuung bezüglich der Genauigkeit der Risstiefenbestimmung an einem neu entwickelten

Einleitung

Testkörper aus Japan. Es zeichnet sich ab, dass die

Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser-

Testteams, die mehrere Ultraschallverfahren kom-

reaktoren werden massgeblich durch die Struktur-

binieren, eine deutlich bessere Genauigkeit bei der

integrität des Reaktordruckbehälters (RDB) und

Risstiefenbestimmung erzielt haben.

der Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt-

Weitere Veröffentlichungen insbesondere zu den

weite Betriebserfahrung von Siedewasserreak-

eingesetzten neuartigen zerstörungsfreien Mess-

toren (SWR) zeigt, dass sich während des Reaktor-

methoden sind in der Vorbereitung. Der Zeitplan

betriebes bei ungünstigen Randbedingungen

für die Durchführung der Round-Robin-Versuche

unter dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und

konnte eingehalten werden, die Auswertung der

der thermomechanischen Betriebsbeanspruchungen

Versuchsergebnisse ist etwas verzögert.

sowie von Eigenspannungen Korrosionsrisse in druckführenden Primärkreislauf-Komponenten bil-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

den und ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich

Im Jahre 2013 gab es weitere Rissbefunde an

fluss der Neutronen-Bestrahlung, des Reaktorkühl-

Mischnähten aus der Nickelbasislegierung Inco-

mittels und der langen Betriebsdauer bei erhöhten

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

die Bruchzähigkeit des Materials unter dem Ein-

ger N-16-Freisetzung als bei der klassischen HWC-Fahrweise und somit auch zu keinem merklichen Anstieg der Dosisleistung in der Umgebung der Kernanlage. Das Verfahren wurde von General Electric (heute GE-Hitachi) entwickelt. Weltweit wird es gegenwärtig bereits in vielen SWR angewendet, Tendenz weiter steigend.

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung Im Rahmen des NORA-Projekts wurde die Wirkung verschiedener Einflussfaktoren auf die Platinverteilung und das Abscheideverhalten auf den mit Wasser benetzten Stahloberflächen untersucht. Einer26

Abbildung 6: Helle Platinpartikel auf Eisenoxiden. Die Stahlprobe war insgesamt für 440 h im Hochtemperaturkreislauf des PSI ausgelagert. Die Gesamtmenge an Platin, die während dieses Versuchs dem Wasser zugegeben wurde, betrug 702 µg.

seits wurden im KKL Proben im sogenannten MMS (Mitigation Monitoring System) ausgelagert, durch Temperaturen mit zunehmendem Anlagenalter

das ein Teilstrom des Reaktorwassers geleitet wurde.

verringern.

Andererseits wurden zum Beispiel die Einspeiserate,

Ziel ist es, die Anfälligkeit von Reaktorkernein-

die Strömungsgeschwindigkeit des Wassers und die

bauten und Rohrleitungen auf Spannungsrisskor-

Oberflächenbeschaffenheit der Proben bei den Ver-

rosion (SpRK) durch entsprechende Modifikation

suchen in einem Hochtemperaturkreislauf am PSI

der Wasserchemie des Reaktorkühlmittels zu mini-

systematisch variiert. Dieser Versuchsstand wurde

mieren. Mithilfe der klassischen Wasserstoffche-

eigens für das Projekt NORA aufgebaut und anhand

mie-Fahrweise HWC (hydrogen water chemistry)

der gemachten Erfahrungen und notwendigen An-

ist dies möglich. Um das hierfür gefordert niedrige

forderungen ständig weiterentwickelt. Insgesamt

Korrosionspotential an denjenigen Oberflächen zu

wurden in diesem Jahr fünf Versuchsreihen gefah-

erreichen, die mit Reaktorwasser in Kontakt kom-

ren, bei denen die Zugabe des Platins zum Hoch-

men, ist allerdings die Zugabe grosser Mengen

temperaturkreislauf bezüglich Menge und Do-

Wasserstoff erforderlich.

siergeschwindigkeit variiert wurde. Die für diese

Bei der HWC-Fahrweise werden aber auch im Was-

Versuche verwendeten Parameter wurden so ge-

ser gelöste Stickstoffverbindungen, N-16 ist ein

wählt, dass am Ende des Projekts eine systema-

Aktivierungsprodukt des O-16, zu flüchtigen Pro-

tische Versuchsmatrix vorliegt, anhand der die

dukten reduziert, was zu einer erhöhten Freiset-

Effekte der verschiedenen Einflussfaktoren auf das

zung von radioaktivem Stickstoff N-16 führt. Als

Platin-Abscheideverhalten abzulesen sein sollten.

Folge davon wird die Dosisleistung in der Umge-

Aufwendige analytische Nachuntersuchungen der

bung der Kernanlage ansteigen, was allerdings zu

Probenoberflächen aus diesen fünf Versuchen so-

vermeiden ist.

wie aus dem Vorjahr noch ausstehende Analysen

Mit dem sogenannten On-line NobleChemTM (OLNC)

an den KKL- und PSI-Proben wurden durchgeführt.

Verfahren, welches in beiden SWR-Anlagen der

Der Vergleich der Ergebnisse der KKL- und PSI-Pro-

Schweiz (Kernkraftwerk Leibstadt KKL und Kern-

ben zeigt, dass bei der Verwendung vergleichbarer

kraftwerk Mühleberg KKM) gefahren wird, muss

Einspeisebedingungen auch die Platinbelegung auf

zum Erreichen des geforderten niedrigen Korro-

den Probenoberflächen vergleichbar ist. Somit sind

sionspotential deutlich weniger Wasserstoff einge-

die im PSI-Hochtemperaturkreislauf ausgelagerten

speist werden. Dabei wird während des Volllast-

Proben mit im KKL ausgelagerten Proben vergleich-

betriebs dem Speisewasser ein wasserlöslicher

bar. Die Nachuntersuchungen von Proben, welche

Platinkomplex über einem bestimmten Zeitraum

im KKL exponiert worden sind, sind deutlich auf-

zugegeben. Im Idealfall schlägt sich Platin (Pt)

wendiger und müssen zwingend in einem speziell

gleichmässig auf den Oberflächen der Kernein-

dafür geeigneten Labor durchgeführt werden.

bauten und Rohrleitungen nieder. Diese Edelme-

In Abbildung 6 sind Platinpartikel (helle Punkte) auf

tall-Partikel wirken als Katalysator, sodass bereits

der Oxidschicht des Stahls zu erkennen. Die Ver-

geringe Mengen an Wasserstoff für den ausrei-

messung hat ergeben, dass die Platinpartikel im

chenden Schutz sorgen. Unter diesen Randbedin-

Mittel unter diesen Versuchsbedingungen eine

gungen kommt es radiologisch zu deutlich weni-

Grösse von 23,5 ± 5,0 nm aufweisen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Mit der Entwicklung der zerstörungsfreien Cha-

flächenbedeckung mit extrem fein verteilten

rakterisierung für Pt-Ablagerungen auf Reaktor-

Pt-Partikeln die Anfälligkeit gegenüber Spannungs-

komponenten wurde begonnen. Mit dieser so-

risskorrosion deutlich reduziert werden kann. Je-

genannten Replikatechnik soll Pt von einer

doch war zu Beginn des Projekts sehr wenig über

Probenoberfläche, z. B. von einer radioaktiven Pri-

das Ablagerungs- und Verteilungsverhalten sowie

märkreislauf-Komponente, abgelöst und anschlies-

die Haftfähigkeit dieser Pt-Partikel unter Strö-

send analysiert werden. Die Dosisleistung auf die-

mungsverhältnissen, wie sie in einem Reaktor herr-

ser Probe ist deutlich geringer als die von einem

schen, bekannt.

Stahlteil aus dem Primärkreislauf, was für die Nach-

Diese Arbeiten des PSI sind für die Aufsicht wich-

untersuchung von grossem Vorteil ist. Die prinzi-

tig, da das ENSI dadurch von einem unabhängigen

pielle Machbarkeit dieser Methode konnte gezeigt

Forschungslabor Ergebnisse zu OLNC erhält. Da

werden. Quantifizierbar sind die bisher erzielten

mittlerweile das KKM und das KKL die OLNC-Fahr-

Ergebnisse aber nicht. Um das Verfahren in der Pra-

weise anwenden, ist es umso wichtiger, möglichst

xis verwenden zu können, bedarf es noch weiterer

alle beobachteten Effekte, die bei dieser Fahrweise

Anstrengungen.

bereits aufgetreten sind, zu verstehen. Das Projekt

Die Ergebnisse zeigen, dass vor-oxidierte Proben

NORA lieferte dazu einen massgeblichen Beitrag.

generell eine etwas höhere Platin-Belegung auf-

Aufgrund der im Projekt NORA gewonnenen Er-

weisen als Proben, welche vor dem Einsatz nicht

kenntnisse wurde im KKL das Einspeiseregime für

explizit vorbehandelt wurden. Niedrigere Dosierra-

die Platinlösung in den letzten Zyklen laufend an-

ten von Platin führen im Vergleich zu höheren bei

gepasst. Das KKM hat für die Einspeisekampagne

gleicher Gesamteinspeisemenge zu besseren Er-

in den Jahren 2013/2014 die Einspeisebedin-

gebnissen. Beim Einspeisen der Platin-Lösung in

gungen ebenfalls entsprechend der aus NORA

den Kreislauf ist eine schnelle Strömung des Was-

stammenden Resultate geändert.

sers von Vorteil. Auf Proben, welche nie während einer Platin-Applikation im Kreislauf waren, sind

Ausblick

keine Platin-Partikel nachweisbar. Das bedeutet,

Insgesamt kann festgehalten werden, dass die für

dass nach der Applikation kein im Wasser gelöstes

das NORA-Projekt definierten Projektziele inner-

Platin mehr vorhanden ist und dass im Reaktor-

halb der Projektlaufzeit von 3½ Jahren erreicht

system keine nennenswerte Umverteilung des

wurden. Im Nachfolgeprojekt NORA-II werden un-

schon abgelagerten Platins stattfindet.

ter anderem auch im Jahre 2014 Proben im Hoch-

Die Projektziele, die für die letzten 6 Monate bis

temperaturkreislauf des PSI ausgelagert. Neu wer-

zum Projektende von NORA (30. Juni 2013) ge-

den neben dem im NORA-Projekt untersuchten

plant waren, wurden erfüllt. Dies gilt für beide Teil-

Material, rostfreier Stahl 304L, eine Nickelbasisle-

projekte SP1 «Experimentelle Untersuchungen des

gierung (Inconel 182) und ein niedriglegierter Stahl

Ablagerungsverhaltens von Pt unter simulierten

(RDB-Stahl) auf deren Platinabscheideverhalten ge-

SWR-Bedingungen und in einem SWR» und SP2

testet. Es ist geplant, Versuchsreihen mit den drei

«Entwicklung einer zerstörungsfreien Charakteri-

Werkstoffen zu fahren, bei denen die Zugabe des

sierungsmethode für Pt-Ablagerungen auf Reak-

Platins bzgl. Menge und Dosiergeschwindigkeit

torkomponenten und chemische sowie mikrosko-

zum Hochtemperaturkreislauf variiert werden

pische Analytik».

wird. Die Nachuntersuchungen werden wie ge-

Ein umfangreicher Projekt-Abschlussbericht wurde

habt mittels REM, TEM und LA-ICP-MS durch-

erstellt, in dem sämtliche Versuche, welche in den

geführt werden.

letzten 3½ Jahren für das Projekt NORA durchgeführt wurden, inklusive der Ergebnisse beschrieben sind.

1.1.7 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Die Wirksamkeit des OLNC-Verfahrens in Kraft-

Bericht der Forscher in Anhang A

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

werken ist noch nicht vollumfänglich nachgewiesen und verstanden. Laboruntersuchungen haben

Einleitung

gezeigt, dass bei einem stöchiometrischen Wasser-

Als Voraussetzung für den Langzeitbetrieb der

stoffüberschuss und einer ausreichenden Ober-

Schweizer Kernkraftwerke ist nachzuweisen, dass

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

für Laufzeiten über 40 Jahre hinaus die Integrität

Ein wichtiger Eingangsparameter für Modellrech-

des Reaktordruckbehälters (RDB) für Normalbe-

nungen ist dabei die Grösse und Verteilung von

trieb, Betriebsstörungen und postulierte Ausle-

Fehlstellen und Rissen sowohl im Grundmaterial

gungsstörfälle gewährleistet bleibt. Das Projekt

sowie der Plattierung des RDB (Cladding), die fiktiv

PISA-II behandelt spezifische Fragestellungen zur

postuliert werden. Dazu wurde eine Studie ausge-

Methodik von Integritätsbewertungen eines RDB.

wertet, in der die tatsächliche Verteilung dieser

Übergeordnetes Ziel des Projekts sind probabilis-

meist sehr kleinen Risse an ausser Betrieb genom-

tische Gesamtintegritäts-Betrachtungen unter Be-

menen RDB bestimmt wurde. Auf Basis dieser Stu-

rücksichtigung aller relevanten Belastungen. Dafür

die wurden unterschiedliche Risskonfigurationen

werden Aspekte sowohl der Bruchmechanik als

in das Referenzszenario übertragen und Modell-

auch der Thermohydraulik behandelt. Für das Pro-

rechnungen zur Ausfallwahrscheinlichkeit durch-

jekt wurde ein geeignetes Referenzszenario aus-

geführt. Die jetzt gewählten Risskonfigurationen

gewählt, um möglichst realitätsnahe Beispielrech-

werden bei der weiteren Gesamtbetrachtung be-

nungen durchführen zu können. In das Projekt sind

rücksichtigt.

PSI-Mitarbeiter aus den Bereichen der nuklearen

Es wurden erste RELAP5-Berechnungen für das ge-

Materialen und der Thermohydraulik eingebunden.

wählte Referenzszenario durchgeführt und damit

Das Projekt PISA-II wurde entsprechend in vier Teil-

Angaben zu Massenströmen sowie Temperatur-

projekte gegliedert:

und Druckverteilungen bestimmt. Unter Einbezug

Teilprojekt I: Verfeinerte probabilistische Ana-

systemtechnischer Erwägungen wurde dabei die

lyse des Thermoschocks (Pressurized Thermal

Plausibilität des Gesamtsystems überprüft. In einer

Shock PTS)

Parameterstudie konnten dann verschiedene Last-

Teilprojekt II: Transienten-Studie mit Hilfe des

transienten durchgerechnet werden. Ziel ist die Be-

Rechenprogramms RELAP und numerischer

stimmung eines bestmöglichen (realistischen) so-

Strömungssimulation (Computational Fluid Dy-

wie eines konservativ abdeckenden (schlimmsten)

namics CFD)

PTS-Szenarios für die jeweiligen Störfallannahmen.

Teilprojekt III: Umfassende 3D-Analysen

In einem weiteren Schritt erfolgten sehr zeitinten-

Teilprojekt IV: Bruchmechanik-Methoden

sive dreidimensionale thermohydraulische CFD-Berechnungen an einem für das Referenzszenario

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

entwickelten RDB-Modell. Die mittels RELAP5 be-

Die Arbeiten an den vier Teilprojekten wurden

Druckverteilungen dienten dabei als Anfangs- und

entsprechend dem Projektplan fortgeführt. Dazu

Randbedingungen für die CFD-Berechnungen. Da-

wurde in enger Rücksprache mit dem ENSI ein geo-

mit kann der dreidimensionale zeitliche Tempera-

metrisches RDB-Modell für ein Referenzszenario

turverlauf am RDB während einer PTS-Transiente

definiert und die bereits vorhandenen Berech-

berechnet werden. Bei einer PTS-Transiente erfolgt

nungsmodule dafür ertüchtigt. Die weiteren Mo-

eine Einspeisung von kaltem Wasser in den heissen

dellrechnungen sollen für dieses Referenzszenario

RDB, welche bei einem Kühlmittelverlust-Störfall

durchgeführt werden.

erforderlich ist. Der RDB wird dabei nicht gleichmäs-

rechneten Massenströme sowie Temperatur- und

Abbildung 7: Numerische Simulation der transienten Strömungsverhältnisse bei Notkühlwassereinspeisung in einen RDB (Pressurized Thermal Shock). Die inhomogene Temperaturverteilung (Farbcode) an der Innenwand des RDBs zeigt ein instabiles dynamisches Verhalten. Die transienten Temperaturfelder werden für die nachfolgende Berechnung der mechanischen Spannungen im RDB benötigt. Quelle: PSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 8:

sig abgekühlt, sondern es bilden sich ausgehend von

Mittels Finite-Elemente-Methode berechnete Momentaufnahme der durch den Thermoschock erzeugten Spannungsverteilung. Spannungsspitzen sind bei den Einlassstutzen und bei den postulierten Rissen erkennbar. Die berechneten Spannungsintensitäten dienen zur probabilistischen Berechnung der Versagenswahrscheinlichkeit. Quelle: PSI.

den Einspeisestutzen entlang der Innenwand des RDB sogenannte Kühlsträhnen aus (Abbildung 7). Diese Kühlsträhnen ändern während der PTS-Transiente ihre Ausprägung und Position. Die

schnellen

Temperaturänderungen

ziehen

starke mechanische Spannungen nach sich. Um diese Beanspruchungen am RDB berechnen zu können, wurde in einem letzten Schritt ein dreidimensionales Finite-Elemente-Modell weiter verfeinert (Abbildung 8). Darin können nun die zuvor berechneten Temperatur- und Druckverteilungen sowie die postulierten Risskonfigurationen für das gewählte Referenzszenario zusammengeführt

werden. Die Beanspruchungen an den postulierten Rissen können damit bruchmechanisch berechnet und für eine probabilistische Betrachtung ausgewertet werden. Im Berichtsjahr wurden damit die wesentlichen Projektziele erreicht. Es gelang die anspruchsvolle Zusammenführung der für eine Gesamtbetrachtung notwendigen Berechnungsmodule. Damit können die durch die Kühlwassersträhnen bei ei-

Berechnungen, die wiederum eine wichtige Ein-

ner Notkühlung verursachten Beanspruchungen

gangsgrösse für die probabilistische Gesamtbe-

am RDB berechnet werden. Dafür waren auch ins-

trachtung ist.

besondere die Schnittstellen zwischen den einzelnen Berechnungsmodulen zu ertüchtigen. Weiterhin

wurden

auch

die

Untersuchungen

zur

1.2 Interne Ereignisse und Schäden

bruchmechanischen Modellierung des Materialverhaltens bei hohen Beanspruchungen, wie sie

Die Projekte in diesem Bereich werden von der

bei Notkühlungen auftreten können, fortgesetzt.

Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung (OECD) koordiniert. Sie fördern

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

den internationalen Erfahrungsaustausch über

Der RDB stellt eine wichtige Grosskomponente

an Komponenten, die Störfälle auslösen können.

hinsichtlich Sicherheit und Lebensdauer von Leicht-

Dazu werden themenspezifische Datenbanken

wasserreaktoren dar. Insbesondere beim Nachweis

aufgebaut, in die systematisch Schadensfälle und

der Sprödbruchsicherheit des RDB besteht ein

Ereignisse aus den teilnehmenden OECD-Staaten

starkes Interesse des ENSI, die Sicherheitsreserven

eingegeben werden. Die Daten werden anschlies-

der deterministischen Integritätsnachweise durch

send ausgewertet mit dem Ziel, auf der Basis einer

verfeinerte Analysen mit probabilistischen Metho-

grösseren Anzahl von Fällen systematische Hin-

den besser quantifizieren zu können.

weise auf Ursachen und Häufigkeiten von Schäden

Das Projekt PISA-II kann insbesondere für die spezi-

bzw. Störfällen zu erhalten. Ein Zusammenschluss

fischen Randbedingungen des Langzeitbetriebes

auf internationaler Basis ist dazu notwendig, weil

die ermittelten Sicherheitsmargen untersuchen.

die relevanten Ereignisse und Schäden in Kern-

Weiterhin wird mit diesem Projekt auch der Kom-

kraftwerken selten sind.

petenzerhalt zu den Sprödbruch-Sicherheitsnachweisen des RDB in der Schweiz sichergestellt.

Ausblick Im dritten Projektjahr können nun die geplanten Parameterstudien durchgeführt werden. Von Interesse sind die Aussagen zur Fehlertoleranz dieser

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Störfälle in Kernkraftwerken sowie über Schäden

1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience Degradation and Ageing Programme

Im Rahmen des CODAP-Projekts werden die Datenbank ausgewertet und empfehlenswerte Vorgehensweisen bei der Instandhaltung herausgearbeitet. Das Projekt geht damit über eine reine

Auftragnehmer: OECD-NEA

Datensammlung hinaus und kann so eine gemein-

ENSI-Projektbegleiterin: Susanne F. Schulz

same Basis für das Verständnis von Alterungs- und Schädigungsmechanismen von mechanischen Aus-

Einleitung

rüstungen in Kernkraftwerken schaffen.

Das CODAP-Projekt der OECD-NEA ist ein Datenmechanischen Ausrüstungen von Kernkraftwer-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

ken. Es besteht aus einer Datensammlung und ei-

Im Jahre 2013 wurde schwerpunktmässig die Aus-

ner zugehörigen Wissensdatenbank, die Auswer-

wertung von Schadensfällen durch Erosionskorro-

tungen der gesammelten Schadenserfahrungen

sion (strömungsinduzierte Korrosion) durchge-

sowie länderspezifische Vorgaben bezüglich me-

führt, die für einige der beteiligten Länder von

chanischer Komponenten enthält. Am Projekt sind

grosser sicherheitstechnischer Bedeutung sind

dreizehn Mitgliedsländer beteiligt: Kanada, Tai-

(Abbildung 9). Zu diesem Thema wurde ein inter-

wan, Tschechien, Finnland, Frankreich, Deutsch-

nationaler Erfahrungsbericht («Topical Report»)

land, Japan, Südkorea, Slowakei, Spanien, Schwe-

fertiggestellt, an dem auch die Schweizer KKW be-

den, Schweiz und USA.

teiligt sind. Dieser «Topical Report on FAC» (Flow

Das Projekt betrachtet die mechanischen Ausrüs-

Accelerated Corrosion) wird von der OECD-NEA

tungen der druckführenden Umschliessung bei

Anfang 2014 herausgegeben.

sicherheitstechnisch klassierten Systemen in Kern-

Der Erfahrungsaustausch an den Projektsitzungen

kraftwerken. Unklassierte Komponenten werden

ergab jeweils aktuelle Informationen zu neu auf-

einbezogen, wenn diese zu Überflutungen oder

getretenen Schadensfällen, wie zum Beispiel Le-

anderen sicherheitstechnisch relevanten Vorkomm-

ckagen an Boden- und Deckeldurchführungen

nissen beigetragen haben. Die Ziele des CODAP-

von Reaktordruckbehältern in amerikanischen

Projektes sind

oder südkoreanischen Anlagen. Die Benutzer-

bankprojekt zu alterungsbedingten Schäden an

Informationen zu Schadensfällen an passiven

oberfläche der Datenbank wurde weiter ver-

metallischen Komponenten von Kernkraftwer-

bessert. Die Schweizer Kernkraftwerke wurden

ken in einer Datenbank zu sammeln;

entsprechend gezielt geschult. Relevante Informa-

Die Informationen auszuwerten, um ein besse-

tionen zu Schadensfällen aus der CODAP-Daten-

res Verständnis der Ursachen und Auswirkun-

bank wurden daher vermehrt bei der Überprüfung

gen der Schädigungen sowie der Wirksamkeit

und Anpassung von Steckbriefen zur Alterungs-

vorbeugender Massnahmen zu erreichen;

überwachung von mechanischen Komponenten

Allgemeine Hintergrundinformationen zu Kom-

berücksichtigt.

ponenten und Schädigungsmechanismen zu Zusammenfassende Berichte zu den Schädi-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

gungsmechanismen zu erstellen.

Die aktuelle Version der CODAP-Datenbank um-

sammeln;

fasst rund 4500 Datensätze von Schäden an mechaAbbildung 9: Bruch der Speisewasserleitung in der japanischen Anlage Mihama-3 im Jahr 2004. Quelle: OECD-NEA «Topical Report on FAC».

nischen Ausrüstungen. Für das ENSI und die Schweizer Kernkraftwerke steht mit der Datensammlung und der Hintergrundinformation eine direkte und aktuelle Quelle der internationalen Erfahrung mit Schadensfällen an klassierten mechanischen Ausrüstungen zur Verfügung. Diese kann unmittelbar angewendet werden zur Beurteilung von Instandhaltungsprogrammen und -massnahmen Wiederholungsprüfprogrammen Alterungsüberwachungsprogrammen Qualifizierungsfehlern für zerstörungsfreie Prüfungen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Risikoinformierte Anwendungen in der Instand-

gefasst, die nicht nur Angaben zu einzelnen Fällen,

haltung

sondern auch Hintergrundwissen enthält (Data

Bei der Beurteilung von meldepflichtigen Schäden

and Knowledge Base). An dem Projekt nehmen

trägt das Projekt dazu bei, die Ursachenuntersu-

Belgien, Kanada, Frankreich, Japan, die Slowakei,

chungen und die Folgemassnahmen der Betreiber

Spanien, die USA und die Schweiz teil.

zu bewerten. der damit mögliche Wissens- und Erfahrungstrans-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

fer an die nachfolgende Generation von Nuklear-

Im Jahre 2013 fand eine Sitzung statt, an welcher

ingenieuren, damit das Wissen aus früheren

die Vertreter der einzelnen Länder den momen-

Schadensfällen nicht durch den Personalwechsel

tanen Stand des Alterungsüberwachungspro-

verloren geht.

gramms bzw. Forschungsaktivitäten im Bereich der

Ein wichtiger Nebenaspekt beim Projekt CODAP ist

Kabelalterung darstellten. Es laufen bereits Studien

Ausblick

mit im Einsatz stehenden Kabeltypen, die präzisere

Die Datensammlung zu Schadensfällen wird fort-

Aussagen zur Einsatzdauer der Kabel erarbeiten

geführt. Der Zuwachs an Daten wird durch die

sollen. Dafür werden teilweise Kabelmuster von

Ausserbetriebnahme vieler Anlagen in den Mit-

bestehenden oder stillgelegten Kernkraftwerken

gliedsländern Japan und Deutschland voraussicht-

verwendet, also Material, welches über einen län-

lich geringer ausfallen als in früheren Jahren.

geren Zeitraum Temperatur und Strahlung aus-

Für den nächsten internationalen Erfahrungs-

gesetzt war. Schwierig ist dabei die Ermittlung der

bericht sollen elektrohydraulische und Steuerluft-

Daten betreffend Einsatzzeit inklusive den herr-

Leitungen behandelt werden. Obwohl es sich

schenden Umgebungsbedingungen (Strahlung,

dabei um Kleinleitungen handelt, können Aus-

Temperatur, etc.), mit denen die Voralterung be-

wirkungen von Schädigungen bezüglich der nukle-

stimmt werden kann. Erst auf Basis dieser kann die

aren Sicherheit sehr erheblich sein. In einigen Län-

eigentliche Forschungsarbeit zur maximalen Le-

dern werden auch im Primärbereich Steuersysteme

bensdauer unter bestimmten Randbedingungen

mit brennbaren elektrohydraulischen Flüssigkeiten

beginnen. In einigen Anlagen wurden hierfür be-

eingesetzt. In der Schweiz werden dagegen Steu-

reits zusätzlich Temperatur-, Feuchtigkeits- und

erluftsysteme eingesetzt, welche keine Brandge-

Strahlenmessungen installiert. Dies ermöglicht

fahr darstellen.

eine kontinuierliche Überwachung der Situation und genauere Werte zur Bestimmung des Alte-

1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project

rungsfortschrittes. Im Rahmen des Projekts wird auch neues Kabelmaterial getestet. Das Material wird mit mecha-

Auftragnehmer: OECD-NEA

nischen und physikalisch-chemischen Verfahren,

ENSI-Projektbegleiter: Franz Altkind

z.B. OIT (Oxidative Induction Time), OITP (Oxidative Induction Temperature) und FTIR (Fourier Trans-

Einleitung

form Infrared Spectroscopy), untersucht.

Das OECD-Projekt CADAK beschäftigt sich mit Al-

Von Seiten der Schweiz wurde beim Jahrestreffen

terungsphänomenen von elektrischen Kabeln. Es

das etablierte Alterungsüberwachungsprogramm

setzt seit Ende 2011 in erweitertem Sinne denjeni-

vorgestellt, welches auch 1E-klassierte Kabel, die

gen Teil des früheren Projekts OECD SCAP (Stress

sicherheitstechnisch wichtige Ausrüstungen ver-

Corrosion Cracking and Cable Ageing Project) fort,

sorgen oder ansteuern, umfasst. Als Beispiel wurde

der sich bereits mit der Degradation von Kabeliso-

die Praxis der Alterungsüberwachung anhand

lationen beschäftigt hatte. CADAK hat sich zum

eines Steckbriefes von 1E-klassierten Kabeln von

Ziel gesetzt, die technische Basis für die Lebens-

einem Werk aufgezeigt.

dauer von klassierten elektrischen Kabeln unter

Die Kabeldatenbank enthält momentan 949 Da-

dem Gesichtspunkt von Unsicherheiten bei den

tensätze. Es sind sowohl Angaben zu Hochspan-

Qualifikationstests, welche vor der Erstinbetrieb-

nungskabeln, Mess- und Steuerkabeln als auch

nahme stattfanden, neu zu beurteilen. Damit sol-

Netzwerkkabeln enthalten. In der Datenbank zum

len einerseits die Korrektheit der Reserven und an-

Hintergrundwissen wurden diverse Berichte ab-

dererseits Unsicherheiten ermittelt werden. Die

gelegt (Studie betreffend Alterungscharakteristik

Ergebnisse werden in einer Datenbank zusammen-

und Diagnostik des Isoliermaterials, Lagerung von

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Referenzkabelstücken, Kabelreparatur, Qualifikationsanforderungen von Kabeln unter erschwerten

1.2.3 OECD ICDE – International CommonCause-Failure Data Exchange

Bedingungen, Zustandsüberwachungsmethoden, etc.).

Auftragnehmer: OECD-NEA

Zudem fand in diesem Jahr ein Symposium zu dem

ENSI-Projektbegleiter: Roland Beutler

Thema «Kabelalterungsprogramme» in Frankreich statt, an dem zwei Vertreter des Projekts CADAK

Einleitung

teilnahmen. Dabei wurden Alterungsmechanis-

Das ICDE-Projekt wird seit 1998 unter der Feder-

men, Messmethoden, Modelle und Akzeptanzkri-

führung der OECD Nuclear Energy Agency NEA be-

terien diskutiert.

trieben. Generelles Ziel dieses Projekts ist die Förderung des internationalen Erfahrungsaustausches

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

über so genannte Common-Cause-Failure-(CCF-)

Mit den Ergebnissen sollen exaktere Aussagen zur

tige Fehler an mindestens zwei Komponenten auf

Lebensdauer von eingesetzten Kabeln gewonnen

Grund einer gemeinsamen Ursache auftreten. Im

werden. Damit können bestehende Programme

Projekt werden Daten zu CCF-Ereignissen von ver-

zur Alterungsüberwachung überprüft und opti-

schiedenen Komponententypen gesammelt, aus-

miert werden. Das Projekt hat eine grosse Bedeu-

gewertet und die Erkenntnisse in Projektberichten

tung, da Kabel wichtige Verbindungselemente

veröffentlicht. Mit dem Beitritt von Tschechien An-

sind und bei Ausfall derselben eventuell sicher-

fang 2013 beteiligen sich zurzeit zwölf Länder am

heitsrelevante Komponenten nicht zur Verfügung

ICDE-Projekt, in denen der Grossteil der weltwei-

stehen. Die Datenbank kann, wenn diese eine aus-

ten Kernkraftwerke betrieben wird. Das Projekt

reichende Menge an qualitätsgesicherten Daten

wird durch Beiträge der beteiligten Länder finan-

enthält, einen Beitrag für wichtige Fragen des

ziert.

Ereignisse. Dies sind Ereignisse, bei denen gleichar-

Langzeitbetriebs liefern. gramm für klassierte Kabel der höchsten sicher-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

heitstechnischen Einstufung (elektrisch 1E-klas-

Im Jahr 2013 konnten insbesondere folgende Ar-

siert) etabliert. Aus dem Projekt erwartet man sich

beiten durchgeführt werden:

In der Schweiz ist ein Alterungsüberwachungspro-

eine Verbesserung des Modells, sodass noch präzi-

Datenerfassung: Im Berichtsjahr wurden wei-

sere Aussagen zur Alterung der Kabel möglich

tere Ereignisse in die ICDE-Datenbank aufge-

werden.

nommen. Die Datenbank enthält (Stand Ende September 2013) 1707 potenzielle oder effek-

Ausblick

tive CCF-Ereignisse für 12 verschiedene Kompo-

Im März 2014 findet das nächste Treffen statt. Ge-

nententypen. Zum ersten Mal wurden im Jahr

nerell sollen der aktuelle Stand der Überwachung,

2013 ICDE-Ereignisse zum Komponententyp

Forschungsergebnisse und Betriebserfahrungen

Frischdampf-Absperrventile in die Datenbank

ausgetauscht werden. Längerfristig könnten aus-

eingetragen.

ser Kabeln eventuell auch andere alterungsrele-

Kodierungsrichtlinien: In den so genannten

vante Komponenten in der Datenbank erfasst wer-

Kodierungsrichtlinien werden die Anforderun-

den wie zum Beispiel Motoren, Durchführungen,

gen an die Datenerfassung von spezifischen

Batterien, Messwertumformer und Thermoele-

Komponententypen festgelegt. Von Zeit zu Zeit

mente.

werden diese Kodierungsrichtlinien überarbeitet. Wie geplant wurde ein Entwurf der Kodierungsrichtlinie für den Komponententyp digitale Leittechnik erstellt. Komponentenberichte: Zu jedem betrachteten Komponententyp wird im Rahmen des ICDE-Projektes ein so genannter Komponentenbericht erstellt. Auf Grund der vom ICDE gesammelten Daten werden darin zum Beispiel die häufigste Art der identifizierten Fehler oder die wesentlichen Fehlermechanismen von CCF

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

dargelegt. Im Berichtsjahr wurden folgende Komponentenberichte bearbeitet:

1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange

– Die im Jahr 2012 fertiggestellten Komponentenberichte zu Kreiselpumpen und zu Steuer-

Auftragnehmer: OECD-NEA

stabantrieben wurden im Juni 2013 von der

ENSI-Projektbegleiter: Dominik Hermann

NEA veröffentlicht. – Ein Entwurf des Komponentenberichts zu Wärmetauschern wurde erstellt.

Einleitung Das Ziel des Projektes OECD FIRE ist die Erhebung

ICDE-Datenbank: Für die Sammlung und Ver-

und die Analyse von Daten zu Brandereignissen in

waltung der ICDE-Ereignisse steht eine Daten-

Kernkraftwerken der OECD-Mitgliedsstaaten. Das

bankanwendung zur Verfügung. Die ICDE-Da-

Projekt soll dazu beitragen, die Ursachen, die Aus-

tenbank enthält zwei Arten von Datensätzen,

breitung und die Auswirkungen von Bränden bes-

die miteinander gekoppelt sind: Daten zur Be-

ser zu verstehen. Es ist zudem darauf ausgerichtet,

schreibung der Komponenten, für die CCF-Da-

die Brandverhütung weiter zu optimieren und die

ten gesammelt werden (observed population)

phänomenologische und statistische Basis für pro-

und Daten zu den Ereignissen (ICDE events). Die

babilistische Sicherheitsanalysen (PSA) von Kern-

Datenbank wird regelmässig verbessert, um die

kraftwerken zu verbessern. Die in OECD FIRE ent-

Datenanalyse zu erleichtern.

wickelte Datenbank steht denjenigen Staaten zur

Die im Rahmen des ICDE-Projektes im Jahr 2013

Verfügung, die Daten beisteuern. Derzeit sind dies

gesammelten und ausgewerteten Erfahrungen be-

Deutschland, Finnland, Frankreich, Japan, Kanada,

züglich CCF-Ereignissen lieferten keinen Anlass,

Niederlande, Schweden, Schweiz, Spanien, Südko-

Massnahmen in den schweizerischen Kernkraft-

rea, Tschechien und die USA.

werken zu ergreifen.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung Es wurden verschiedene Anregungen von Nutzern

CCF-Ereignisse haben ein hohes Schädigungs-

der Datenbank verwirklicht, so ein Signifikanzmass

potenzial, denn sie können die Funktion mehrerer

zur Einstufung der Bedeutung eines Brandereig-

redundanter Stränge eines Sicherheitssystems

nisses für die nukleare Sicherheit und eine mäch-

beeinträchtigen. Im Rahmen des ICDE-Projektes

tige Suchfunktion.

werden CCF-Ereignisse über längere Zeiträume

Ein besonderes Interesse des Projekts ist es, Er-

gesammelt und ausgewertet, um die Ursachen

kenntnisse zu Ereigniskombinationen mit Bränden

besser zu verstehen und um mögliche Massnah-

zu gewinnen, beispielsweise Explosionen mit nach-

men zur Verhinderung oder zur Eingrenzung der

folgendem Brand oder Brände, die einen Dichtig-

Auswirkungen zu ergreifen. Die ausgewerteten

keitsverlust von Rohrleitungen bewirken. Szena-

Ereignisse können zudem für die Quantifizierung

rien solcher Art machen zwar nur einen kleinen Teil

der Wahrscheinlichkeiten von CCF, wie sie für die

der Brandereignisse aus, können aber zu unge-

probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) be-

wöhnlichen Schadensbildern führen, die in einer

nötigt werden, genutzt werden.

Brand-PSA geeignet berücksichtigt sein sollten. Daher wurde bereits im vorherigen Berichtszeit-

Ausblick

raum beschlossen, eine gesonderte Auswertung

Folgende Ziele sind für das nächste Jahr angesetzt:

der Datenbank hierzu durchzuführen. Die Arbeiten

Der Komponentenbericht zu Wärmetauschern

am daraus resultierenden «Topical Report on Com-

soll von der NEA veröffentlicht werden.

binations of Fires with other Events» schreiten vo-

Erste ICDE-Ereignisse für die Komponente digi-

ran, aber erwartungsgemäss ist der Umfang des

tale Leittechnik sollen in der Datenbank erfasst

Themas gross, weshalb dies als eine längerfristige

werden.

Arbeit angesetzt werden muss. Es konnten etwa 8% der Brandereignisse in der Datenbank mit anderen Ereignissen wie Explosionen oder Überflutungen verbunden werden. Es ist weiterhin angedacht, einen internationalen Austausch zum Stand der Vorschriften für Brandschutz und Brandsicherheitsbewertung zu ermög-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

lichen. Hierzu wurde die Arbeit am «Topical Report

kungen von Erdbeben und Flugzeugabstürzen auf

on Fire Protection Regulations» begonnen. Für die-

die Tragwerke von sicherheitsrelevanten Gebäu-

sen wurden die Beiträge der Schweiz und der USA

den. Weil dabei aufwändige Experimente und

als Beispiele verfasst. Der Bericht wird nun mit Bei-

Simulationen durchgeführt werden, ist die länder-

trägen zu den übrigen Ländern vervollständigt.

übergreifende Zusammenarbeit wichtig. Zugleich

Damit wurden die Projektziele für 2013 erreicht.

wird der Erfahrungsaustausch zwischen den

Das Budget wurde eingehalten.

Ländern gefördert. Speziell auf die Schweizer Verhältnisse zugeschnitten sind schliesslich die Stark-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

bebenforschung des Schweizerischen Erdbeben-

Das Committee on the Safety of Nuclear Installa-

Extremereignisse PLATEX.

dienstes SED und die Arbeiten der Plattform

tions (CSNI) der OECD führte eine Untersuchung zum Reifegrad der probabilistischen Brandanalysen für Kernkraftwerke durch. Basierend auf einer 34

1.3.1 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen

Umfrage in den Kernenergie produzierenden OECD-Mitgliedsstaaten wurde das Sammeln zu-

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner

verlässiger Brandereignisdaten als einer der wich-

Ingenieur-GmbH, Bochum, Deutschland, Principia

tigsten Punkte zur Weiterentwicklung der Brand-

Ingenieros Consultores, Madrid, Spanien, und

analyse identifiziert. In der Folge beschloss das

Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Be-

CSNI, das Projekt OECD FIRE zu initiieren. Da

rater, Zürich

Brandereignisse in Kernkraftwerken sehr selten

ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger

sind, war ein Zusammenschluss auf internationaler

Bericht der Forscher im Anhang A

Basis notwendig. In der Schweiz unterhalten alle vier Kernkraftwerk-Betreiber eine werkspezifische

Einleitung

Brand-PSA. Diese Analysen sind, wie die gesamte

Das Projekt IMPACT III («Impact of an aircraft

PSA, regelmässig zu aktualisieren und dem Stand

against a structure») wird vom «VTT Technical Re-

der Technik anzupassen. Sowohl für diese Weiter-

search Centre» (Finnland) organisiert und hat eine

entwicklung der Brand-PSA als auch für deren

Laufzeit von 2012 bis 2014; es beschäftigt sich mit

Überprüfung durch das ENSI ist eine auf realen

dem Tragwerksverhalten von Stahlbetonstrukturen

Brandereignissen basierende Datenbasis wichtig.

unter stossartigen Einwirkungen, wobei der Schwerpunkt auf der Durchführung von Impact-

Ausblick

Versuchen mit Variation zahlreicher Versuchspara-

Die Daten zu neu auftretenden Brandereignissen

meter liegt. Es werden neben dem Tragverhalten

sollen weiterhin laufend erhoben und die Daten-

der Stahlbetonstrukturen auch die Einflüsse ande-

bank soweit möglich durch weitere Brandereig-

rer Parameter wie im anprallenden Projektil vor-

nisse aus der Vergangenheit ergänzt werden. Fer-

handene Flüssigkeiten, Vorspannung und Liner der

ner sollen jährlich im Rahmen der Projektsitzungen

Versuchsplatte sowie die Weiterleitung von Er-

konkrete Auswertungen der Datenbank festgelegt

schütterungen untersucht.

werden. So sind beispielsweise Untersuchungen

Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da-

zur Häufigkeit von Schäden durch Rauch ange-

ten und Informationen zu physikalischen Phäno-

dacht. Da das Projekt mit Jahreswechsel in eine

menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe-

neue Phase übergeht, wurden noch keine detail-

tonstrukturen zu erarbeiten. Im Rahmen von

lierten Beschlüsse hierzu gefasst.

IMPACT III wurden 2013 vier Versuche bei VTT in Finnland durchgeführt, und zwar ein Versuch zum

1.3 Externe Ereignisse

Studium des Durchstanzverhaltens in Form von Hartgeschoss-Penetration/Perforation

(Punching

tests, P-Series), zwei Versuche zum Studium des Neben den Schäden, die durch Ereignisse inner-

Biegetragverhaltens infolge Weichgeschoss-An-

halb eines Kernkraftwerks entstehen können, be-

prall (Flexural tests, F-Series) und ein Versuch zum

rücksichtigen die Sicherheitsanalysen für Kern-

Studium des kombinierten Biege-/Durchstanztrag-

kraftwerke auch Ereignisse, die eine Anlage von

verhaltens infolge Weichgeschoss-Anprall (Com-

aussen treffen können. Das ENSI unterstützt in die-

bined bending and punching tests, X-Series). Das

sem Bereich internationale Projekte zu den Auswir-

Jahr 2013 stand ausserdem im Zeichen der Pla-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 10: Deformiertes Projektil nach Versuch X3 (links) und aus ABAQUS-Vorberechnung (rechts).

Abbildung 11: Anordnung der Positionen der Verschiebungsmessgeber sowie gemessene und «blind» vorberechnete Verschiebungen des Versuches X3.

tung und Dämpfung (Induced vibration and dam-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

ping tests, V-Series).

Die Versuche zum Durchstanzverhalten erfolgten

VTT und STUK (Aufsichtsbehörde Finnland) star-

mit harten Anprallkörpern («hard missile impact»),

teten das Projekt IMPACT im Jahr 2003. Im Rah-

welche vor allem das Eindring- und Durchstanz-

men der Folgeprojekte IMPACT I (2006 bis 2008)

verhalten von Triebwerken oder anderer kom-

und IMPACT II (2009 bis 2011) schlossen sich auch

pakter Flugzeugteile (grosse harte Masse, kleine

ausländische Partner an. Das ENSI nimmt seit 2011

Auftrefffläche) repräsentieren, die Versuche zum

aktiv am Projekt IMPACT teil und wird von den

Biegetragverhalten und zum Studium des kombi-

Bauexperten Stangenberg und Partner Ingenieur-

nierten Biege-/Durchstanztragverhaltens erfolgten

GmbH (SPI), Bochum, Deutschland, und Basler &

mit relativ weichen Anprallkörpern («soft missile

Hofmann AG (B&H), Zürich, unterstützt. Das ENSI

impact») und simulieren das Verhalten eines Flug-

nahm im Jahr 2013 auch die Experten Principia, In-

zeugrumpfs oder -flügels. Die Versuchskörper be-

genieros Consultores S.A., Madrid, Spanien, für

standen in allen Fällen aus quadratischen Beton-

Analysen mit der komplexen Software ABAQUS zu

platten mit 2 m Seitenlänge und 0,15 m (F-Series)

Durchstanzversuchen und zur Ermittlung von Last-

bzw. 0,25 m (P-Series, X-Series) Plattendicke. Die

funktionen aus dem Weichkörperanprall ins Team

Anprallkörper hatten Massen von rund 50 kg und

auf. Im IMPACT-Projekt arbeiten 10 Teams aus 7

Anprallgeschwindigkeiten von etwa 110 m/s bis

Ländern (Deutschland, Finnland, Frankreich, Ka-

165 m/s.

nada, UK, USA, Schweiz) mit. Von den Ländern

Im Berichtsjahr nahmen das ENSI und SPI an einem

Finnland, Kanada, UK, USA, Schweiz sind die nu-

Workshop und einem Treffen der so genannten

klearen Aufsichtsbehörden direkt vertreten. Aus

Technical-Advisory-Group (TAG) am 12.–14. Juni in

Deutschland ist die Gesellschaft für Anlagen- und

Finnland teil. Dabei wurden von ENSI und SPI

Reaktorsicherheit (GRS) beteiligt, die die deut-

hauptsächlich «blinde» Vorausrechnungen zum

schen nuklearen Aufsichtsbehörden berät.

geplanten IMPACT-Versuch mit kombiniertem Ver-

nung der Versuche zur Erschütterungsweiterlei-

halten Biegung / Durchstanzen (Versuch X3) sowie Vorstudien und das Design des Versuchskörpers für einen Versuch zur Bestimmung der Erschütte-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 12:

rung eines Abhebens abgestützt. Eine Lagerung

Seitenansicht des Testkörpers für V1 (oben) und Berechnungsmodell (unten).

erfolgt auf Elastomerstreifen unter Vorder- und Rückwand. Die Bewehrung des Testkörpers ist so bemessen, dass nichtlineares Werkstoffverhalten auf den unmittelbar dem Anprall ausgesetzten Bereich der Vorderwand beschränkt bleibt und die übrigen Bauteile reversibles Verhalten aufweisen.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Mit dem Projekt IMPACT III wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchs36

daten und Berechnungsmethoden in Bezug auf die Einwirkung Flugzeugabsturz zur Verfügung steht. Die Validierung der Berechnungsmodelle fördert eine realistischere Abschätzung von Versagensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven. Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem Projekt das Know-how zur Auslegung der Kernanrungsweiterleitung (Versuch V1) durchgeführt und

lagen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein

präsentiert. Zur Illustration werden hier folgende

regelmässiger Austausch zu dieser Thematik mit

graphische Darstellungen angeführt:

den Experten und nuklearen Aufsichtsbehörden

Abbildung 10 zeigt das Projektil nach dem Ver-

anderer Länder. Die im Projekt verwendeten Re-

such X3 mit kombiniertem Verhalten Biegung/

chenprogramme werden vom ENSI bzw. seinen Ex-

Durchstanzen sowie das Projektil am Ende einer

perten auch bei den Sicherheitsanalysen für die

FEM (Finite-Elemente-Methode)-Vorberechnung

Schweizer Kernanlagen genutzt. So fliessen die ge-

mit dem Programm ABAQUS. Die sich aus der

wonnenen Erkenntnisse direkt in die Aufsichtstä-

Vorberechnung ergebenden vier Faltungen des

tigkeit ein. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur

Projektils stimmen mit dem später durchge-

Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

führten Versuch überein. Ein weiteres Ergebnis der Vorberechnung ist die oszillierende Last-

Ausblick

Zeit-Funktion, die in den Berechnungen als Al-

Der neue Versuchsaufbau in einer grösseren Halle,

ternative zu einer Lastfunktion auf Basis des

der Versuche mit einfachen Strukturen (siehe Test

Riera-Modells verwendet wurde.

V1) oder Betonplatten mit Spannweiten von 3,5 m

Abbildung 11 zeigt gemessene und blind vorbe-

und Projektilen bis 100 kg Masse und bis 200 m/s

rechnete Verschiebungen zum Versuch X3. Die

Geschwindigkeit erlauben wird, konnte nicht wie

blinden Vorberechnungen zu diesem Versuch

ursprünglich geplant im Sommer 2013 realisiert

ergaben eine gute Prognose der Messwerte des

werden. Die Projektdauer von IMPACT III wird sich

im August 2013 durchgeführten Versuchs.

deshalb verlängern und der Abschluss wird aus

In Abbildung 12 ist eine Vorstudie zum Erschüt-

heutiger Sicht nicht vor 2016 sein.

terungs-Weiterleitungs-Test V1 mit dem Prinzip

Das Team ENSI/SPI/B&H/PRINCIPIA wird die Arbei-

der Testanordnung sowie dem FE-Modell darge-

ten zu den Versuchen mit kombiniertem Verhalten

stellt. Die Struktur besteht aus einer Vorder-

Biegung/Durchstanzen sowie den Versuchen zur

wand (Anprallwand), einer verbindenden Bo-

Erschütterungsweiterleitung und Dämpfung wei-

denplatte und einer Rückwand, seitlich sind

terführen. Es wird ihre Bedeutung für die Praxis der

Dreieckswände zur Stabilisierung angeordnet.

Auslegung gegen Flugzeugabsturz auf internatio-

Die interessierenden induzierten Erschütte-

nalen Konferenzen vorstellen. Für die Eurodyn-

rungen werden an der Rückwand ermittelt. Die

Konferenz Anfang Juli 2014 in Porto sind zwei Prä-

Struktur ist horizontal am Ende der Bodenplatte

sentationen geplant.

zur Verhinderung eines Gleitens und vertikal an der Oberseite der Vorderwand zur Verhinde-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1.3.2 Expertengruppe Starkbeben

3. Historische Seismologie: Beteiligung an der Aufarbeitung des historischen Erdbebenkata-

Auftragnehmer: Schweizerischer Erdbebendienst,

logs, um kontinuierlich die Datengrundlage für

ETH Zürich

die Erdbebengefährdungs-Analyse zu verbes-

ENSI-Projektbegleiter: Thomas van Stiphout Bericht der Forscher in Anhang A

sern; 4. Entwicklung alternativer Ansätze zur Charakterisierung von seismogenen Quellregionen in der

Einleitung

Schweiz;

Der Schweizerische Erdbebendienst (SED) ist die

5. Geologisches Tiefenlager: Synthese von bishe-

Fachstelle des Bundes für Erdbeben und ist für die

rigen Erkenntnissen und deren Umsetzung zur

Erdbebenüberwachung und die Erstellung der seis-

Präzisierung von Anforderungen.

mischen Gefährdungs-Analyse der Schweiz zu-

Die wichtigsten Ergebnisse dazu werden hier erläu-

ständig. Zudem ist der SED aktiv in Forschung und

tert.

Lehre tätig. Die vom ENSI etablierte Experten-

Die Modellierung der Bodenbewegung an einem

gruppe Starkbeben des SED beschäftigt sich mit

Standort aufgrund eines Erdbebens erfolgt in zwei

aufsichtsgerichteten erdbebenspezifischen For-

Schritten. Im ersten Schritt wird die Abminderung

schungsthemen und der dazu gehörenden Daten-

der seismischen Energie mit der Distanz zum Erd-

aufarbeitung. Übergeordnetes Ziel der Forschungs-

bebenherd mittels sogenannter Ground Motion

tätigkeit ist der Erhalt und die Erweiterung von

Prediction Equations (GMPE) beschrieben. Im zwei-

fach- und standortspezifischem Wissen sowie das

ten Schritt wird anhand von empirischen Modellen

Verfolgen neuer Erkenntnisse in der nationalen

die Verstärkung der Bodenbewegungen durch lo-

und internationalen Erdbebenforschung. Die Ex-

kale Standorteigenschaften des Untergrundes be-

pertengruppe steht ausserdem bei der Erarbeitung

stimmt. Beide Elemente sind wichtig für die aktu-

erdbebenrelevanter Teile von ENSI-Richtlinien und

ellen probabilistischen Verfahren zur Abschätzung

Dokumenten internationaler Organisationen (z.B.

der Erdbebengefährdung (Probabilistic Seismic Ha-

IAEA, OECD) zur Verfügung.

zard Assessement – PSHA). Daher verfolgt die Ex-

Seit Juli 2010 sind zwei Vollzeitstellen mit einer

pertengruppe Starkbeben für das ENSI die neues-

Laufzeit von jeweils vier Jahren beim SED durch das

ten Entwicklungen auf diesem Gebiet, wobei

ENSI finanziert. Die Forschungstätigkeit der Exper-

Modelle analysiert, validiert und teilweise weiter-

tengruppe Starkbeben berücksichtigt Fragestel-

entwickelt werden. Die Expertengruppe Starkbe-

lungen rund um die Erdbebengefährdung von

ben unterstützt die Weiterentwicklung des Swiss

bestehenden Kernkraftwerken und im Zusammen-

Stochastic Ground-Motion Prediction Model – dies

hang mit dem Sachplanverfahren und damit der

ist ein Abminderungsmodell, das nur auf dem in

zukünftigen Erstellung von Oberflächen- und

der Schweiz vorhandenen Datensatz basiert und

Untergrundanlagen für geologische Tiefenlager.

damit die hiesigen geologischen Bedingungen und Beobachtungen am besten repräsentiert – und tes-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

tet es unter anderem an historischen Schweizer

Der Schwerpunkt der Forschung liegt bei der Ver-

sind abhängig von Prozessen am Erdbebenherd,

besserung der regionalen und lokalen Erdbeben-

auf dem Ausbreitungspfad der Erdbebenwellen

gefährdungs-Analyse. Dabei geht es um folgende

und am Standort (Bodeneigenschaften). Die Exper-

Themen:

tengruppe hat im Jahr 2013 unter anderem eine

1. Eine umfassende Beschreibung der Abminde-

Methode entwickelt, die jeweiligen Beiträge zur

rung der seismischen Energie mit zunehmender

Bodenbewegung zu separieren, und ermöglicht

Distanz zum Erdbebenherd und Erdbebenska-

damit ein verbessertes Prozessverständnis. Die Er-

lierung;

gebnisse aus diesem Teilprojekt werden bereits in

Erdbebendaten. Auftretende Bodenbewegungen

2. Das Verständnis der Phänomene der seis-

der Datenverarbeitung des SED bei Auftreten eines

mischen Wellenausbreitung in heterogenen,

Erdbebens in Echtzeit angewendet. Mit der aktiven

nichtlinearen Medien sowohl an der Erdoberflä-

Forschung auf diesem Gebiet trägt die Experten-

che wie auch in Tiefen unter der Erdoberfläche,

gruppe Starkbeben kontinuierlich zum Verständnis

welche für geologische Tiefenlager relevant

bezüglich der Unsicherheiten und der Sensitivi-

sind (300–900 m);

täten der Modelle bei, wobei die Ergebnisse Anwendung in der Praxis finden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Um zukünftige Entwicklungen im Bereich der Erd-

onsbasierten Vorhersagen. Zukünftig ermöglicht

bebengefährdungs-Analyse abzuschätzen, unter-

dieses verbesserte Prozessverständnis auch, die

sucht die Expertengruppe Starkbeben die Voraus-

deterministische Bestimmung von Bodenbewe-

setzung für den Übergang von der probabilistischen

gungen durch bisher in der Schweiz nicht

zur sogenannten Physik-basierten Erdbebenge-

beobachtete starke Erdbeben mit langen Wieder-

fährdungs-Analyse; diese basiert nur auf den geo-

kehrperioden zu verfeinern.

logischen Verhältnissen und physikalischen Prozes-

Unter dem Teilprojekt Geologische Tiefenlager er-

sen. In den aktuellen in der Schweiz angewendeten

arbeitet die Expertengruppe Starkbeben zusam-

Analysen werden die seismischen Quellregionen

men mit dem ENSI die Anforderungen an geolo-

durch diffuse Seismizität repräsentiert, welche fast

gische Tiefenlager bezüglich seismischer Sicherheit.

ausschliesslich auf statistischer Auswertung von

Dazu werden die Gefährdungsbilder für geolo-

instrumentellen und historischen Daten basiert.

gische Tiefenlager auch unter Einbezug der Ergeb-

Die Sensitivität der Erdbebengefährdungs-Analyse

nisse aus den anderen Teilprojekten definiert, um

aufgrund der Verwendung von alternativen und

anschliessend die Anforderungen für die Bestim-

neuen Elementen, z.B. von beobachteter tiefen-

mung der seismischen Gefährdungsgrundlage zu

abhängiger Erdbebengrössenverteilung oder alter-

präzisieren.

nativen

Quellmodellen

(Berücksichtigung

der

Verschiebungsbeträge an Brüchen), wird aktuell

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

evaluiert. Zudem konnten im Jahr 2013 weitere

Die Erfahrungen und Untersuchungen der vergan-

Fortschritte mit der Einbindung von vorliegenden

genen Jahre haben bekräftigt, dass die Erdbeben-

A-priori-Informationen über Brüche und Störungs-

gefährdung im Zusammenhang mit der nuklearen

zonen, z.B. aus 3D-reflexionsseismischen Messun-

Sicherheit ein wichtiges Thema darstellt. Mit den

gen, in die Verfahren zur Abschätzung der Erd-

von der Expertengruppe Starkbeben durchge-

bebengefährdung erzielt werden. Die stetig

führten Arbeiten wird angestrebt, das Fachwissen

verbesserte Beschreibung der geologischen Struk-

aus dem PRP (PEGAGOS Refinement Project;

turen und die Weiterentwicklung von Quell-

Schlussbericht wurde im Dezember 2013 beim

modellen, welche die Zusammenhänge zwischen

ENSI eingereicht) zu erhalten und weiter zu entwi-

Spannung und Verformung in der Erdkruste reali-

ckeln. Ergebnisse aus den Forschungsarbeiten zur

tätsnaher beschreiben, entspricht dem Fokus die-

Abminderung von seismischen Wellen im Unter-

ses Teilprojektes.

grund und zu Standorteinflüssen sind zum Teil be-

Ein weiteres Ziel ist, das Wissen über physikalische

reits im PRP berücksichtigt worden.

Grenzen der Bodenbewegungen von Sedimenten

Die Forschungsbereiche zu alternativen Ansätzen

und Fels zu verbessern und somit langfristig die

in der Erdbebengefährdungs-Berechnung, welche

Unsicherheiten in den Gefährdungs-Analysen bes-

Geologie-basierte und Physik-basierte Simulatio-

ser zu verstehen. Zu diesem Zweck forscht die Ex-

nen erforschen, liefern wichtige Randbedingungen

pertengruppe Starkbeben an der Modellierung

und neue Erkenntnisse für zukünftige Gefähr-

von komplexen und nichtlinearen Wellenausbrei-

dungs-Analysen für Kernkraftwerke und geolo-

tungsphänomenen. Im Jahr 2013 wurden in die-

gische Tiefenlager. Die Zusammenarbeit mit der

sem Teilprojekt Simulationsprogramme weiterent-

Expertengruppe erlaubt dem ENSI, frühzeitig

wickelt und ebenfalls angewendet, z.B. um

Handlungsbedarf im Bereich der Erdbebengefähr-

nicht-lineare Bodeneigenschaften an zwei Schwei-

dung zu erkennen.

lateralen Variation der Erdbebenverteilung und

zer Standorten für Starkbeben-Messgeräte zu charakterisieren. Die Möglichkeiten dieser Simula-

Ausblick

tionsprogramme zeigt das Anwendungsbeispiel

Der Vierjahresvertrag der Expertengruppe Starkbe-

des Erdbebens 1946 bei Sierre, welches die dyna-

ben wird im Sommer 2014 auslaufen. Zurzeit lau-

mische Bruchausbreitung und die Verstärkung der

fen die Gespräche zwischen dem ENSI und dem

Bodenbewegungen in der Region demonstriert

SED zu einer Fortsetzung der aufsichtsgerichteten

(Abbildung 13). Um die entwickelten Simulations-

Erdbebenforschung beim SED. Das ENSI beabsich-

programme zu testen, beteiligte sich der SED im

tigt, die Forschungszusammenarbeit ohne Unter-

Jahr 2013 an einem internationalen Modellie-

bruch weiterzuführen. Die Themenschwerpunkte

rungsexperiment. Die daraus resultierenden Er-

eines weiteren Vertrages mit dem SED werden im

kenntnisse dienen der Verbesserung von simulati-

Laufe des 1. Quartals 2014 gemeinsam festgelegt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 13: Simulation des Bruchvorganges und der Wellenausbreitung des Erdbebens 1946 bei Sierre nach 5.0, 17.6 und 35.2 Sekunden (siehe Zeitangaben am unteren Bildrand), welche deutlich die Verst채rkung der Bodenbewegungen im Lockermaterial des Talbodens aufzeigt. Die Farbskala zeigt die Intensit채t der Bodenbewegungen. Quelle: D. Roten, SED.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1.3.3 SMART 2013 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken

rechnet werden. Dazu gibt es verschiedene Methoden und Rechenprogramme, von kommerzieller Software bis zu Forschungssoftware. Die kommerziellen Programme werden heute in der Praxis bei

Auftragnehmer: Basler & Hofmann AG,

Kernkraftwerken zur Erdbebenbemessung von

Ingenieure, Planer und Berater, Zürich und

Neubauten und zur Überprüfung der Erdbebensi-

Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH,

cherheit von bestehenden Bauten aus Stahlbeton

Bochum, Deutschland

eingesetzt.

ENSI-Projektbegleiter: Tadeusz Szczesiak

Das Commissariat à l'Energie Atomique CEA hat in

Bericht der Forscher in Anhang A

Zusammenarbeit mit der Electricité de France EDF das Forschungsprojekt SMART 2013 als Weiterent-

Abbildung 14: Modellgebäude auf dem AZALEE-Rütteltisch. Quelle: SMART 2013, CEA.

Einleitung

wicklung des erfolgreichen Forschungsprojekts

Das Verhalten von Stahlbetonbauwerken unter

SMART 2008 (siehe ENSI-Erfahrungs- und For-

Erdbebeneinwirkungen kann aufgrund der stetig

schungsbericht 2011) lanciert und finanziert. Das

steigenden Computer-Rechenleistung und Fort-

Projekt wird von der International Atomic Energy

schritten bei Rechenprogrammen immer detail-

Agency IAEA unterstützt. SMART steht für «Seis-

lierter simuliert werden. Heute ist es möglich, das

mic design and best-estimate Methods Assess-

stark inhomogene und nichtlineare Materialverhal-

ment for Reinforced concrete buildings subjected

ten von Stahlbeton genauer als früher zu erfassen.

to Torsion and non-linear effects». Es wird in

Es können detaillierte numerische dreidimensio-

diesem Projekt ermittelt, welche der erwähnten

nale Modelle von ganzen Bauwerken erstellt und

Methoden und Rechenprogramme die Wirklich-

deren Verhalten unter Erdbebeneinwirkung be-

keit besser abbilden und wo Verbesserungspotenzial vorhanden ist. Dazu werden die Ergebnisse der Computer-Simulationen mit Resultaten aus Rütteltisch-Versuchen verglichen. Die Rütteltisch-Versuche werden von der CEA in ihrem Forschungszentrum in Saclay bei Paris auf dem AZALEE-Rütteltisch durchgeführt. Mit diesem Rütteltisch können Erdbebenerschütterungen simuliert werden. Als Modellgebäude wird ein 3-stöckiges Stahlbetongebäude mit asymmetrischer Tragstruktur im Modellmassstab 1:4 verwendet (siehe Abbildung 14). Die Tragstruktur ist bewusst asymmetrisch gewählt, um den Einfluss der Verdrehung des Gebäudes (Torsion) bei Erdbebeneinwirkung erfassen zu können. Torsion ist besonders wichtig, da sie zu stärkerer Schädigung führen kann. Das Modellgebäude wird derart gebaut, dass es einem Erdbeben einer gewissen Stärke, dem sog. Auslegungs- oder Bemessungserdbeben, widerstehen kann. Das Verhalten des Modellgebäudes wird auf dem Rütteltisch bei unterschiedlich starken Erdbeben getestet. Die Erdbebenstärke wird so variiert, dass auch das Verhalten des Modellgebäudes über die Auslegung hinaus untersucht werden kann. Während den Versuchen werden die Auswirkungen auf das Modellgebäude wie auftretende Beschleunigungen, Verschiebungen bzw. Verformungen, Risse und Betonabplatzungen an diversen Stellen im Modellgebäude von der CEA gemessen und anschliessend ausgewertet. Parallel zu den Rütteltisch-Versuchen der CEA versuchen 36 Teams von Erdbebeningenieuren aus der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 15:

ganzen Welt, die Resultate der Versuche mit Hilfe

Vergleich des Modellverhaltens von Stahlbeton in der Ebene bei den einzelnen Teams (lokaler Test rc.1, siehe Anhang A). Quelle: SMART 2013, CEA.

der numerischen Computer-Simulationen ohne Kenntnis der Versuchsresultate vorauszusagen (sogenannte blinde Vorausrechnungen). Dazu modellieren sie die gesamte Testanordnung, also den Rütteltisch und das Modellgebäude, mit Hilfe verschiedener Rechenprogramme. Sie berechnen die erwarteten Auswirkungen auf das Modellgebäude, das heisst dessen Verhalten bei Erdbeben. Dabei kommen unterschiedliche Modellierungsarten und Berechnungsmethoden zum Einsatz. Der Vergleich der Ergebnisse der Vorausberechnungen mit dem bei den Rütteltisch-Versuchen gemessenen Verhalten zeigt die Möglichkeiten und das weitere Ver-

besserungspotenzial der verwendeten Simulationsmethoden auf (sogenanntes Benchmark-Projekt).

nungsmodelle mit Hilfe von unterschiedlichen

Das ENSI beteiligt sich als eines der Teams an den

kommerziellen Rechenprogrammen entwickelt:

Computer-Simulationen. Das ENSI-Team besteht

ein Modell mit dem Programm SAP2000 durch

aus Erdbebeningenieuren des ENSI und der Prüf-

Basler & Hofmann und das zweite mit dem Pro-

ingenieure Basler & Hofmann aus Zürich (B&H) und

gramm SOFiSTiK durch Stangenberg und Partner.

Stangenberg und Partner aus Bochum, Deutsch-

Weiterhin hat das ENSI-Team die, wie sich zeigte,

land (SPI).

anforderungsreichen lokalen Tests erfolgreich durchgeführt und miteinander verglichen. Die Ver-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

gleiche der Ergebnisse dieser beiden Modelle in

Die Rütteltisch-Versuche am Gebäudemodell wur-

stimmung ergeben. Die festgestellten Differenzen

den von der CEA bereits in den Jahren 2011 bis

konnten durch unterschiedliche Annahmen und

2013 durchgeführt. Im Jahr 2013 haben die 36

Programmeinstellungen erklärt und nachvollzogen

Teams begonnen, ohne Kenntnis der Versuchser-

werden. Die ersten Auswertungen und Vergleiche

gebnisse («blind») die Computer-Simulationen

der CEA unter den 36 Teams zeigen demgegenü-

durchzuführen. Sie haben im Frühjahr von der CEA

ber teilweise grössere Unterschiede (siehe Abbil-

die Grundlagen (v.a. die Geometrie und Materialei-

dung 15). Dies gilt vor allem im Lastbereich, wo der

genschaften) für den Aufbau der Computer-Simu-

Stahl und der Beton zu versagen beginnen. Diese

lationsmodelle erhalten und konnten die ersten

Unterschiede sind auf die Vielfältigkeit der verwen-

zwei Phasen des Benchmark-Projekts bearbeiten.

deten Modellierungsarten, Berechnungsmethoden

Bis zum Herbst haben die Teams in Phase 1 ihre Re-

und Rechenprogramme zurückzuführen und auf

chenprogramme gewählt, die Berechnungsmo-

Unterschiede bei Fachwissen und Erfahrung der

delle erstellt und die Modellierungsarten und Be-

beteiligten Erdbebeningenieure.

rechnungsmethoden an sogenannten «lokalen»

Zu Beginn der Phase 2, die Ende Januar 2014 abge-

Tests überprüft. Das ENSI-Team hat zwei Berech-

schlossen wird, haben die 36 Teams von der CEA

den lokalen Tests haben eine recht gute Überein-

Abbildung 16: Vergleich der Verschiebungen und Beschleunigungen am Modellgebäude gemessen (CEA) und mit den Computer-Modellen simuliert (SAP2000, SOFiSTiK) für einen Eckpunkt auf der obersten Decke (Run007, Eckpunkt B, siehe Anhang A). Quelle: CEA, B&H, SPI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

die gemessenen Versuchsdaten von zwei Testläu-

anregung mittels ihrer in Phase 1 und 2 entwi-

fen am Modellgebäude auf dem Rütteltisch erhal-

ckelten Computer-Modelle simulieren. Dabei wird

ten: ein Testlauf infolge der natürlichen Bodenun-

sich zeigen, wie gut die einzelnen Computer-Simu-

ruhe (sog. white noise) und ein Testlauf bei sehr

lationen die Modellversuche mit starken simu-

schwacher Erdbebenanregung. Bei diesen beiden

lierten Erdbeben abbilden können. In der Phase 4

Testläufen verhält sich das Modellgebäude voll-

werden durch die 36 Teams Verletzbarkeitskurven

ständig linear und bleibt ungerissen. Die gemes-

(Fragility-Kurven) für das Modellgebäude zu be-

senen Versuchsdaten bei kleiner Erdbebenanre-

rechnen sein. Diese Kurven zeigen die Verletzbar-

gung dienten den 36 Teams zur Kalibrierung ihrer

keit hinsichtlich der Stärke der Erdbebeneinwir-

Computer-Modelle im linearen Bereich. Im Rah-

kung unter Berücksichtigung der Unsicherheiten in

men dieser Kalibrierung hat sich im ENSI-Team ge-

der Anregung und den Modellparametern. Zu ihrer

zeigt, dass der Berechnungszeitschritt beim Zeit-

Berechnung werden verschiedene Methoden ver-

verlaufsverfahren, die Höhe der angesetzten

wendet und miteinander verglichen.

Rayleigh-Dämpfung und die Art der Modellierung

Der Abschluss des Projekts erfolgt mit einem inter-

der Verbindung zwischen Rütteltisch und Modell-

nationalen Workshop im November 2014 in Paris.

gebäude die entscheidenden Parameter für die Er-

Dort werden die Ergebnisse der Versuche der CEA

gebnisse im linearen Bereich sind. Es konnte im

und die Vergleiche mit den Computer-Simulatio-

ENSI-Team für beide Modelle eine gute Überein-

nen der 36 Teams vorgestellt, unter den teilneh-

stimmung der Ergebnisse der Computer-Simula-

menden Erdbebeningenieuren diskutiert und Er-

tionen mit den gemessenen Versuchsresultaten für

kenntnisse daraus abgeleitet.

die Beschleunigungen in Form von Etagenantwortspektren und für die Verformungen erreicht werden (siehe Abbildung 16).

1.3.4 Plattform Extremereignisse (PLATEX): Studie zur Hochwassergefährdung

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

ENSI-Projektbegleiter: Ralph Schulz

Durch die Teilnahme am Projekt SMART 2013

Einleitung

bleibt das ENSI über den Stand von Wissenschaft

Mit dem Ziel, kohärente Grundlagen im Bereich

und Technik für die Erdbebenberechnungen der

der Naturgefahren zur Beurteilung der Risiken für

Kernanlagen informiert, und es beteiligt sich aktiv

Bauten, Anlagen und kritische Infrastrukturen

an dessen Weiterentwicklung. Die aus dem Projekt

bereitzustellen, wurde im Jahr 2012 ein Koordi-

gewonnen Erkenntnisse sind in naher Zukunft für

nationsgremium für Naturgefahren initiiert. Mit-

die Aufsichtstätigkeit des ENSI im Bereich der Erd-

glieder dieser sogenannten «Plattform Extrem-

bebensicherheit der Kernanlagen wesentlich: Das

ereignisse» (PLATEX) sind das Bundesamt für

ENSI überprüft die Ergebnisse der Gefährdungsstu-

Umwelt (BAFU), das Bundesamt für Energie (BFE),

die PEGASOS Refinement Project PRP. Danach wer-

das Bundesamt für Bevölkerungsschutz (BABS),

den die Betreiber ihre Nachweise zur Erdbebensi-

das Bundesamt für Meteorologie und Klimatologie

cherheit überarbeiten bzw. aktualisieren müssen,

(MeteoSchweiz) sowie das ENSI.

was vielfach unter Verwendung von neusten Me-

Es wurde entschieden, dass sich PLATEX zunächst

thoden zur Erdbebenberechnung erfolgen wird.

mit Fragen der Hochwassergefährdung befassen

Das ENSI erstellt dazu Vorgaben und wird diese

wird. Geplant ist die Durchführung einer umfas-

Nachweise prüfen, letzteres auch unter Durchfüh-

senden Studie zur Bereitstellung gemeinsamer

rung von eigenen unabhängigen Vergleichsrech-

Grundlagen für die Beurteilung der Hochwasser-

nungen. Das Projekt SMART 2013 liefert dazu wei-

gefährdung an Aare und Rhein. Zunächst soll da-

tere Grundlagen, wertvolle Erkenntnisse und

bei die Aare unterhalb des Thunersees bis zur

zusätzliche Erfahrung.

Rheinmündung betrachtet werden. Für das ENSI sind mögliche neue Erkenntnisse im Zusammen-

Ausblick

hang mit der Überflutungsgefährdung an den

Im Jahr 2014 werden die zentralen Phasen 3 und 4

Standorten der Schweizer KKW (drei der vier

des Forschungsprojekts SMART 2013 durchge-

Schweizer Kraftwerksstandorte befinden sich an

führt. In der Phase 3, dem eigentlichen Bench-

der Aare) von besonderem Interesse. Zur Erstellung

mark-Projekt, werden die 36 Teams die fünf

der Studie ist ein breiter Einbezug der Fachwelt

Modellversuche der CEA mit stärkerer Erdbeben-

vorgesehen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Analyse der Hochwassergefährdung der schweize-

Im Berichtsjahr übernahm das BAFU die Leitung

dieser Analysen sind möglich, bedingen aber wei-

der Projektarbeiten zur Hochwassergefährdung.

tere Forschungsarbeiten. Ein verbesserter Kennt-

Die Koordination bzw. Organisation und Abstim-

nisstand ermöglicht generell eine genauere Ab-

mung der komplexen Inhalte der geplanten Studie

schätzung der Anlagerisiken durch Überflutung

wurden fortgesetzt. Durchgeführte Arbeiten wa-

und trägt auch zu einer Optimierung gegebenen-

ren insbesondere:

falls erforderlicher Nachrüstmassnahmen bei.

rischen Kernkraftwerke erreicht. Verfeinerungen

Erstellung einer Vorstudie «Analyse der Grundlagen zu extremen Hochwasserabflüssen an

Ausblick

Aare und Rhein». Die Vorstudie reflektiert die

Basierend auf den Ergebnissen der Projektausar-

bisherigen Forschungsarbeiten respektive den

beitung ist für 2014 der Start der konkreten fach-

aktuellen Kenntnisstand zum Thema (Bestands-

lichen Arbeiten in den verschiedenen Teilprojekten

aufnahme).

geplant. Parallel hierzu läuft die Dissertation zu

Förderung einer Doktorarbeit an der Universität

den Extremhochwassern des 14. Jahrhunderts.

Bern. Das Hauptziel dieser Arbeit ist die europaweite Betrachtung der Extremhochwasser des 14. Jahrhunderts.

1.4 Menschliche Faktoren

Erstellung der detaillierten Ausschreibungsunterlagen für die Definition der weiteren Projekt-

Übergeordnetes Ziel in diesem Bereich ist unter an-

arbeiten. Diese Definition umfasst insbesondere

derem die Reduktion der Unsicherheiten bei der

die Festlegung der verschiedenen Teilprojekte

Quantifizierung der Zuverlässigkeit menschlicher

inklusive Pflichtenheften für die konkreten fach-

Handlungen im Rahmen der probabilistischen Si-

lichen Inhalte. In den Teilprojekten werden

cherheitsanalyse (PSA), die das Risiko von Störfäl-

voraussichtlich Hochwasserstatistiken inklusive

len in Kernkraftwerken quantitativ erfasst. Der Be-

historische Hochwasser sowie Fragen der Hy-

reich umfasst vor allem zwei Schwerpunkte.

drologie, der Grossraumhydraulik und des Fest-

Einerseits geht es um den Einfluss menschlicher

stofftransports behandelt. Verklausungen und

Handlungen auf Störfälle und deren Beherrschung.

das Versagen wasserbaulicher Einrichtungen

Dabei wird vor allem die Zuverlässigkeit des Opera-

sollen ebenfalls betrachtet werden. Die Resul-

teurverhaltens unter verschiedenen Bedingungen

tate der verschiedenen Untersuchungen sollen

untersucht. Während die versehentliche Unterlas-

anschliessend zur Ermittlung der Gefährdung

sung erforderlicher Eingriffe relativ gut untersucht

eines Standorts geeignet aggregiert werden.

ist, sind fehlerhafte Handlungen, welche den Ver-

Hierfür wird eine Methodik zu entwickeln sein.

lauf eines Störfalls negativ beeinflussen können,

Neben den fachlichen Themen werden auch die

weniger gut erforscht. Diese so genannten Errors

organisatorischen Randbedingungen (Kosten,

of Commission werden daher systematisch identi-

Termine, beteiligte Experten etc.) festgelegt.

fiziert und quantifiziert. Zweiter Schwerpunkt im

Kommunikation der PLATEX-Arbeiten auf der

Bereich «Menschliche Faktoren» ist der Einfluss der

Webseite des BAFU (siehe auch http://www.

Kontrollraumgestaltung auf die Leistung der Ope-

bafu.admin.ch/naturgefahren).

rateure (Human-System Interface).

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-Technik-Organisation

Wie aktuelle probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) zeigen, tragen extreme Hochwasser einen

Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen

nicht vernachlässigbaren Anteil zum nuklearen Ri-

ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder

siko der schweizerischen KKW bei. Zudem hat die

Bericht der Forscher in Anhang A

Überflutungsthematik nach dem schweren Unfall in Fukushima generell einen höheren Stellenwert

Einleitung

im Kontext mit der Sicherheit von Kernkraftwerken

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) verfolgt

erhalten.

die zwei Stossrichtungen Brennstoff- und Material-

Aus Sicht des ENSI wurde im internationalen Ver-

verhalten und Mensch–Technik–Organisation. Ein-

gleich bereits ein hoher Stand der Technik bei der

leitende, allgemeine Bemerkungen zum HRP fin-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

den sich im Kap. 1.1.1 dieses Berichts, in dem die

möglichst gut beurteilt und breit genutzt werden

Resultate aus dem Bereich Brennstoff- und Mate-

können. Zu diesem Thema wurde im Mai 2013

rialverhalten zusammengefasst sind.

auch ein Workshop in Halden durchgeführt. Die

Die Forschungsarbeiten im Bereich Mensch–

teilnehmenden Experten möchten eine Datenbank

Technik–Organisation (MTO) umfassen hauptsäch-

zu Simulatordaten konzipieren. An diesen Arbeiten

lich Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit bzw.

sind auch Forscher des Paul Scherrer Instituts PSI

Leistungsfähigkeit, die Konzeption und Bewertung

massgeblich beteiligt.

von Schnittstellen zwischen Mensch und tech-

Zugleich werden auch weiterhin Experimente mit

nischen Systemen (Human-System Interface HSI),

Operateur-Teams unter simulierten Notfallbedin-

elektronische Visualisierungs-Instrumente sowie

gungen im Halden Man-Machine Laboratory

die Verlässlichkeit von Computer-Software. Diese

(HAMMLAB) durchgeführt. Das wichtigste derzeit

Themen spielen eine wichtige Rolle für den

laufende Experiment ist eine kombinierte Studie

sicheren Betrieb bestehender Kernanlagen, für die

zur menschlichen Leistungsfähigkeit und Zuverläs-

Modernisierung von Kontrollräumen und digitalen

sigkeit, zum Nutzen einzelner Elemente von

Systemen sowie für die Auslegung zukünftiger

Mensch-Maschine-Schnittstellen (Abbildung 17)

Kernkraftwerke.

und deren Ausführung, sowie zu Bewertungsmethoden. Ein besonderer Schwerpunkt liegt dabei

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

auf dem Informationsaustausch zwischen Kontroll-

Die folgenden Arbeiten des Jahres 2013 waren aus

kraftwerks. Eine schwedische Operateurgruppe

Schweizer Sicht besonders interessant:

wurde im November 2013 getestet, weitere schwe-

Tests von Operateurgruppen in Simulatoren dienen

dische Gruppen sowie US-Gruppen von verschie-

dazu, die Zuverlässigkeit menschlicher Handlun-

denen Anlagen sollen im Jahre 2014 teilnehmen.

gen besonders bei Störfällen zu ermitteln. Die da-

Bei diesen Tests sollen auch die in den letzten Jah-

bei gewonnenen Daten können zur Verbesserung

ren entwickelten portablen Informationssysteme

von probabilistischen Sicherheitsanalysen verwen-

eingesetzt werden. Sie dienen unter anderem

det werden. Je nach gewähltem Störfall-Szenario

dazu, dem Pickett-Ingenieur bereits ausserhalb des

und je nach Auswertungsmethode sind Versuchs-

Kontrollraums Informationen zu vermitteln. Dieser

ergebnisse aber teilweise schwer vergleichbar.

ist im Normalbetrieb nicht ständig im Kontroll-

Bereits 2012 wurde deshalb eine Studie dazu ge-

raum, sondern stösst erst im Bedarfsfall zu den

startet, wie Simulatorstudien konzipiert und aus-

dort arbeitenden Operateuren hinzu. Aber auch im

gewertet werden sollten, damit ihre Ergebnisse

Kontrollraum selbst sollen diese Hilfsmittel das Si-

raum und Personal in anderen Teilen eines Kern-

Abbildung 17: Test von Kontrollraum-Anzeigen im HAMMLAB. Quelle: HRP.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 18:

tuationsverständnis verbessern. Bei einer weiteren,

Visualisierung eines Strahlungsfelds auf einem portablen Gerät. Quelle: HRP.

2013 speziell zu diesem Thema durchgeführten, Studie hatten die getesteten Schichtchefs den Eindruck, dass sie die Situation schneller erfassen konnten. Von einem tatsächlichen Einsatz in einem Kernkraftwerk sind diese Systeme allerdings noch weit entfernt. Dazu muss nicht nur der Nutzen für die Operateure, sondern auch alle weiteren Auswirkungen solcher Systeme vorher geklärt werden. Nicht zuletzt stellen sich dann auch Fragen der Zuverlässigkeit und der Sicherung. Ein weiteres interessantes Thema ist die Unterstützung von Revisionsarbeiten durch technische Hilfsmittel. Dazu führte das HRP einen Workshop sowie

Vor-Ort-Studien in den USA und in Schweden durch. Diese zeigten, dass ein Bedarf besteht an Hilfsmitteln für die Planung, damit die Arbeiten räumlich und zeitlich genau aufeinander abgestimmt werden können. Dafür könnte interaktive Visualisierungssysteme dienen, in portabler Form auch für die bessere Darstellung von Strahlungsfeldern (Abbildung 18).

virtueller Realität arbeiten, können dazu beitragen, die Strahlenexposition bei Arbeiten im Kernkraft-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

werk zu reduzieren.

Die Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit die-

Ausblick

nen dazu, Analysemethoden für Auslöser und

Die Arbeiten des Projekts liegen auch im Bereich

Wahrscheinlichkeit von menschlichem Versagen

MTO weitgehend im Zeitplan. Wie oben bei der

weiter zu verbessern. Die Daten von Simulatorstu-

Studie zur menschlichen Zuverlässigkeit beschrie-

dien im Rahmen des Halden Reactor Projects wer-

ben, sind viele der Arbeiten längerfristig angelegt

den auch im Projekt Human Reliability Analysis

und werden somit 2014 fortgesetzt. Im Rahmen

HRA genutzt (siehe dazu auch Kap. 1.4.2 und An-

der Planung des HRP für die Projektphase 2015–

hang A). So dienen sie auch der Verbesserung der

2017 (siehe auch Projektbereich Brennstoff und

probabilistischen Sicherheitsanalysen für Schwei-

Materialien, Kap. 1.1.1) wurden auf Empfehlung

zer Kernkraftwerke.

des Halden Board of Management auch Arbeiten

Die immer grösser werdende Abhängigkeit auch

zur Stilllegung vorgeschlagen. Darunter sind Arbei-

der nuklearen Sicherheitstechnik von rechnerba-

ten für organisatorische Hilfsmittel ähnlich denen

sierten Systemen ist ein zentrales Forschungs-

für Revisionen, aber auch Untersuchungen zum

thema im HRP. Die diesbezüglichen Arbeiten die-

Langzeitverhalten von trockengelagerten Brenn-

nen dazu, die Zuverlässigkeit solcher Systeme

elementen. Die Vorschläge wurden von den Exper-

weiter zu verbessern.

ten in den HRP-Mitgliedsländern bis Ende 2013 be-

Ein weiteres Ziel ist es, Stärken und Schwächen der

wertet. Die Auswertung der Ergebnisse in der

Schnittstellen zwischen Mensch und technischen

ersten Jahreshälfte 2014 wird zeigen, in welchem

Systemen zu bestimmen und Lösungen zu deren

Umfang diese Themen während der kommenden

Optimierung zu erarbeiten. Daraus folgen auch in-

Projektphase behandelt werden.

novative Ansätze, wie Kontrollräume am benutzerfreundlichsten zu gestalten sind. Experimente zeigen, inwieweit die Einführung neuer Technologien die Leistungsfähigkeit der Operateure in kritischen Situationen beeinflusst. Die Resultate liefern gleichzeitig erste Antworten auf die Frage, wie die Operateure in Zukunft geschult werden sollen. Elektronische Visualisierungs-Instrumente, die mit

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1.4.2 Human Reliability Analysis

anleitung und technische Grundlage) des Quantifizierungsmoduls (CESA-Q) dieser Me-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

thode. Wie bisher werden vier Typen von

ENSI-Projektbegleiter: Bernhard Reer

Situationen (z. B. irreführende Anzeigen) mit

Bericht der Forscher in Anhang A

plausiblen EOC-Gelegenheiten unterschieden. Aufgrund der Aktualisierung ergibt sich die

Einleitung

EOC-Wahrscheinlichkeit direkt aus den Bewer-

Mit der Human Reliability Analysis (HRA) wird der

tungen von Einflussfaktoren (z. B. Schwierigkeit

Einfluss menschlicher Handlungen auf Störfälle in

des Erkennens irreführender Anzeigen), welche

Kernkraftwerken untersucht. Die HRA analysiert

die jeweilige Situation näher charakterisieren.

diese Handlungen und bewertet sie unter Berück-

Bislang waren oftmals Interpolationen, basie-

sichtigung der entsprechenden Randbedingungen

rend auf bekannten EOC-Wahrscheinlichkeiten

wie zum Beispiel das für die Handlung zur Verfü-

für einige Referenzsituationen, erforderlich. Das

gung stehende Zeitintervall, die Komplexität der

aus der Literatur bekannte «Bayesian Belief Net-

Handlung, die Ausbildung der Operateure und de-

work Model» bildete die technische Basis für

ren Hilfsmittel (insbesondere Vorschriften).

die Herleitung des Zusammenhangs zwischen

Die Hauptthemen im Berichtsjahr waren:

Einflussfaktoren und Wahrscheinlichkeiten.

Errors of Commission (EOC): Es ist Stand

Anwendung von Simulatorstudien: Die Daten

der Technik, mit der HRA Fehlerwahrscheinlich-

aus einer US-amerikanischen Simulatorstudie

keiten für Handlungen zu bestimmen, die wäh-

wurden bereits benutzt, um die Vorhersagegüte

rend eines Störfalls gefordert sind, aber nicht

verschiedener HRA-Methoden bezüglich Versa-

(entsprechend der festgelegten Erfolgskriterien)

genswahrscheinlichkeiten, Schwierigkeitsgraden

durchgeführt werden. Hingegen fehlt ein eta-

und Schlüsselelementen des Handlungsablaufs

bliertes Verfahren zur systematischen Identifi-

zu bewerten. Im Berichtsjahr wurden für die

zierung und Quantifizierung von ungeplanten

Operateurhandlungen, die Gegenstand dieser

menschlichen Handlungen, welche den Verlauf

Studie waren, auch Daten zur Variabilität zwi-

eines Störfalls negativ beeinflussen, den soge-

schen den Anwendern gleicher HRA-Methoden

nannten EOC. In diesem Zusammenhang soll

ausgewertet. Für die Versagenswahrscheinlich-

die vom PSI bereits entwickelte Methode ver-

keiten der meisten Handlungen lag diese Varia-

feinert und für Schweizer Kernkraftwerke ange-

bilität innerhalb einer Grössenordnung. Eine

wendet werden.

mögliche Variabilitätsursache lag in dem von den

Anwendung von Simulatorstudien: Es soll un-

Anwendern unterschiedlich gehandhabten Um-

tersucht werden, inwieweit Simulatorstudien

gang mit den Limitierungen einer HRA-Methode

für die Bewertung wie auch für die Verbesse-

(z.B. fehlende Anleitung zur Berücksichtigung

rung von HRA-Methoden verwendet werden

des Einflusses teilweise irreführender Anzeigen).

können.

Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd-

beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Der

beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Die

hierzu im Berichtsjahr entwickelte Fragebogen

diesbezügliche internationale Erfahrung soll er-

umfasst die Wechselwirkung zwischen Schäden

fasst werden.

ohne direkte Sicherheitsrelevanz und dem Reagieren auf Notfälle sowie Schwachstellen in

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Teilaspekten der Notfallplanung und deren

Die Projektziele und deren Umsetzung für das Jahr

rateure. Zudem wurden einige Erdbebenstör-

2013 lassen sich wie folgt zusammenfassen:

fälle aus der nuklearen Betriebserfahrung aus-

Auswirkung auf die Arbeitsbelastung der Ope-

EOC: Im Rahmen der Vorgängerprojekte wurde

gewertet. Hierzu gehörte auch der Störfall im

die sogenannte «Commission Errors Search and

Kernkraftwerk Hamaoka (Block 5) während des

Assessment» (CESA) Methode entwickelt. Die

Suruga-Bay-Erdbebens von 2009, welches ge-

im Vorjahr, im Rahmen einer Pilotstudie für ein

rade noch im Rahmen der Auslegung lag. Es

drittes Schweizer Kernkraftwerk, abgeschlos-

zeigte sich, dass auch dann eine erhöhte Ar-

sene Anwendung dieser Methode wurde doku-

beitsbelastung zu erwarten ist, wenn die Funk-

mentiert. Ferner erfolgte eine Dokumentation

tion von Sicherheitssystemen noch gegeben

der aktuellen, verbesserten Fassung (Benutzer-

oder nur leicht eingeschränkt ist.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

1. EOC-Pilot-Studie für das vierte Schweizer Kernkraftwerk; EOC-Studie zu internen systemüber-

Ereignisse in Kernanlagen zeigen, dass uner-

greifenden (z. B. Brand) und externen (z. B. Erd-

wünschte Handlungen, die den Störfallablauf ne-

beben) Ereignissen für alle vier Schweizer

gativ beeinflussen, von grosser Bedeutung sein können. EOC sind risikotechnisch bislang schwer

Kernkraftwerke; 2. Pilot-Studie zur Nutzung Schweizer Simulator-

fassbar, da theoretisch sehr viele Möglichkeiten

daten für die HRA in Schweizer Risikoanalysen;

für unerwünschte Handlungen bestehen und die

3. Weiterführung der Arbeiten zur Erstellung einer

etablierten HRA-Methoden für die Bestimmung

Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd-

der Versagenswahrscheinlichkeiten von (zur Auf-

beben auf die menschliche Zuverlässigkeit.

rechterhaltung bzw. Wiederherstellung der Si-

Diese Arbeiten dienen einer umfassenden Verbes-

cherheit) angeforderten Handlungen konzipiert

serung der HRA, und die damit einhergehenden

sind. Der Einfluss letztgenannter Handlungen auf

Erkenntnisse tragen zur Erhöhung der Sicherheit

den Ablauf eines Störfalls wird schon heute er-

bei. 47

folgreich in Risikoanalysen modelliert. EOC werden hingegen mangels etablierter Analysemethoden in den Risikomodellen für Kernkraftwerke bislang kaum berücksichtigt. Mit der vom PSI ent-

1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe

wickelten CESA-Methode können potenzielle EOC mit relevantem Einfluss auf die Störfallbe-

Dieser Bereich betrifft die in der Reaktoranlage und

herrschung effizient identifiziert und quantifiziert

im Containment ablaufenden Prozesse, ausge-

werden. Das Projekt zielt darauf ab, die Grundla-

hend vom Normalbetrieb über Änderungen des

gen zur EOC-Analyse weiter zu verbessern, so

Reaktorverhaltens, die bei Störfällen in kurzer Zeit

dass eine realistischere Risikoanalyse ermöglicht

ablaufen können, bis hin zu Kernschmelz-Unfällen.

wird.

Für sogenannte deterministische Sicherheitsana-

Neben der langfristig genaueren Bestimmung des

lysen werden Computermodelle der Anlagen und

Anlagerisikos bewirkt dieses Forschungsvorhaben

ihres Verhaltens erstellt und mit Hilfe von Experi-

auch eine Betrachtung der Störfallvorschriften aus

menten validiert. Sie dienen auch als Grundlage für

der Optik der EOC. Für Fallbeispiele werden Stör-

die quantitative Ermittlung des Anlagenrisikos in

fallvorschriften

der

probabilistischen Sicherheitsanalysen. Die Analyse

Schweiz herangezogen und aus dem Blickwinkel

des Unfallablaufs in den Reaktoren von Fuku-

dieser Forschung hinterfragt. Die EOC-Analyse für

shima-Daiichi gehört ebenfalls in diesen For-

ein drittes schweizerisches Kernkraftwerk wird

schungsbereich.

von

Kernkraftwerken

deshalb als sehr positiv bewertet. Sie mündete in Vorschlägen zur Verbesserung der Vorschriften. Die Untersuchungen zur Nutzung von Simulatorstudien sowie zur Wirkung von Erdbeben auf die

1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland

menschliche Zuverlässigkeit zielen darauf ab, die Unsicherheit der HRA-Methoden längerfristig zu

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

reduzieren, was im Sinne einer Verbesserung der

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel,

Risikoanalyse sinnvoll ist.

Thomas Wintterle

Das im HRA-Projekt erarbeitete Wissen steht dem

Bericht der Forscher in Anhang A

ENSI im Rahmen seiner Aufsichtstätigkeit zur Verfügung. Seit 1999 liefern die PSI-Forscher Experti-

Einleitung

sen zur Überprüfung von werkspezifischen HRA-

Mit dem Projekt STARS wird die seit 1988 erfolg-

Studien.

reiche Zusammenarbeit zwischen dem ENSI und dem PSI im Bereich der Sicherheitsanalysen fortge-

Ausblick

setzt. Die Aufgabe des STARS-Projekts ist die Pflege

Das Projekt lief Mitte 2013 aus. Aufgrund der gu-

und Weiterentwicklung von Methoden und Re-

ten Resultate sollten in einem Nachfolgeprojekt

chenprogrammen für die Durchführung von deter-

insbesondere folgende Arbeiten durchgeführt

ministischen Sicherheitsanalysen. Diese schliessen

werden:

das Anlageverhalten vom Normalbetrieb bis zu auslegungsüberschreitenden Störfällen ein.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 19: Simulation eines Mischungsexperiments innerhalb des ROCOMReaktordruckbehälters in Dresden-Rossendorf. Die von der STARS-Gruppe durchgeführten Modellierungen zeigen die dabei auftretenden komplizierten Strömungsmuster. Quelle: PSI.

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Beiträge der verschiedenen Fertigungstoleranzen zur Unsicherheit der Brennstoff-Zentraltemperatur wesentlich davon anhängen, ob der Spaltschluss

Brennstoffverhalten

zwischen Brennstoff und Hüllrohr bereits stattge-

Das Brennstabprogramm FALCON wird für die

funden hat oder nicht.

Auslegung und Auswertung von Versuchen des OECD Halden Reactor Projects (siehe auch Kap.

Reaktorkern

1.1.1) verwendet, die sich mit dem Brennstoffver-

Zwischen den Stäben der Brennelemente befinden

halten bei Kühlmittelverlust-Störfällen befassen.

sich die sogenannten Unterkanäle, durch welche

Fortschritte konnten bei der Berechnung der Spalt-

das Kühlmittel von unten nach oben durch den

gasfreisetzung und dem Verlauf der Hüllrohrtem-

Reaktor strömt. Für die Modellierung des Kühl-

peratur erzielt werden. Ausserdem kann mittler-

mittelverhaltens in diesen Kanälen wurde das

weile – falls es zu einem signifikanten Aufblähen

Analyseprogramms COBRA-TF eingeführt. Die Mo-

und Aufplatzen des Hüllrohrs kommt – der Zeit-

dellierung eines OECD-Benchmarks für die Bestim-

punkt des Aufplatzens genauer bestimmt werden.

mung des radialen Dampfblasengehalts in einem

Ein weiterer Schwerpunkt war die Auswirkung von

Brennelementausschnitt zeigte die gute Eignung

Leistungsrampen auf den Brennstab. Die Analyse

des Programms. Durch die Einführung des Brenn-

mehrerer Versuche aus dem Forschungsprojekt

elementprogramms CASMO-5 konnte der Reakti-

SCIP-II (siehe Kap. 1.1.2) ergab, dass eine stufen-

vitätsverlauf in einem Druckwasserreaktor genauer

weise Erhöhung der Leistung das Hüllrohr weniger

berechnet werden. Dies wurde anhand des Ver-

belastet und die Wahrscheinlichkeit für ein Versa-

laufs der kritischen Borkonzentration im Kernkraft-

gen des Hüllrohrs stärker von der Geschwindigkeit

werk Gösgen über einen Brennstoffzyklus (ca. 11

der Rampe abhängt als vom Brennstababbrand.

Monate) verdeutlicht. Mit der Einführung des

Die Vorhersage der Hüllrohrintegrität mit FALCON

neuen Reaktorkernsimulators SIMULATE-5 wurde

lieferte konsistente Ergebnisse, es müssen aber

ebenfalls begonnen. Die nuklear-thermohydrau-

weitere wichtige Einflüsse, wie die Verweildauer

lische Stabilitätsanalyse von Siedewasserreaktoren

auf hoher Leistung, in das bestehende Schadens-

mit dem Programm SIMULATE-3K wurde weiter

kriterium integriert werden. Im Rahmen eines

verbessert. Ein Stabilitätstest aus dem Brennstoff-

OECD-Vergleichstests (Benchmark) zur Fortpflan-

zyklus 10 des Kernkraftwerks Leibstadt (KKL)

zung von Unsicherheiten wurde die Brennstoff-

konnte deutlich besser simuliert werden, als dies

modellierung fortgesetzt. Es zeigte sich, dass die

bisher möglich war. Der OECD-Stabilitäts-Bench-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

mark zum schwedischen Kernkraftwerk Oskars-

tung, Druckverluste, lokaler Stabbrand) berechnet.

hamn-2 wurde ebenfalls sehr genau abgebildet.

Die Berechnungen bestätigten, dass die sicher-

Die Fortpflanzung von Unsicherheiten in den nu-

heitstechnischen Kriterien durch die neue Reakto-

klearen Daten wurde weiter untersucht. In einer

rauslegung erfüllt sind.

ersten Anwendung wurde der Beitrag verschie-

Mit dem Projekt YUMOD erneuert das KKL die Um-

dener Unsicherheiten zur Gesamtunsicherheit der

wälzschleifen und -pumpen am Reaktor inklusive

abzuführenden Nachzerfallswärme in einem La-

deren Steuerung. Dafür wurden die Umwälzschlei-

gerbecken bestimmt. Dabei zeigte sich, dass die

fen neu modelliert und das Verhalten der Anlage

Unsicherheiten der Spaltausbeute den weitaus

KKL bei postulierten Störfällen wie dem schnellen

grössten Beitrag liefern.

Hochlaufen der Umwälzpumpen berechnet.

Systemverhalten Im Berichtszeitraum wurde die Modellierung der

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

schweizerischen Kernkraftwerke mit dem System-

Das Projekt stellt mit seinen Methoden und seinem

code TRACE fortgesetzt. TRACE ist ein dem Stand

hochqualifizierten Personal ein technisches Zen-

von Wissenschaft und Technik entsprechendes

trum für die Durchführung von Sicherheitsanalysen

Programm für die Simulation des Systemverhaltens

für Leichtwasserreaktoren dar. Es unterstützt das

von Leichtwasserreaktoren. Bei der Modellierung

ENSI bei seinen sicherheitstechnischen Bewer-

wurden die Eingabedaten und die geometrische

tungen, z. B. hinsichtlich Anlageänderungen oder

Abbildung der Anlage (Input-Decks) weiter an die

Vorkommnissen. Die dazu notwendigen Arbeiten

Berechnungsrichtlinien von TRACE angepasst. Für

umfassen Forschungstätigkeiten zur Weiterent-

die Simulation von Dampferzeuger-Heizrohrbrü-

wicklung der eingesetzten Programme. Dazu kom-

chen wurden Validierungsrechnungen der japa-

men unabhängige Sicherheitsanalysen und andere

nischen Grossversuchsanlage JAEA/LSTF im Rah-

Analysen auf Anforderung des ENSI aus seiner

men des OECD/NEA ROSA-2 Projektes mit TRACE

Aufsichtstätigkeit heraus (On-Call). Weiterhin un-

nachgerechnet. Die Validierung von TRACE ist not-

terstützt das Projektteam auf Anfrage – mit Geneh-

wendig für dessen Anwendung bei Störfallanaly-

migung des ENSI – schweizerische Kernkraftwerks-

sen. Dazu dient die Mitarbeit bei internationalen

betreiber mit Studien und Analysen zu Aspekten

Benchmarks zu integralen Experimenten wie bei-

des Kraftwerksbetriebs und der Sicherheit.

spielsweise PKL-2 oder OECD/NEA ROSA-2, um die

Dank der Kapazität der Projektgruppe STARS kön-

gewonnenen Daten nutzen zu können. Im Bereich

nen stationäre und störfallbedingte neutronenphy-

der Siedewasserreaktoren wurde für das KKL ein

sikalische und thermohydraulische Berechnungen

Modell für ein erweitertes Frischdampf-Leitungssys-

für Systeme, Reaktorkerne und andere Konfigura-

tem implementiert.

tionen wie Lager oder Behälter durchgeführt wer-

Um der Entwicklung im Bereich der Multi-Physik-

den. Damit kann das ENSI im Rahmen seiner Auf-

Simulationen Rechnung zu tragen, wurde die Im-

sicht über die schweizerischen Kernkraftwerke

plementierung der numerischen Strömungsme-

sowohl die Einhaltung des gestaffelten Sicherheits-

chanik (Computational Fluid Dynamics CFD)

konzepts als auch die Wirksamkeit (Integrität) der

vorangetrieben. Zur Validierung des CFD-Codes

mehrfachen Barrieren fundiert beurteilen.

STAR-CCM+ wurden die komplexen dreidimensio-

Der Erhalt der Kompetenz im Umgang mit den

nalen Strömungen der Mischungsexperimente aus

TRACE-Anlagemodellen

dem ROCOM-Teststand in Dresden-Rossendorf

Kernkraftwerke und den durchzuführenden Rech-

und des OECD/NEA PKL2-Projektes (Teststand in

nungen im Bereich Anlageverhalten betrifft direkt

Erlangen bei Nürnberg, Abbildung 19) berechnet.

die Aufsichtstätigkeit des ENSI. Die kontinuierliche

der

schweizerischen

Arbeit an den Modellen und die ständige VerbesseSicherheitsanalysen

rung und Validierung der Eingabedaten sieht das

Das Forschungsprojekt legt die Basis für eigene de-

ENSI als dringlich an, um die komplexen Neu-

taillierte und unabhängige Sicherheitsanalysen zu

analysen bei Anlageänderungen im Rahmen der

konkreten Fragestellungen aus der Aufsichtstätig-

Aufsichtstätigkeit des ENSI bewerten zu können.

keit. Im Berichtszeitraum wurden im Rahmen des Freigabeverfahrens zur neuen Beladung des KKL-

Ausblick

Reaktorkerns verschiedene sicherheitstechnische

Es bleibt das Ziel, angemessene und dem Stand

Parameter (Abschaltsicherheit, lineare Stableis-

von Wissenschaft und Technik entsprechende Me-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

thoden bereitzustellen, um anspruchsvolle Aufga-

PASSPORT beinhaltet aber weiterhin die Entwick-

ben zum weiteren sicheren Betrieb der Kernkraft-

lung der Methodik einer engen Kopplung der

werke in der Schweiz bearbeiten zu können. Dazu

Thermohydraulik-Codes des Reaktors (TRACE) und

sind weitere Qualifizierungen und Validierungen

des Containments (GOTHIC). Die Kopplung der

der Methoden durch die Teilnahme an internatio-

beiden Rechenprogramme wird benötigt, um

nalen Forschungsprogrammen und die Mitarbeit in

mögliche Störfallszenarien in den heutigen Kern-

internationalen Expertengruppen unerlässlich.

kraftwerken besser analysieren zu können.

Für das Jahr 2014 sollen die Vorausberechnungen schweizerischen Anlagen erweitert werden. Zur

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Modellierung des Brennstoffverhaltens bei Kühl-

Im Berichtszeitraum wurde die Validierung der

mittelverlust-Störfällen wurde eine Doktorarbeit

bereits entwickelten Kopplung von TRACE und

begonnen.

GOTHIC abgeschlossen. Als Ausgangspunkt für

der

neuen

Reaktorkernauslegungen

für

die

die Entwicklung der Modelle in TRACE und 50

1.5.2 PASSPORT – Methodik für die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten Systemund Containmentprozessen

GOTHIC wurde das am PSI durchgeführte Experiment PANDA ISP-42 ausgewählt. PANDA ist eine Grossversuchsanlage, gebaut und betrieben am PSI, um Containmentvorgänge mit Rückkopplung an den Reaktor-Kühlkreislauf zu untersuchen. Die

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Ergebnisse von Vergleichsrechnungen (Bench-

ENSI-Projektbegleiter: Thomas Wintterle

marks) der verschiedenen PANDA-Experimente mit

Bericht der Forscher in Anhang A

GOTHIC und TRACE zeigen die Möglichkeiten und Limitierungen der beiden Rechencodes auf.

Einleitung

Mit der Kopplung der beiden Rechenprogramme

Das ursprüngliche Ziel des Projektes PASSPORT

besteht heute die Möglichkeit, dreidimensionale

war, das Verhalten und die Wirksamkeit von pas-

Strömungsvorgänge im Containment mit dem Re-

siven Sicherheitssystemen neuer Kernkraftwerks-

chenprogramm GOTHIC und eindimensional im

typen (wie z.B. den AP1000) zu untersuchen. Diese

Reaktor-Kühlkreislauf mit dem Systemcode TRACE

passiven Systeme funktionieren allein auf der

zu simulieren. Die Kopplung basiert auf dem Aus-

Grundlage einfacher physikalischer Gesetzmässig-

tausch von Masse- und Energiedaten an der

keiten wie der Schwerkraft. Daher gelten sie als

Schnittstelle der Berechnungsgebiete von TRACE

zuverlässiger im Vergleich zu aktiv betriebenen

und GOTHIC. Die Kopplung erlaubt, dass Zweipha-

Komponenten wie beispielsweise Pumpen. Die

senströmungen (Wasser/Dampf) und nicht-kon-

Besonderheit gegenüber den aktiven Sicherheits-

densierbare Gase von einem Berechnungsgebiet in

systemen zur Beherrschung von Auslegungsstör-

das andere fliessen können. Jeder Rechencode be-

fällen besteht in einer wesentlich stärkeren Kopp-

handelt die Kopplung als variable Randbedingung.

lung der Vorgänge im Reaktor-Kühlkreislauf mit

Über diese erfolgt der kontinuierliche Datenaus-

Prozessen im Sicherheitsbehälter (Containment).

tausch, basierend auf den Rechenergebnissen des

Die thermohydraulischen Abläufe im Reaktor-

jeweiligen Codes.

Kühlkreislauf können gut mit eindimensionalen

Zum Abschluss des Projektes wurde erfolgreich

Rechenprogrammen (sogenannten Systemcodes)

eine gekoppelte Rechnung eines Kühlmittelver-

berechnet werden; hingegen werden die drei-

lust-Störfalls durchgeführt. Für die Berechnung

dimensionalen Vorgänge im Containment mit ein-

wurde ein vereinfachtes Anlagen- und Contain-

dimensionalen Rechenprogrammen nur unzurei-

mentmodell einer schweizerischen Anlage verwen-

chend wiedergegeben. Dafür liefern die dem

det. Das Projekt PASSPORT wurde damit erfolg-

Stand der Technik entsprechenden 3D-Rechen-

reich beendet.

programme gute Ergebnisse, diese sind aber wieVorgänge im Reaktor-Kühlkreislauf.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Aufgrund der sistierten Neubauprojekte wurde be-

Das Projekt liefert einen Beitrag zur Bewertung von

schlossen, die Anwendungsbasis so auszurichten,

Vorgängen im Containment, beispielsweise wäh-

dass das Projekt den Fokus auf Containmentvor-

rend eines Störfalls mit Verlust von Kühlmittel. Das

gänge bestehender Reaktoren hat. Das Projekt

ENSI wie auch das PSI konnten durch die Projektar-

derum weniger geeignet für die Berechnung der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

beiten weitere Kompetenzen aufbauen, um unabhängige sicherheitstechnische Bewertungen von Störfällen für die bestehenden Kernkraftwerke vornehmen zu können.

Ausblick Die entwickelte Kopplung zwischen dem Systemcode TRACE und Containmentcode GOTHIC kann im Rahmen von weiteren Forschungsvorhaben verwendet werden. Das ENSI kann weiterhin im Rahmen des STARS-Projektes auf die Kompetenz und Erfahrung des PSI mit dem Projekt PASSPORT zurückgreifen. 51

1.5.3 LINX – Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI ENSI-Projektbegleiter: Werner Barten Bericht der Forscher in Anhang A

Einleitung Am Labor für Thermohydraulik des Paul Scherrer Instituts werden Experimente zur Thermohydraulik des Sicherheitsbehälters (Containment) mit hoher Genauigkeit und Auflösung durchgeführt und mit

Abbildung 20: Platte aus rostfreiem Stahl von etwa 20 cm Durchmesser mit zwei metallverschmolzenen Schaugläsern für die Messung der Flüssigkeitsschichtdicke. Die Platte wird in die Wand des Druckbehälters eingebaut und muss den dortigen Belastungen standhalten. Das Bild zeigt die Innenseite. Die für die NIR-Messung benötigte Beleuchtung mit einer Halogen-Lampe erfolgt durch das Schauglas links und die Beobachtung mit der NIR-Kamera durch das Schauglas rechts. Es ist vorteilhaft, zwei Schaugläser zu verwenden, um Reflektionen des eingestrahlten Halogenlichts zu vermeiden. Für einen guten optischen Zugang im Infrarot-Bereich besteht das Schauglas für die NIR-Kamera aus 3 cm dickem Saphirglas.

Rechenprogrammen simuliert. Im Projekt LINX wird das dynamische Verhalten von dünnen Flüsfläche in einer Wasserdampfatmosphäre unter-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

sucht. Darüber hinaus werden die Auswirkungen

In diesem Jahr wurde der Druckbehälter LINX ein-

des räumlich und zeitlich veränderlichen Flüssig-

schliesslich der Regel- und Messtechnik für die

keitsfilms auf die Effizienz des Wärmeübergangs

hochpräzisen Messungen von Temperatur, Schicht-

betrachtet. Dazu werden Versuche mit hoher

dicke und Wasserfluss mit hohem Aufwand nach

Messgenauigkeit insbesondere in einem Druckbe-

dem Stand der Technik aufgerüstet. Dies beinhal-

hälter durchgeführt, in dem sich eine temperatur-

tete die Konstruktion von wichtigen Komponen-

kontrollierte vertikale Platte befindet. Aus den ge-

ten. Der Doktorand ist am IRSN in die Verwendung

messenen Daten soll ein verbessertes physikalisches

des Codes ASTEC eingewiesen worden und hat ein

Modell für Simulationsprogramme des Sicherheits-

erstes Modell des Druckbehälters erstellt. Er ist

behälters (Containment-Codes wie ASTEC oder

jetzt vertraut mit den derzeit limitieren ASTEC-Mo-

GOTHIC) entwickelt werden. Neben dem ENSI för-

dellen für Kondensation und Wiederverdampfung.

dert das französische Institut de Radioprotection et

Sowohl für die Messung der Temperatur als auch

de Sûreté Nucléaire (IRSN) diese Arbeiten. Die ETH

der Dicke der Flüssigkeitsschicht auf der vertikalen

Zürich beaufsichtigt das mit dem Projekt LINX zu-

Platte werden innovative optische Methoden im In-

sammenhängende Doktorandenprogramm und

frarotbereich verwendet. Diese Methoden haben

stellt einen Teil der experimentellen Infrastruktur

den grossen Vorteil, dass sie nur unwesentlich in

für spezifische Messungen zur Verfügung. LINX ist

das Experiment eingreifen. Der Doktorand hat in

Teil des Programms «Containment Safety» am PSI.

seiner ersten wissenschaftlichen Veröffentlichung

sigkeitsfilmen auf einer beheizten vertikalen Ober-

die Technik der optischen Messung der Filmdicke im nahen Infrarotbereich in einem Beitrag zum 15. International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) im Mai 2013 in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Transport der Gase (Luft, Dampf, Wasserstoff) sowie der Radioisotope innerhalb der verschiedenen Abschnitte im Containment. Der Druck, die Temperatur und die Gasverteilung sind entscheidend für die Beurteilung der Integrität des Containments und eine allfällige Freisetzung von radioaktiven Stoffen (Quellterm). Derzeit sind die mit der Wärme- und Massenbilanz zusammenhängenden Prozesse in einem sich bewegenden Flüssigkeitsfilm auf einer Oberfläche in Rechencodes für Leichtwasserreaktoren nur unzureichend abgebildet. Dies betrifft neben den Codes wie ASTEC und GOTHIC, die effektive Parameter und Korrelationen verwenden, auch aktuelle Simu52

lationsprogramme für die numerische Strömungsmechanik (Computational Fluid Dynamics CFD) und deren Behandlung der Filmdynamik. Das Hauptziel dieses Projektes ist ein verbessertes Verständnis der raum-zeitlichen Dynamik eines Flüssigkeitsfilmes. Dies beinhaltet die Kondensation, Bewegung und Wiederverdampfung an vertikalen Oberflächen. Mit den hochpräzisen Experimenten am PSI soll ein physikalisches Modell entwickelt werden, um es in Rechenprogrammen für Sicherheitsanalysen von Leichtwasserreaktoren, zum Beispiel für die Berechnung der Containment-Thermohydraulik, einsetzen zu können. SolAbbildung 21: Brennelementbündel nach einem Lufteinbruch beim OECD SFP-Projekt.

che Programme werden national und international im Rahmen von thermohydraulischen Nachweisen Pisa präsentiert. Die Schichtdickenmessung, die

für Sicherheitsbeurteilungen verwendet.

vornehmlich auf dem Effekt der Absorption im

Der fortgeschrittene ASTEC-Code soll in Zusam-

nahen Infrarotbereich (Near InfraRed NIR; Abbil-

menarbeit mit der französischen IRSN vom Dokto-

dung 20) basiert, wurde kalibriert und validiert.

randen als Referenz-Code zum Testen und Validie-

Dazu wurden die Vergleiche mit Widerstandsmes-

ren der neuen Modelle verwendet werden. Die

sungen aufgeklebter Maschensensoren sowie mit

Projektzusammenarbeit trägt zur internationalen

Messungen der Dicke des Flüssigkeitsfilms mittels

Vernetzung des PSI und des ENSI bei. Ein wesent-

kalter Neutronen an der ICON-Anlage (Imaging

licher Aspekt bei diesem Projekt ist zudem die Aus-

with Cold Neutrons) des PSI erweitert. Mit verfei-

bildungsförderung.

nerten experimentellen Methoden und Datenbearbeitungstechniken hat der Doktorand die Güte der

Ausblick

Messung

der

Die experimentellen Vorbereitungen und Validie-

Schichtdicken auf der vertikalen Platte deutlich

rungen der Apparaturen und Messinstrumente sind

verbessert.

abgeschlossen. Geplant sind längere Messkampa-

des

zweidimensionalen

Profils

gnen mit einem erweiterten Bereich von Anfangs-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

und Randbedingungen im Druckbehälter. Mit ihnen

Während Störfällen in einem Leichtwasserreaktor

Bedingungen mit Kondensation und Wiederver-

können auf den Oberflächen des Containments

dampfung analysiert werden. Schliesslich sollen die

Wasserfilme kondensieren, sich bewegen und an-

derzeit limitierten ASTEC-Modelle für Kondensation

schliessend wieder verdampfen. Diese physika-

und Wiederverdampfung unter Verwendung der

lischen Phänomene sind relevant für die Sicherheit

gewonnenen Messresultate verbessert werden. Der

der Anlage. Sie beeinflussen unter anderem den

Doktorand wird dazu von den Experten der IRSN bei

Druck und die Temperatur, die Verteilung und den

der Verwendung des Codes ASTEC unterstützt.

sollen der Flüssigkeitsfilm und seine Dynamik bei

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

die Analyse der Messkampagnen sollen dem Dok-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

toranden die Möglichkeit zu weiteren wissen-

Neuere Experimente für Brennelemente in Lager-

schaftlichen Veröffentlichungen bieten und zu

becken zeigten, dass die Reaktion zwischen Stick-

seiner Ausbildung als Spezialist in Containment-

stoff und Zirkonium zu einer starken Bildung von

Thermohydraulik beitragen.

Zirkoniumnitrid führt. Diese exotherme Reaktion

Das PSI wird die Messergebnisse zusätzlich zu AS-

trägt, neben derjenigen des Zirkoniums mit Sauer-

TEC auch für Anwendungen und Verbesserungen

stoff, sowohl wesentlich zur Temperaturerhöhung

des Codes GOTHIC verwenden.

als auch zur Zerstörung des Hüllrohrmaterials bei.

Die Darstellung der Methodenentwicklung und

Dieses Phänomen soll in der ersten Projektphase

1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases

erforscht und dann mit dem Oxidationsmodell korrekt abgebildet werden. Die Forschungsarbeiten zu den Stickstoffreaktionen unter Luft oder Dampfatmosphären wurden in

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

der zweiten Jahreshälfte 2013 im Rahmen eines

ENSI-Projektbegleiter: Peter Zinniker

Doktorats plangemäss aufgenommen. Erste Ergeb-

Bericht der Forscher in Anhang A

nisse in Form einer Zusammenfassung der grundlegenden Phänomene, Kenntnisse und Datenquellen

Einleitung

wurden im November 2013 am 19. internationalen

Das Rechenprogramm MELCOR dient der Simula-

QUENCH-Workshop in Karlsruhe vorgestellt (siehe

tion von schweren Unfällen in Leichtwasserreak-

Bericht der Forscher in Anhang A).

toren. Es bildet Unfallverläufe vom auslösenden Erin die Umgebung ab. Das Programm wurde von

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

den Sandia National Laboratories (SNL) für die

Oxidation von Hüllrohren mit Luftzufuhr kann bei

amerikanische Aufsichtsbehörde U.S.NRC entwi-

Unfällen mit Kernbeschädigung je nach Szenario

ckelt und wird laufend den aktuellen Erkenntnis-

Brennelemente im Reaktordruckbehälter, im Brenn-

sen der Unfallforschung angepasst. In der Schweiz

stofflagerbecken oder im Transportbehälter be-

wird MELCOR vom ENSI, vom PSI und von einigen

treffen. Die Weiterentwicklung des MELCOR-

Betreibern der Schweizer Kernkraftwerke benutzt.

Programms und dessen Anpassung an neue Er-

Ein bedeutendes Phänomen bei schweren Unfällen

kenntnisse aus der Unfallforschung verbessert die

ist die Oxidation der Brennstoff-Hüllrohre bei Luft-

Risikoabschätzung schwerer Unfälle im Rahmen

zufuhr, wenn die Brennstäbe bei ungenügender

von probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA)

Kühlung abgedeckt werden. Lufteinbruch kann

und Accident Management-Massnahmen. Die

die Zerstörung des Kerns beschleunigen und die

Richtlinie ENSI-A05 (PSA: Umfang und Qualität)

Freisetzung von Spaltprodukten erhöhen. Abbil-

nennt MELCOR als einen der Rechencodes, die

dung 21 zeigt aus einem Versuch ein Brennele-

dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Tech-

mentbündel nach Lufteinbruch. Der Aufheiz- und

nik entsprechen. Die Weiterentwicklung des auch

eignis bis zur Freisetzung radioaktiver Substanzen

Oxidationsprozess soll mit MELCOR realistisch

vom ENSI genutzten Rechencodes MELCOR ist da-

berechnet werden können. In den vergangenen

her für die Aufsichtstätigkeit nützlich.

Jahren hat das PSI ein entsprechendes Oxidations-

Das Projekt dient zudem der Erhaltung von Fach-

modell entwickelt, welches in MELCOR imple-

wissen in der Schweiz. Das PSI verfolgt die Ent-

mentiert und anhand verschiedener Experimente

wicklung von MELCOR und von anderen Rechen-

validiert wurde. Mit diesem Projekt werden die

programmen für schwere Unfälle und gibt sein

Reaktionen von Zirkonium-Hüllrohren unter ver-

Wissen den Schweizer Benutzern weiter.

schiedenen Sauerstoff-/Stickstoff-Dampfgemischen erforscht und das Oxidationsmodell weiterentwickelt, um den Nitrierungsprozess besser abzubilden. Das Projekt startete Mitte 2013 und dauert bis Mitte 2017.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Ausblick

zeiten und Einspeiseraten der Feuerwehrpumpen

Mit den nächsten Forschungsarbeiten sollen anhand

und die Zeitangaben der ungefilterten Contain-

von Daten aus neuen Versuchen die wichtigsten

ment-Druckentlastung. Die Druckverläufe werden

noch vorhandenen Wissenslücken zu den Stick-

vom PSI als ziemlich vollständig und zuverlässig an-

stoffreaktionen geschlossen werden. Das auf diesen

gesehen, bei den anderen erwähnten Angaben gibt

Grundlagen neu zu entwickelnde Oxidations-/Nitrie-

es, abgesehen vom Zeitpunkt der Wasserstoffexplo-

rungsmodell dient dann zur Planung weiterer Expe-

sion, teilweise Lücken und Unsicherheiten.

rimente und für Modellverfeinerungen.

Die im Rahmen des Projekts zur Verfügung gestellten Eingabedaten für MELCOR (Input Deck) zum

1.5.5 OECD BSAF – Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Block 3 von Fukushima wurden vom PSI an die spezifischen Gegebenheiten angepasst. Die Effekte der Unsicherheiten bei der Löschwasser-Einspeisung und Containment-Druckentlastung wurden

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

im Detail analysiert. Mehr als 50 Simulationen wur-

ENSI-Projektbegleiter: Rainer Hausherr

den durchgeführt, um ein Best-estimate-Szenario

Bericht der Forscher in Anhang A

zu erhalten, also eine Simulation, die die Druckverläufe im Reaktordruckbehälter und im Contain-

Einleitung

ment sowie den Zeitpunkt der Wasserstoffexplo-

Nach den schweren Reaktorunfällen in Fukushima

sion so genau wie möglich reproduzieren kann.

startete die OECD dieses Projekt, bei dem elf

Gemäss dieser Simulation wäre es in Block 3 nicht

Organisationen aus acht Ländern vergleichende

zu einer Kernverlagerung im Reaktordruckbehälter

Simulationen durchführen. Es verfolgt die Ziele,

(RDB) gekommen, und der RDB hätte nicht ver-

die Unfallabläufe in den einzelnen Reaktoren zu

sagt. Damit scheint der Reaktorkern von Block 3

rekonstruieren und die Endzustände der Reaktoren

von Fukushima weniger beschädigt zu sein als ur-

und vor allem der Reaktorkerne zu bestimmen. Da-

sprünglich angenommen. Allerdings basieren diese

durch soll die Planung der weiteren Untersu-

Simulationen auf inzwischen fraglichen Annah-

chungen, der Dekontamination und des Rückbaus

men, weil im Oktober 2013 neue Informationen

unterstützt werden. Ein weiteres Ziel ist die Aus-

zum Betrieb der dampfgetriebenen Einspeise-

weitung der Beurteilungsbasis für Simulations-

systeme geliefert wurden. Die Einflüsse dieser

programme. Da bei Experimenten zur Erforschung

neuen Informationen müssen noch evaluiert und

von schweren Reaktorstörfällen meist nur einzelne

im Modell berücksichtigt werden. Dies kann zu Än-

Phänomene (häufig auch in kleinerem Massstab

derungen bei der Beurteilung führen.

und mit nicht-radioaktivem Material) untersucht werden, sollen die Unfälle von Fukushima ausgewertet werden.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Das Projekt ist von sehr grosser internationaler Re-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

levanz, und es ist für das PSI eine Auszeichnung, als

Das PSI konzentriert sich bei seinen Arbeiten auf

Projekt eingeladen worden zu sein. Im BSAF-Pro-

den Reaktorblock 3 von Fukushima. Es verwendet

jekt werden die Abläufe bei den schweren Reak-

das Simulationsprogramm MELCOR, welches auch

torunfällen von Fukushima mittels verschiedener

vom ENSI bei Sicherheitsanalysen für Schweizer

Simulationsprogramme analysiert. Weil zudem

Kernkraftwerke benutzt wird.

mehrere Beteiligte das Programm MELCOR benut-

Im Gegensatz zu typischen Benchmark-Studien

zen, kann unter Umständen auch der Einfluss der

(Vergleichsrechnungen),

bei

eine von elf Organisationen weltweit zu diesem

detaillierte

Anwender auf das Ergebnis evaluiert werden, bei

Messwerte genau festgelegter Experimente erfasst

denen

komplexen Modellierungen immer ein wichtiger

werden, ist die Datenbasis bei den Unfällen in

Aspekt. Das Projekt dient somit der Verbesserung

Fukushima unvollständig und/oder unsicher, da ver-

des Rechenprogramms MELCOR und dem Kompe-

schiedene Messinstrumente nicht normal funktio-

tenzerhalt in diesem Bereich in der Schweiz. Da-

nierten. Für seine Analyse verwendet das PSI haupt-

rüber hinaus tragen die durch das Projekt ge-

sächlich den Zeitpunkt der Wasserstoffexplosion,

wonnenen Informationen auch zum besseren

die Druckverläufe im oberen und unteren Teil des

Verständnis des Ablaufs schwerer Unfälle und spe-

Containments (Drywell und Wetwell), die Einspeise-

ziell der Versagensgrenzen von Anlagenteilen bei.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Ausblick Bedingt durch die Verzögerungen bei der Bereit-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

stellung der Daten zu den Anlagen und Unfallbe-

Das übergeordnete Projektziel ist die Entwicklung

dingungen ist das Projekt langsamer vorangekom-

einer Struktur zur risikoorientierten Unfallanalyse,

men als ursprünglich geplant. Das PSI hingegen ist

mit der die bedingten Gefährdungen der Contain-

mit seinen Arbeiten im Plan. Im Oktober 2013 wur-

mentintegrität quantifiziert werden können. Als

den revidierte Randbedingungen betreffend An-

Referenzanlage wird ein prototypischer Siede-

nahmen zu den Unfallabläufen vorgeschlagen, dis-

wasserreaktor («Nordic BWR») definiert. Die wich-

kutiert und in der Zwischenzeit auch vereinbart.

tigsten Arbeiten im Jahre 2013 waren:

Das PSI wird aufgrund der neuen Informationen

RES (Risk Evaluation and Synthesis): Das Hauptziel

die Simulationen überarbeiten und bei der Ent-

der Arbeit ist die Entwicklung eines Hilfsmittels zur

wicklung seines Best-estimate-Szenario berück-

Quantifizierung der bedingten Versagenswahr-

sichtigen. Im Herbst 2014 soll das BSAF-Projekt ab-

scheinlichkeit des Containments durch ein nicht

geschlossen werden.

kühlbares Schüttbett und durch Dampfexplosionen. Die bisher durchgeführten Arbeiten zeigen,

1.5.6 MSWI – Melt-Structure-WaterInteractions during Severe Accidents in LWR

dass die Zeitpunkte, wann ein Unfall ein neues Stadium erreicht (z.B. Zeitpunkt der Kernverlagerung, RDB-Versagen), eine hohe Bedeutung haben. Diese Zeitabhängigkeit ist deshalb explizit in

Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule

den zu erstellenden Modellen zu berücksichtigen.

(KTH), Stockholm

MEM (Melt Ejection Modes): Das Ziel von MEM ist

ENSI-Projektbegleiter: Rainer Hausherr

die Entwicklung deterministischer Modelle zur

Bericht der Forscher in Anhang A

Analyse der Kernschadenszustände in Verbindung mit den RDB-Versagensarten. Dazu werden die

Einleitung

Zeiten und Versagensarten des RDBs (Versagen

Das Programm MSWI wird von der schwedischen

von Führungsrohren der Steuerstäbe oder der In-

Königlich-Technischen Hochschule (KTH) in Stock-

strumentierung, Versagen von Anschlussstutzen

holm durchgeführt. Neben dem ENSI fördern als

von Pumpen oder Kriechversagen des RDBs) an-

weitere Partner die schwedische Sicherheits-

hand zweier Szenarien untersucht: Ein Szenario

behörde (SSM), schwedische Kernkraftwerks-

mit Kühlung der Schmelze sowohl von unten

betreiber, das Nordic Nuclear Safety Research Pro-

(durch die Steuerstabführungsrohre) wie auch von

gram (NKS) sowie die EU (SARNET-Programm) die

oben (z.B. durch die Noteinspeisung), das andere

Projektarbeiten. Seit dem Beginn seiner Teilnahme

Szenario ohne Kühlung. Ohne Kühlung ist ein frü-

am Programm (1996) kann das ENSI direkt auf alle

hes Versagen der Führungsrohre zu erwarten. Zu

erarbeiteten Resultate zugreifen und hat die Mög-

dieser Zeit liegen die Temperaturen im Hauptteil

lichkeit, die Forschungsziele mitzubestimmen.

der Schmelze noch unterhalb von 2000 °C, die

Seit 2006 liegt der Schwerpunkt der Forschungsar-

Oxide im Kern sind also noch nicht geschmolzen.

beiten bei der Untersuchung von Phänomenen,

Die Kühlung kann zu einem verzögerten Versagen

welche bei einem schweren Unfall in einem Siede-

der Führungsrohre führen, das Kriechversagen des

wasserreaktor (SWR) auftreten können. Bei schwe-

RDBs selber wird davon praktisch nicht beeinflusst.

ren Unfällen kann der Reaktorkern wegen feh-

Da die Stutzen der Führungsrohre deutlich kühler

lender Kühlung schmelzen. Gelingt es im Zuge der

sind als die Temperaturen in der Schmelze, ist ein

Unfallbeherrschung nicht, die Kernschmelze zu

Erstarren der Schmelze in diesem Bereich möglich.

kühlen, kann der umgebende Reaktordruckbehäl-

Dies ermöglicht die Ausbildung eines oxidischen

ter (RDB) versagen und die Kernschmelze austreten.

Schmelzepools im RDB, bevor der RDB durch Krie-

Die MSWI-Projektarbeiten für die Forschungsphase

chen versagt.

(2012–2016) lassen sich in folgende vier Bereiche

DECO (Debris Coolability Map): Die Strategie zur

einteilen:

Milderung von schweren Unfällen besteht bei vie-

Risikoevaluation und Synthese (RES)

len Leichtwasserreaktoren in der Flutung des Con-

Auswurf der Kernschmelze aus dem RDB (MEM)

tainments, um die aus dem RDB austretende Kern-

Kühlbarkeit

schmelze zu fragmentieren und dadurch die

einer

Schmelzpartikelschüttung

(DECO)

Kühlbarkeit zu verbessern. Ob die im so erzeugten

Auswirkungen von Dampfexplosionen (SEIM)

Schüttbett produzierte Nachzerfallswärme abge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

a) Austrocknungsgrad

b) Partikeltemperatur

Abbildung 22: Diese zwei Grafiken zeigen die Analyseergebnisse (t = 4000 s) zur Kühlbarkeit eines Schüttbetts mit einem Partikeldurchmesser von 2 mm und einer Nachzerfallsleistung von 200 W/kg. Abbildung a) zeigt, dass es im oberen, roten Teil des Schüttbettes zur Austrocknung kommt, also kein Wasser mehr zur Kühlung verfügbar ist. Durch Dampfkühlung, Wärmeleitung und -strahlung kann allerdings trotzdem noch soviel Wärme abgeführt werden, so dass die Temperatur im oberen Teil des Schüttbetts auf ca. 650 °C begrenzt bleibt (Abbildung b). In diesem Beispiel ist das Schüttbett also kühlbar. Quelle: KTH Stockholm.

dieses Schüttbetts ab. Das Ziel von DECO ist die

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Entwicklung deterministischer Modelle zum Ver-

Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom-

halten des Schüttbetts, um dessen Kühlbarkeit zu

plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen. Je

beurteilen. Ein wichtiger Aspekt ist deshalb die Ag-

umfassender das Verständnis der Unfallphäno-

glomeration von Fragmenten, da dadurch der

mene ist, desto präziser können diese modelliert

Fliesswiderstand des Wassers durch das Schüttbett

werden. So liefern die Forschungsresultate bei-

stark erhöht werden kann, was die Wärmeabfuhr

spielsweise Erkenntnisse darüber, mit welchen Me-

aus dem Schüttbett verringert. Ferner werden Ex-

thoden und Erfolgsaussichten die Kernschmelze

perimente durchgeführt, um Daten zur Kalibration

vor oder nach einem Versagen des RDB gekühlt

der Simulationsmodelle zu gewinnen. Dabei wur-

werden kann. Dadurch wird eine belastbarere Risi-

den zwei verschiedene Partikeltypen verwendet,

koquantifizierung in der Stufe 2 von probabilis-

welche sich in Form, Grösse und Material unter-

tischen Sicherheitsanalysen ermöglicht. Ferner

scheiden. Für die mit diesen Partikeln erzeugten

können die Unterlagen für die Beherrschung

Schüttbetten wurde bestimmt, wann es zu einer

schwerer Unfallsituationen (Severe Accident Ma-

Austrocknung der Schüttbetten kommt. Diese

nagement Guidance, SAMG) optimiert werden.

Messungen wurden dann mit den Modellprogno-

Insgesamt ermöglicht die Mitwirkung am MSWI-

sen verglichen (Abbildung 22) und zeigten eine

Projekt dem ENSI den direkten Zugang zum ak-

gute Übereinstimmung.

tuellen Stand des Wissens auf dem Gebiet der

SEIM (Steam Explosion Impact Map): Das Hauptziel

Leichtwasserreaktor-Schwerunfallforschung.

führt werden kann, hängt von den Eigenschaften

in diesem Bereich ist die Quantifizierung der durch Dampfexplosionen verursachten Drücke in der Re-

Ausblick

aktorgrube und der Impulse auf die Wände. Zur

Die Arbeiten an der KTH sind bislang insgesamt

Bestimmung der Einflüsse verschiedener Parame-

sehr zufriedenstellend verlaufen und kommen wei-

ter auf die resultierenden Drücke und Impulse wur-

terhin gut voran. Die Arbeiten im nächsten Jahr

den Sensitivitätsanalysen durchgeführt. Die Unter-

konzentrieren sich auf die Zusammenführung der

suchungen zeigen, dass der Anfangsdruck, die

entwickelten Modelle, um eine erste Analyse des

Wassertemperatur und die Eintrittsgeschwindig-

bedingten Containmentversagens durchzuführen.

keit der Schmelze in die Wasservorlage die wichtigsten physikalischen Parameter sind, während die Dichte und thermische Leitfähigkeit der Schmelze sowie die Anfangsgrösse der Schmelzfragmente den geringsten Einfluss haben.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1.6 Strahlenschutz

Anforderungen aus der Praxis, denen mit Neuentwicklungen von Messmethoden und mit neuen Lö-

Die Arbeiten im Bereich Strahlenschutz umfassen

sungsansätzen begegnet werden muss. Beispiele

ein breites Spektrum anwendungsbezogener The-

sind Freigabemessungen von Schlämmen sowie

men. Sie reichen von der Überprüfung und Kali-

Messungen von Umweltproben im Rahmen der

brierung von Messsystemen für ionisierende Strah-

Immissionsüberwachung oder von Proben zur

lung und der von Helikoptern aus durchgeführten

Überwachung der Inkorporation.

Messung der Ortsdosisleistung in der Umgebung

Für das ENSI führt diese Sektion Expertisen sowie

von Kernanlagen (Aeroradiometrie) bis hin zur Ent-

Entwicklungs- und Forschungsarbeiten auf dem

wicklung neuer Analysemethoden für Radionu-

Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstechnik und

klide. Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen

der Radioanalytik durch.

Normen zur länderübergreifenden Harmonisiewird der Strahlenschutz in der Schweiz auf dem

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Stand der Technik gehalten und die Ausbildung

Im Berichtsjahr wurde die Doktorarbeit zur Ent-

von Nachwuchskräften gefördert.

wicklung eines Modells zur atmosphärischen Aus-

rung im Strahlenschutz bei. Mit diesen Aktivitäten

breitung von Radionukliden abgeschlossen. Die

1.6.1 Strahlenschutzforschung

Fachbegleitung dieser Doktorarbeit war Teil der Vereinbarung. Die Beschleunigeranlagen im PSI-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Areal West produzieren Positronenstrahler, die

ENSI-Projektbegleiter: Franz Cartier

kontinuierlich im Rahmen der zulässigen Grenz-

Bericht der Forscher in Anhang A

werte an die Umgebung abgegeben werden. Zur Verifikation des Ausbreitungsmodells wurden an

Einleitung

drei verschiedenen Orten des PSI die abgegebenen

Die Sektion Messwesen der Abteilung für Strahlen-

Positronenstrahler gammaspektrometrisch mit je

schutz und Sicherheit des PSI ist von der Schweize-

einer Messstation bestimmt. Bis zur Fertigstellung

rischen Akkreditierungsstelle SAS als akkreditierte

der Doktorarbeit 2013 konnte die Fragestellung

Stelle zugelassen. Unter anderem gehören zum

zur Modellierung der kleinräumigen Ausbreitung

Aufgabengebiet der Sektion:

jedoch nicht vollumfänglich bearbeitet werden, so

das Betreiben einer anerkannten Dosimetrie-

dass ein Vergleich zwischen Modellrechnung und

und Inkorporationsmessstelle,

Messung bis jetzt nicht möglich war. Der Betrieb

die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess-

der Messstationen wird weiter fortgesetzt, um die

geräten,

Datenbasis für einen späteren Vergleich mit Mo-

das Betreiben eines Radioanalytiklabors.

dellrechnungen zu vergrössern.

Die Personendosimetrie, also die Messung der äus-

Im Gebiet der internationalen Strahlenschutznor-

seren und inneren Strahlenexposition von Men-

mung arbeitet je ein Vertreter des PSI in den Ar-

schen, ist eine wichtige Aufgabe des Strahlen-

beitsgruppen WG14 und WG17 der International

schutzes. Die Dosimetrieverordnung stellt hohe

Organization for Standardization ISO aktiv mit. Die

technische Anforderungen an die Dosimetrie-

WG14 hat im Berichtszeitraum einen ersten Ent-

stellen.

wurf für die ISO 16639 verfasst, in der die Anforde-

Die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmessge-

rungen an die Raumluftüberwachung an Arbeits-

räten ist eine wichtige Voraussetzung zum Nach-

plätzen in Kernanlagen festgelegt werden. Die

weis der Einhaltung von gesetzlichen Grenz-

WG 17 arbeitet weiterhin an einer Revision der

werten. Grosse Bedeutung haben auch die

ISO 7503, einer Norm über die Messung und Beur-

Messungen zur Freigabe von Materialien aus kon-

teilung von Oberflächenkontaminationen. Die

trollierten Zonen und zur Überwachung der Abga-

Sektion Messwesen ist in mehreren Arbeitsgrup-

ben radioaktiver Stoffe an die Umgebung.

pen von EURADOS (European Radiation Dosimetry

In der Radioanalytik werden chemische und physi-

Group) vertreten, die die Zusammenarbeit auf dem

kalisch-chemische Untersuchungen in Verbindung

Gebiet der ionisierender Strahlung im europä-

mit Kernstrahlungsmessungen an verschiedensten

ischen Raum fördert.

radionuklidhaltigen Proben durchgeführt. Die Ra-

Während der jährlichen Aeroradiometrieübung

dioanalytik hat im Strahlenschutz einen hohen

wurden auf dem Waffenplatz in Thun Vergleichs-

Stand erreicht. Dennoch ergeben sich immer neue

messungen zwischen Aeroradiometrie und Boden-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

messungen (Ortsdosisleistung und In-Situ-Gamma-

schung aus Cäsium-137 und Kobalt-60 haltigem

spektrometrie) durchgeführt. Der Vergleich zwischen

Inhalt mit einer Unsicherheit von 10% (Erweite-

Bodenmessungen der Ortsdosisleistung und der

rungsfaktor k=2).

Aeroradiometrie zeigte eine gute Übereinstimmung.

Die Gruppe Radioanalytik hat eine Schnellmethode

Dasselbe gilt für die Mittelwerte der Aktivitätskon-

für die Bestimmung von Uran, Plutonium, Ameri-

zentrationen der Radionuklide Kalium-40 und Tho-

cium und Curium in Lebensmittelproben entwi-

rium-232, die mit In-Situ-Gammaspektrometrie und

ckelt. Diese Methode kann nach einem schweren

Aeroradiometrie bestimmt wurden.

Unfall in einem Kernkraftwerk sehr hilfreich sein.

Die Personen-Neutronendosimeter am PSI basieren

Zusätzlich hat sie die Kalibrierung eines Flüssig-

auf PADC-Detektoren (auch Cr-39 genannt). PADC

Szintillationsspektrometers mit Dreifach/Doppel-

ist ein Polymer. Ein auftreffendes Teilchen ionisie-

Koinzidenz-Messtechnik erfolgreich überprüft.

render Strahlung bildet dabei eine Spur, die später

Im Dezember 2012 wurden in Zusammenarbeit

mikroskopisch ausgewertet wird. Vor der Einfüh-

mit der Eidgenössischen Anstalt für Wasserversor-

rung dieses Dosimeters am PSI vor zehn Jahren

gung, Abwasserreinigung und Gewässerschutz

wurde seine Energieempfindlichkeit bestimmt. Seit

EAWAG Sedimentkerne im Klingnauer Stausee er-

ungefähr sieben Jahren ist am CERN eine modifi-

hoben und anschliessend im Jahr 2013 gamma-

zierte Version im Einsatz. Dort wird ein Lithiumfluo-

spektrometrisch hinsichtlich der Aktivitätskonzen-

rid-Chip, um auch für thermische Neutronen emp-

trationen von Kalium-40, Cäsium-137, Radium-226

findlich zu sein, als Radiator eingesetzt. Im Jahr

und Blei-210 ausgemessen. Mit verschiedenen

2013 wurde nun die Bestimmung der Empfindlich-

Methoden wurde eine Sedimentationsrate von un-

keit des CERN-Neutronendosimeters erfolgreich

gefähr 1 cm pro Jahr bestimmt. Ereignisse mit

nachgeholt. Es zeigten sich nur kleine Unterschiede

grösseren Aktivitätseinträgen, wie zum Beispiel der

zwischen dem am PSI und dem am CERN eingesetz-

Reaktorunfall von Tschernobyl, sind in den Messer-

ten modifizierten Dosimetern. Die bestehenden Ka-

gebnissen gut sichtbar.

librierverfahren können weiter verwendet werden.

Im Rahmen des Projekts «Anwendung der vali-

Im Berichtsjahr wurde das BeOmax-System für die

dierten ISOCS/LABSOCS-Software für Dichte-,

technische Dosimetrie erfolgreich evaluiert. Das

Summations- und Geometrie-Korrekturen in der

Messsystem basiert auf Berylliumoxid-Festkörpern,

Gamma-Spektrometrie»

die als Strahlungsdetektoren eingesetzt werden.

findlichkeits-Berechnungen für Standardgeome-

Wenn bestrahlte BeOmax-Detektoren mit Licht be-

trien durchgeführt und die Messungen an Kalibrier-

leuchtet werden, dann ist die Intensität ihrer Lumi-

lösungen damit ausgewertet. Dabei zeigten sich je

neszenz ein Mass für die Strahlendosis, die sie er-

nach Nuklid Abweichungen von bis zu 11,2% vom

halten haben.

Referenzwert.

Für die Kalibration bzw. Eichung von Oberflächen-

Im Jahr 2013 nahm die Sektion Messwesen an Ver-

und Personenkontaminations-Monitoren werden

gleichsmessungen im Bereich der Radioanalytik so-

Emissionsraten-zertifizierte Quellen verwendet.

wie Personen- und Umgebungsdosimetrie auf na-

Mit einer speziellen Methode wurden nun die

tionaler und internationaler Ebene teil. Bei allen

Emissionsraten der zertifizierten Flächenquellen

Vergleichsmessungen liess sich eine gute Überein-

der Eichstellen des PSI und des Institut de Radio-

stimmung der PSI-Resultate mit den Referenz-

physique IRA in Lausanne miteinander verglichen.

werten feststellen.

wurden

Energie-Emp-

Dabei zeigten sich bei einigen Quellen signifikante unabhängige Überprüfung der Flächenquellen,

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

z.B. durch die deutsche Physikalisch-Technische

Die Entwicklungs- und Forschungsarbeit auf dem

Bundesanstalt PTB, angestrebt.

Gebiet der Strahlenmesstechnik fördert die nukle-

Die Aktivität in einem gefüllten Endlagerfass wird

are Sicherheit und stärkt die Rechtssicherheit. Dies

im ZWILAG (Zwischenlager Würenlingen AG) mit

gilt insbesondere für die Überprüfung und Kalibrie-

Hilfe einer Fassmessanlage mit fünf Dosisleistungs-

rung von Messsystemen. Auch wird ein erheblicher

Messsonden, die in der Umgebung des Fasses ver-

Beitrag zur Qualitätssicherung der technisch im-

teilt angebracht sind, bestimmt. Dabei wird das

mer komplexer werdenden Messeinrichtungen

Fass um seine Längsachse gedreht. Die Sektion

und Messaufgaben geleistet.

Messwesen kalibrierte im Berichtszeitraum diese

Die vom PSI geleisteten Arbeiten bei der Revision

Fassmessanlage für ein Referenzfass mit einer Mi-

der ISO-Normen tragen zu einer international har-

Unterschiede. Aus diesem Grunde wird nun eine

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

monisierten Erhebung und Beurteilung von Mess-

1.7 Stilllegung und Entsorgung

werten bei. Dank der Zusammenarbeit in der Radioanalytik ist

Die Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle mit dem

gewährleistet, dass die Aufsichtsbehörde jederzeit

Ziel der Abfallminimierung spielt bereits beim Be-

Probenanalysen durchführen lassen kann. Ein

trieb der Kernanlagen eine wichtige Rolle. Sie wird

wesentlicher Gewinn ist die Umsetzung des Stands

in diesem Forschungsbereich ebenso betrachtet

der Technik der chemischen Trenn- und Analyse-

wie mögliche Risiken im Zuge der Stilllegung von

verfahren in der Radioanalytik und die nationale

Reaktoren. Die Forschung zur geologischen Tiefen-

Zusammenarbeit in diesem Spezialgebiet.

lagerung dreht sich um die Eigenschaften der da-

Bedeutend ist auch die Ausbildung von Nach-

für relevanten Gesteine, um die Auslegung und

wuchskräften, die vor allem dank der Attraktivität

Überwachung eines Tiefenlagers und um Prozesse,

von Verfahren nach dem neuesten Stand der Tech-

welche die Sicherheit eines geologischen Tiefenla-

nik für dieses Gebiet gewonnen werden können.

gers längerfristig beeinträchtigen können. Mit dem Näherrücken der Stilllegung von Kernkraft-

Ausblick

werken und dem Fortschreiten des Verfahrens zum

Die Zusammenarbeit in der Strahlenschutzfor-

Sachplan geologische Tiefenlager gewinnt dieser

schung wird fortgesetzt. Für das Jahr 2014 sind

Bereich laufend an Bedeutung.

Arbeiten an folgenden Projekten geplant: Fachbegleitung von Studenten (Nachwuchs-

1.7.1 Abfallbewirtschaftung im Vergleich

förderung im Strahlenschutz) Mitarbeit bei der internationalen Normung in

ENSI-Projektbegleiter: Markus Hugi

der Strahlenmesstechnik Weiterentwicklung und Optimierung einge-

Einleitung

führter Messmethoden in KKW

Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich»

Anwendung

Spektrenauswertesoftware

ist Teil des Forschungsprogramms «Radioaktive

GENIE2000- und ISOCS/LABSOCS- in der

Abfälle» der Arbeitsgruppe des Bundes für die nu-

Gamma-Spektrometrie

kleare Entsorgung (Agneb).

Einführung von neuen Techniken und Metho-

Das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat

den in der Dosimetrie

(ENSI) hat das Projekt gemeinsam mit dem Bundes-

Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit di-

amt für Umwelt (BAFU) und dem Bundesamt für

rektem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in

Gesundheit (BAG) sowie unter Berücksichtigung

der Schweiz

von fachlichen Beiträgen der Kommission für nu-

Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit

kleare Sicherheit (KNS) bearbeitet. Bei Bedarf wur-

Berichterstattung

den Vertreter der Nuklearindustrie (Abfallprodu-

Charakterisierung von Strahlenschutzmessmit-

zenten, Nationale Genossenschaft für die Lagerung

teln und Dosimetern

radioaktiver Abfälle – Nagra) als Experten einbezo-

Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo-

gen.

nenten Target «M»

Das Projekt beinhaltet eine Bestandsaufnahme zur

Teilnahme an nationalen und internationalen

aktuellen Bewirtschaftung der radioaktiven und

Vergleichsmessungen

nicht-radioaktiven Abfälle sowie strategische und

Durchführung der nationalen Vergleichsmes-

technisch-wissenschaftliche Überlegungen zur Be-

sung für externe Personendosimetrie

wirtschaftung der radioaktiven Abfälle, insbeson-

Optimierung der Alpha/Beta-Separation für

dere zur Abfallminimierung, zum Umgang mit

Flüssigszintillationszähler mit Variationen der

organikahaltigen radioaktiven Abfällen und zur

Diskriminator-Settings

Verbringung metallischer Werkstoffe in geolo-

Anwendung

der

einer

sequentiellen

radioche-

gische Tiefenlager.

mischen Trennmethode für die Bestimmung von ricium

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Klingnau-Projekt: Bestimmung der Sedimentati-

Die Schlussfolgerungen aus den Projektarbeiten

onsrate mit Polonium-210/Blei-210

und die darin enthalten Empfehlungen hinsichtlich

Ad-hoc-Fragestellungen des ENSI

alternativer Behandlungsmethoden wurden im

Strontium, Thorium, Uran, Plutonium und Ame-

Sommer 2012 in einem Berichtsentwurf zusam-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

bestehenden Kernkraftwerke in Hinblick auf die zentralen Fragestellungen des Projekts massgebend. Sie tragen nach Aufsättigung des verschlossenen Tiefenlagers durch mikrobiellen Abbau zur Produktion von Gasen bei, erhöhen durch komplexierende Abbauprodukte die Mobilität der Radionuklide und führen unter Umständen zu einer beschleunigten Degradation der Zementbarrieren. Als Massnahme zur Reduktion der IAH-Mengen stehen ein optimaler Reaktorbetrieb (d.h. dichter Brennstoff) und der Einsatz von adäquaten (korrosionsresistenten) Werkstoffen im Vordergrund. Ionenaustauscherharze liessen sich in einem PyrolyAbbildung 23: Volumen der für die geologische Tiefenlagerung erwarteten Abfälle aus 60

Kernkraftwerken unter Berücksichtigung der geltenden (Strahlenschutzverordnung StSV-) bzw. voraussichtlichen (IAEA-) Freimessgrenzen (LE) als Funktion der Abklingzeit nach Entstehung der Abfälle. Die Betriebsabfälle (BA) inklusive Reaktorabfälle (RA) und die Stilllegungsabfälle (SA) sind separat ausgewiesen. Datenquelle: Nagra 2013.

seprozess beispielsweise in einer bestehenden ausländischen Anlage oder einer in der Schweiz zu realisierenden Gemeinschaftsanlage mineralisieren. Metallische Abfälle Bei den metallischen schwach- und mittelaktiven

mengefasst und der Projektgruppe zur Stellung-

Abfällen (SMA) handelt es sich vorwiegend um

nahme unterbreitet. Im Berichtsjahr wurden die

Stilllegungsabfälle aus Eisen oder Stahl aus Kern-

Rückmeldungen ausgewertet und in den Projekt-

kraftwerken und Grossforschungsanlagen (PSI,

bericht integriert. Hinsichtlich der Empfehlungen

CERN). Für die Gasproduktion ist anteilmässig der

nimmt der Projektbericht Bezug auf entsprechende

eigentliche radioaktive Rohabfall massgebend,

Vorhaben im Rahmen des Forschungs-, Entwick-

während die Metallkomponenten der Lagercontai-

lungs- und Demonstrationsplans der Nagra.

ner und Abfallgebinde weniger ins Gewicht fallen.

Ferner wurden ausgewählte Ergebnisse aus dem

Trennen, dekontaminieren, freimessen und wieder

Bericht «Radioactive Waste in Perspective» der

verwenden erweisen sich als erfolgversprechende

Nuclear Energy Agency (NEA), der einen Überblick

und prüfenswerte Massnahmen zur Reduktion der

über den aktuellen Stand der Bewirtschaftung von

Abfallmengen im SMA-Lager.

radioaktiven und chemotoxischen Abfällen vermit-

Bei optimaler Prozessführung resultieren je nach

telt, in den Projektbericht eingearbeitet (NEA

Aktivierungsgrad und Materialzusammensetzung

2010).

durch das Einschmelzen aktivierter Metalle weitge-

Schliesslich wurde der Projektbericht einer exter-

hend inaktive Giesslinge, die gegebenenfalls wie-

nen Überprüfung durch Experten des Instituts für

der verwertet werden können, während die radio-

Entsorgung (INE) am Karlsruher Institut für Techno-

aktive Schlacke der Entsorgung zugeführt wird.

logie (KIT) unterzogen.

Zumindest aber führt das Umschmelzen zu einem günstigen Oberflächen/Volumen-Verhältnis und

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

damit zu einer geringeren Gasproduktionsrate für

Mit dem Projekt wird ein Vergleich der Regelungen

Durch eine Abklinglagerung über die regulatorisch

im Umweltschutzgesetz und in der Gesetzgebung

erlaubte Abklingzeit von 30 Jahren hinaus ist nicht

zur Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle ange-

zu erwarten, dass sich die Entsorgungssituation für

strebt. Die Projektergebnisse liefern gemäss aktu-

KKW-Abfälle aus dem Betrieb und der Stilllegung

ellem Stand von Wissenschaft und Technik gezielte

signifikant ändert. In Anbetracht der sich ankündi-

Optimierungsmöglichkeiten für die Behandlung

genden neuen (IAEA-)Freimessgrenzen, die gegen-

spezifischer Abfallströme aus kerntechnischen An-

über den geltenden (StSV-)Freimessgrenzen zu

wendungen. Die wichtigsten Punkte dazu sind:

einer beträchtlichen Zunahme des Abfallvolumens

die metallischen Abfälle.

führen, kann aber eine konsequente 30-jährige Organische Abfälle

Abklinglagerung diese Zunahme des Abfall-

Bezüglich organischer radioaktiver Abfälle sind

volumens in erheblichem Masse kompensieren

konditionierte Ionenaustauscherharze (IAH) und

(Abbildung 23). Für radioaktive Abfälle aus Gross-

konditionierte Konzentrate aus dem Betrieb der

forschungsanlagen (die einen grossen Teil von me-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

tallischen Komponenten beinhalten) würde eine

gischen Tiefenlagers angemessene Optimierungs-

Verlängerung der Abklingzeit zu einer Reduktion

massnahmen nach aktueller Erfahrung und dem

der einzulagernden Abfälle führen.

Stand von Wissenschaft und Technik aufzuzeigen und zu prüfen haben [SBR 2013].

Hochaktive Abfälle Bei den hochaktiven Abfällen (HAA – verbrauchte

Ausblick

Brennelemente und verglaste Spaltproduktlö-

Die fachlichen Arbeiten in Hinblick auf die sicher-

sungen aus der Wiederaufarbeitung) stammt

heitstechnischen Fragestellungen des Projekts sind

98% der produzierten Gesamtgasmenge von den

abgeschlossen und die Ergebnisse der Untersu-

Lagerbehältern aus (Kohlenstoff-)Stahl. Deren

chungen im Projektbericht dokumentiert.

Vorteile liegen in der einfachen Herstellung und

Zur Frage der Anwendbarkeit der Technischen Ver-

dem Verschluss, der mechanischen Stabilität, der

ordnung über Abfälle (TVA) bei der Entsorgung ra-

Handhabung (insbesondere Rückholbarkeit) sowie

dioaktiver Abfälle sind zusätzliche Abklärungen

den verhältnismässig geringen Kosten. Zudem

vorgesehen. Die Veröffentlichung des endgültigen

führt die anaerobe Korrosion der Behälter zu stark

Projektberichts ist in der ersten Jahreshälfte 2014

reduzierenden geochemischen Bedingungen im

in Verbindung mit einem Symposium zum Thema

HAA-Nahfeld. Diese wirken sich günstig auf die

«Abfallbewirtschaftung» vorgesehen.

Korrosionsbeständigkeit der Abfallmatrix (Uranoxid bzw. Glas) und die Rückhaltung von Redox-

Literatur

sensitiven Radionukliden im Barrierenmaterial des

NEA (2010), Radioactive Waste in Perspective.

HAA-Nahfeldes aus.

Nuclear Energy Agency, Organisation for Eco-

Als Massnahme zur Reduktion der produzierten

nomic Co-operation and Development, NEA

Gasmenge im HAA-Lager steht die Verwendung

No. 6350, Paris (France).

alternativer Behältermaterialien wie zum Beispiel

SBR (2013), Verfügung zum Entsorgungspro-

eine Kupferummantelung oder keramische Werk-

gramm 2008 der Entsorgungspflichtigen sowie

stoffe im Vordergrund.

zum Bericht zum Umgang mit den Empfeh-

In Übereinstimmung mit den Projektergebnissen

lungen in den Gutachten und Stellungnahmen

hält der Bundesrat in seinen Auflagen für das Ent-

zum Entsorgungsnachweis vom Oktober 2008,

sorgungsprogramm 2016 unter anderem fest, dass

Schweizerischer Bundesrat, Bern, 28. August

die Entsorgungspflichtigen im Hinblick auf einen

2013.

zusätzlichen Gewinn für die Sicherheit des geolo-

Abbildung 24: Rückbau des Forschungsreaktors DIORIT am Paul Scherrer Institut (Stand Mitte 2012). In der Reaktorgrube sind noch der Fundamentring und eine stählerne Lochplatte zu sehen. Diese wurden unterdessen entfernt. Quelle: ENSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1.7.2 IAEA-Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen

beantwortet werden mussten. An je einwöchigen Treffen in Wien wurden die Daten zusammengetragen, besprochen und in kleineren Arbeitsgruppen

Auftragnehmer: IAEA

analysiert. Für das Projekt DRiMa resultierte so ein

ENSI-Projektbegleiter: Hannes Hänggi

erster Entwurf des Abschlussberichts (Kap. 1–3 von 8) und für das Projekt DACCORD wurde das Pro-

Einleitung

gramm CERREX aufgrund der ersten Erkenntnisse

Die Stilllegung von Kernanlagen hat in jüngster

angepasst. Beide Projekte liegen also auf Kurs und

Zeit stark an Bedeutung gewonnen. Aufgrund po-

verlaufen wie geplant.

litischer Entwicklungen oder einfach, weil eine Antreiber, Aufsichtsbehörden und internationale

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Organisationen derzeit verstärkt mit der Stilllegung

Die beiden Forschungsprojekte der IAEA haben für

von Leistungs- und Forschungsreaktoren (Abbil-

das ENSI folgende Vorteile:

lage ihr Lebensende erreicht hat, befassen sich Be-

dung 24) – so auch die Internationale Atomener-

Weiteres Know-how zur Beurteilung von

gie-Organisation (IAEA) in Wien.

Kostenstudien und Stilllegungsprojekten

2012 lancierte die IAEA zwei Forschungsprojekte,

Zugang zu Stilllegungsdaten anderer IAEA-

die sich mit der Stilllegung von Kernanlagen befas-

Mitgliedländer

sen: DACCORD (Data Analysis and Collection for

Breites internationales Netzwerk für den Infor-

Costing of Research Reactor Decommissioning)

mations- und Erfahrungsaustausch

und DRiMa (International Project on Decommissio-

Während das Projekt DACCORD wohl bei der

ning Risk Management). Das ENSI verfolgt die bei-

nächsten Überprüfung der Stilllegungskosten und

den Projekte, beteiligt sich aber nicht aktiv an der

beim nächsten Stilllegungsprojekt eines For-

Gremienarbeit, weil ähnliche Projekte bei der Nuk-

schungsreaktors zur Anwendung kommen wird,

learenergieagentur NEA der OECD ebenfalls Res-

betrachtet das Risikomanagement-Projekt DRiMa

sourcen im ENSI beanspruchen und den aktuellen

Stilllegungsprojekte ganzheitlich – entsprechend

Fragestellungen der Aufsichtsbehörde besser ent-

weitreichend ist die Bedeutung von DRiMa auch

sprechen. Stattdessen ist das Paul Scherrer Institut

für das ENSI. So berücksichtigt DRiMa, dass bei

am Projekt DACCORD aktiv vertreten.

Stilllegungsprojekten verschiedene Faktoren zu-

In den Projekten tragen die IAEA-Mitgliedsländer

sammenspielen wie sich ändernde Verhältnisse auf

ihre Erfahrungen zusammen und erarbeiten da-

der Baustelle, radiologischer und konventioneller

raus Berichte mit Empfehlungen, die von der IAEA

Arbeitsschutz, menschliche und organisatorische

publiziert werden. Beim Kostenabschätzungspro-

Faktoren, wirtschaftliche Faktoren, Zusammenspiel

jekt DACCORD wird zusätzlich das Computerpro-

von internem und externem Personal auf einer

gramm CERREX (Cost Estimation for Research Re-

Anlage, öffentliche Interessen usw. Mit DRiMa

actors in Excel) angewendet und aufgrund

möchte das ENSI das Risiko bei Stilllegungs-

konkreter Daten verbessert.

projekten grundsätzlich besser abschätzen und be-

Mit den beiden Projekten strebt die IAEA einen ver-

urteilen können.

stärkten internationalen Wissens- und Erfahrungsaustausch bei Stilllegungsprojekten der Mitglied-

Ausblick

länder untereinander an. Dazu wurde auch eine

Die Arbeiten in den Projekten werden 2014 plan-

Kommunikationsplattform im Internet entwickelt

gemäss weitergeführt. Folgende Aktivitäten sind

und im Berichtsjahr in Betrieb genommen. Das

vorgesehen:

ENSI hat ebenfalls Zugriff auf diese Plattform und kann sich so über der aktuellen Stand der Forschungsprojekte informieren.

DACCORD: Fortsetzung der Datensammlung aus Rückbauprojekten;

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Fortgesetzte Anpassung des Computerpro-

Nach der Startsitzung für beide Projekte im Dezem-

Daten;

ber 2012 wurden im Berichtsjahr die Daten unter

Entwurf des Abschlussberichts bis Oktober, fi-

den Mitgliedsländern erhoben. Dazu wurden je-

naler Entwurf im Dezember nach dem dritten

weils Fragebogen erstellt, die von den Teilnehmern

Treffen.

gramms CERREX aufgrund der gesammelten

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Der Abschluss des Projekts DACCORD ist für Mai

Das ENSI nimmt am Teilprojekt WP2 teil. Ziel dieses

2015 vorgesehen.

Arbeitspakets ist die Identifikation der Themen bzw. Aspekte, für welche zusätzliche technische

DRiMa:

Richtlinien (WP2.1) und für welche Expertisen oder

Fortsetzung der Erfahrungssammlung unter

technische Unterstützung für die Aufsichtsbehör-

den teilnehmenden Ländern;

den (WP2.2) notwendig sind.

Fortsetzung der Arbeit in Arbeitsgruppen; einem Testfall;

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung

Erstellung des finalen Entwurfs des Schluss-

In Arbeitspaket 2 wurde 2013 der Berichtsentwurf

berichts.

über den Vergleich der internationalen Anforde-

Validierung der gewonnenen Erkenntnisse in

Die Publikation des Schlussberichts des Projekts

rungen mit den nationalen Sicherheitsanforderun-

DRiMa ist für 2016 vorgesehen.

gen zu ausgewählten Themen fertiggestellt. Gleichzeitig wurde der Bedarf für technische Richt-

1.7.3 SITEX – Sustainable network of Independent Technical Expertise for radioactive waste disposal

linien, die noch zu entwickeln sind, erhoben. Dieser Bedarf hängt stark davon ab, in welcher Phase der Realisierung eines Tiefenlagers sich das Land befindet. Daher war ein weiteres Ergebnis, dass

Projektpartner: EU

der Austausch zu bestimmten technischen The-

ENSI-Projektbegleiterin: Ann-Kathrin Leuz

men unter den Aufsichtsbehörden und ihren technischen Forschungs- und Beratungsorganisationen

Einleitung

sehr wertvoll sein kann. So könnte zum Beispiel die

Innerhalb des 7. Rahmenprogramms der EU wurde

Diskussion, wie einzelne Aufsichtsbehörden tech-

das Projekt SITEX im Februar 2012 gestartet. Das

nische Aspekte bei der Überprüfung von Gesuchen

Projekt hat das Ziel, eine Plattform für die Aufsichts-

bewerten, bei Bedarf zur gemeinsamen Entwick-

behörden und ihre Experten für geologische Tiefen-

lung technischer Anforderungen führen.

lager aufzubauen. Innerhalb dieser Plattform soll der

Zusätzlich wurde für das Teilprojekt WP2.2 ein Be-

regulatorische Bedarf für jede einzelne Phase der Re-

richt erstellt, der identifiziert, welche technische

alisierung eines geologischen Tiefenlagers diskutiert

Expertise die Aufsichtsbehörde bei den entspre-

und evaluiert werden. Ein weiterer Schwerpunkt des

chenden Realisierungsphasen eines Tiefenlagers

Projekts ist, zu klären, welche Schwerpunkte für die

(Konzeptphase, Standortauswahlverfahren, Bau-

regulatorische Sicherheitsforschung und technische

und Betriebsphase und Nachverschlussphase) be-

Expertise für zukünftige Realisierungsschritte eines

nötigt. Als Basis für diesen Bericht dienten die im

geologischen Tiefenlagers gesetzt werden sollen.

Teilprojekt WP2.1 identifizierten Sicherheitsanfor-

An dem Projekt nehmen neben dem ENSI die belgi-

derungen, die Antworten zu einem Fragebogen

sche, französische, kanadische, niederländische und

und die Diskussionen an den Treffen der Arbeits-

schwedische Aufsichtsbehörde teil. Zusätzlich sind

gruppe.

auch technische Forschungs- und Beratungsorgani-

Ein weiteres Thema im Jahr 2013 war, wie die zu-

sationen (Technical and Scientific Support Organisa-

künftige Plattform aussehen kann. Das ENSI wurde

tions TSO), die die Aufsichtsbehörden unterstützen,

dazu gebeten, einen Vorschlag für den Austausch

aus Belgien, Deutschland, Frankreich, Litauen, den

zu bestimmten technischen Themen zu machen.

Niederlanden, der Slowakei und aus Tschechien be-

Das ENSI hat eine themenbezogene Sitzung («topi-

teiligt.

cal session») analog zu den Treffen der Integration

Das Projekt ist in folgende Teilprojekte unterteilt:

Group for the Safety Case der OECD-NEA vorge-

WP1: SITEX management

schlagen, da diese sehr informativ sind und effi-

WP2: Regulatory expectations and needs

zient organisiert werden. Diese Idee wurde als ein

WP3: Development of TSO’s scientific skills

Teil der zukünftigen Plattform aufgenommen.

WP4: Technical review method and competence WP5: Conditions for associating stakeholders in

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

the process of expertise

Für das ENSI ist die Mitarbeit in SITEX eine gute

WP6: Conditions for the establishment of a sus-

Gelegenheit, die Verbindungen zu anderen Auf-

tainable expertise network

sichtsbehörden und deren Experten weiter auszu-

building

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

bauen und von den Erfahrungen der Länder mit

hörden und ihrer Experten über diese Plattform

fortgeschrittenen Tiefenlagerprogrammen (z.B.

verbessert werden kann.

Schweden, Frankreich) zu profitieren. Die Diskussion über verschiedene Fachthemen, bzw. wie andere Aufsichtsbehörden diese Aspekte beurteilen

1.7.4 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri

und überprüfen, kann für das ENSI bei den Beurteilungen der Arbeiten der Nagra im Sachplanverfah-

Auftragnehmer: Forschungsgruppe Ingenieur-

ren geologische Tiefenlager wertvolle Impulse lie-

geologie der ETH Zürich

fern. Das ENSI gewinnt ausserdem vertiefte

ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank

Einblicke darüber, in welchen Ländern welche Ex-

Berichte der Forscher in Anhang A

pertise vorhanden ist: Bei Bedarf können seitens

(RC und HM Experiment)

ENSI internationale Experten im Beurteilungspro-

Abbildung 25: Startpunkt des RC-Experimentes in der Galerie-08 beim Laufmeter GM 95.5. Die rote Linie markiert den Umriss für den nächsten Tunnelabschlag (GalerieLaufmeter 95.5 bis 97 m). Der Durchmesser des Tunnels beträgt rund 5 Meter. Quelle: ENSI.

zess des Sachplans beigezogen werden. Zusätzlich

Einleitung

erhält das ENSI Hinweise dazu, ob weitere Rege-

Die Experimente im Felslabor Mont Terri ermögli-

lungen für die geologische Tiefenlagerung in der

chen wichtige Erkenntnisse zur Gesteinsbeschaf-

Schweiz notwendig sind.

fenheit, zur Felsmechanik, zur Hydrogeologie und Geochemie sowie zum Einschlussvermögen des

Ausblick

Opalinustons, also des für geologische Tiefenlager

Das Projekt wurde bis in das 1. Quartal 2014 ver-

in der Schweiz vorgesehenen Wirtgesteins. Am

längert, um alle Arbeitspakete und Berichte zu fi-

Forschungsprojekt beteiligen sich aktuell 15 Orga-

nalisieren. Auf der Basis der Resultate soll ein Vor-

nisationen aus 8 Ländern (Schweiz, Frankreich,

schlag erarbeitet werden, wie in Zukunft die

Deutschland, Spanien, Belgien, Japan, Kanada und

Arbeitsweise und der Austausch der Aufsichtsbe-

USA). Das ENSI nimmt seit 2003 am Mont-TerriProjekt mit eigenen Arbeiten im Rahmen der regulatorischen Forschung teil. Zur Abwicklung der Forschungsarbeiten hat es mit der Ingenieurgeologie der ETH Zürich einen mehrjährigen Forschungsvertrag abgeschlossen. Der gegenwärtige Forschungsschwerpunkt liegt auf der Charakterisierung der felsmechanischen Eigenschaften des Opalinustons und der Untersuchung und Modellierung hydraulisch-mechanisch gekoppelter Prozesse.

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung Im Mittelpunkt der Forschungsarbeiten stand 2013 die Auswertung, Dokumentation und der Abschluss des RC-Experimentes (Rock Mass Characterisation Experiment), welche im Rahmen einer ETH-Dissertation erfolgten. Zielsetzung dieser vierjährigen Doktorarbeit war einerseits die Untersuchung der geomechanischen Prozesse und des Gebirgsverhaltens des Opalinustons während des Tunnelvortriebes. Der untersuchte 32 Meter lange Tunnelabschnitt der Galerie-08 hat einen hufeisenförmigen Querschnitt mit einem Durchmesser von rund 5 Metern (Abbildung 25). Die durch den Bau des Tunnels ausgelösten Spannungsumlagerungen und damit verbundenen Deformationen führten zu einer Auflockerung des Gebirges in unmittelbarer Umgebung des Tunnels (Excavation Disturbed Zone EDZ). Deren Ausmass wurde mit Hilfe von Deformationsmessgeräten in vorgängig abgeteuf-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 26: Konzeptuelles Modell der Auflockerungszone um den untersuchten Tunnelabschnitt des RC-Experiments in der Galerie-08. Im Bereich von Störungen (rosa hinterlegt) reicht die Auflockerungszone weiter ins Gestein hinein als in den übrigen Bereichen. Quelle: R. Thöny 2013.

ten Beobachtungsbohrungen mittels geophysika-

werden, dass sowohl Bruchmechanismus und

lischer Bohrlochmessungen sowie mit Hilfe geo-

Bruchorientierung wie auch die Häufigkeit von

dätischer und Laserscanner-Messungen an der

induzierten Brüchen entscheidend von den prä-

Tunneloberfläche erfasst. Andererseits ging es um

existierenden tektonischen Trennflächen und

die Erfassung von langfristigen Verformungen im

Störungszonen abhängen. Mit zunehmender

Gebirge (Konsolidierung, Kriech- und Quellpro-

Trennflächenhäufigkeit ändert sich das Bruch-

zesse), die nach dem Bau des Tunnelabschnittes

verhalten von vorwiegend sprödem Bruchver-

über 3 Jahre hinweg mittels verschiedener Lang-

halten zu hauptsächlichem Scherversagen ent-

zeit-Messverfahren verfolgt wurden. Die Ergeb-

lang von prä-existierenden Trennflächen.

nisse dieser Untersuchungen liegen nun in Form

Die Messresultate zeigen, dass das Gebirgsver-

einer ETH-Dissertationsarbeit dokumentiert vor

halten während und nach dem Ausbruch des

(PhD Thesis von Reto Thöni, ETH-Zürich 2013). Die

Tunnelabschnittes sowohl von individuellen

wichtigsten Schlussfolgerungen können wie folgt

Trennflächen und deren Versagensmechanis-

zusammengefasst werden:

men als auch durch grossskalige Gebirgsfestig-

Aufgrund der ausgeprägten Schichtung und

keits- und Steifigkeitsheterogenitäten bestimmt

der bereits vorhandenen tektonischen Diskonti-

wird. Verschiebungen an individuellen Trennflä-

nuitäten (Trennflächen, Scherzonen, Störun-

chen traten vorwiegend an der Tunnelfirste, der

gen) weist der Opalinuston im Felslabor Mont

Sohle und der Tunnelbrust auf. Das Bruchver-

Terri eine grosse Gesteinsanisotropie bzw. Ge-

halten an den Tunnelwänden wird vor allem von

birgsheterogenität auf, welche massgebend

spröden Bruchprozessen dominiert, welche im

das mechanische Gebirgsverhalten beeinflusst.

Nahbereich von Störungszonen zu stark erhöh-

Diese hat sowohl auf der Bohrloch- wie auf der

ten Verformungen führten.

Tunnelskala einen grossen Einfluss auf die Loka-

Basierend auf den geologischen und geophysi-

lität und die radiale Ausdehnung der beim Aus-

kalischen Messdaten wurde ein konzeptuelles

bruch des Tunnels entstehenden Auflocke-

Modell der Auflockerungszone für den unter-

rungszone um den Hohlraum. Es konnte gezeigt

suchten Tunnelabschnitt erstellt (Abbildung 26).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Die Auflockerungszone um den untersuchten

durchgeführt wird. Im Mittelpunkt stehen um-

Tunnelabschnitt der Galerie-08 besteht aus

fangreiche felsmechanische Laboruntersuchungen

einer inneren, stark gestörten Zone mit einer

an Opalinuston-Proben, mit welchen das hydrau-

radialen Ausdehnung von 0.5–1.5 Metern und

lisch-mechanische Verhalten und die für die

einer äusseren, weniger stark gestörten Zone

Modellierung

mit einer radialen Ausdehnung von bis zu 4 Me-

Kennwerte ermittelt werden sollen. Ziel ist, ein ver-

tern. Die innere Zone weist eine relativ kons-

bessertes konstitutives Stoffgesetz (Modell zur Be-

tante Ausdehnung über den gesamten Tunnel-

rechnung des mechanischen Verhaltens) für den

abschnitt auf, während die radiale Ausdehnung

Opalinuston zu erarbeiten und für die felsmecha-

der äusseren Zone aufgrund der sich ändernden

nische Modellierung (mit dem Programm FLAC3D)

erforderlichen

felsmechanischen

Trennflächenhäufigkeit stark variiert.

verfügbar zu machen. Die Beziehung zwischen

Mit Hilfe von dreidimensionalen numerischen

Saugspannung und Sättigung repräsentiert den

Modellierungen wurde die zeitliche und räumli-

Wassergehalt in den Poren des Opalinustons, wel-

che Entwicklung der durch den Tunnelvortrieb

cher einen starken Einfluss auf dessen mechani-

induzierten Spannungen um den Hohlraum

sche Eigenschaften hat. In der Berichtsperiode

untersucht. Elastische Modellierungen zeigen,

wurden an verschiedenen Probenserien u.a. die

dass Festigkeits- und Steifigkeitsheterogeni-

charakteristischen Saugspannungskurven für den

täten im Opalinuston zu erheblichen Span-

Opalinuston ermittelt und deren Einfluss auf

nungskonzentrationen im angrenzenden Ge-

die Zug- und Druckfestigkeit untersucht. Je nach

stein

von

Orientierung der Probenkörper (parallel oder senk-

spannungsinduzierten Brüchen zur Folge hat.

recht zur Schichtung) und abhängig vom Wasser-

Mit den numerischen Modellresultaten konnten

gehalt (2–8%) ergeben sich grosse Unterschiede in

die im Feld beobachteten Bruchtiefen und

den Druckfestigkeiten (4–22MPa). Ergänzend

Verschiebungsmagnituden adäquat abgebildet

wurde ein felsmechanisches Laborprogramm mit

werden. Die dafür verwendeten Materialeigen-

zyklischer Belastung/Entlastung der Proben gestar-

schaften wurden an Bohrkernen anhand fels-

tet, mit welchem das visko-elastische Verhalten

mechanischer Tests im Labor ermittelt.

des Opalinustons untersucht wird.

führen,

was

eine

Erhöhung

Neben dem RC-Experiment beteiligt sich das ENSI menarbeit mit dem Felslaborbetreiber swisstopo

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

an drei weiteren Experimenten, die u.a. in Zusamdurchgeführt werden. Das Cyclic Deformation-

Das Mont-Terri-Forschungsprojekt liefert dem ENSI

Experiment (CD) untersucht das zyklische Defor-

Grundlagendaten, die für die Beurteilung der Si-

mationsverhalten der Tunnelwand in Abhängigkeit

cherheit und bautechnischen Machbarkeit eines

des Klimas (Temperatur, Luftfeuchtigkeit). Das Ex-

geologischen Tiefenlagers im Opalinuston von gros-

periment liefert wichtige Informationen zu Prozes-

ser Bedeutung sind. Das RC-Experiment lieferte

sen wie Entsättigung/Aufsättigung, Quellung und

wichtige Ergebnisse, mit welchen das mechanische

Selbstabdichtung des Opalinustons. Mit dem Eva-

Gebirgsverhalten und die Mechanismen der Ver-

poration Logging-Experiment (FM-D) wird eine

formungen während des Tunnelvortriebes aufge-

neue Methode der Durchlässigkeitsbestimmung in

zeigt wurden. Sie fördern das Verständnis über die

Bohrungen entwickelt. In dem mit Luft gefüllten

durch den Tunnelbau induzierten Spannungsumla-

Bohrloch wird dabei die aus der Bohrlochwand

gerungen um den Hohlraum sowie deren Einfluss-

austretende Feuchtigkeit mit hochempfindlichen

faktoren. Mit dem Rechensimulator FLAC3D ver-

Messgeräten erfasst. In der Berichtperiode wurde

fügt das ENSI zusammen mit der Ingenieurgeologie

der Prototyp des Messgerätes weiter entwickelt

ETH Zürich über ein Werkzeug, welches bei der

und getestet. Das Monitoring-Experiment (MO)

Aufsichtstätigkeit eingesetzt werden kann.

schliesslich dient der Vorbereitung und dem Testen

Die Ergebnisse des CD-Experimentes zeigen das

von Monitoring-Techniken; gegenwärtig wird die

zyklische Deformationsverhalten der Stollenwand

Beständigkeit von Glasfaserkabeln und Sensoren

in Abhängigkeit des Stollenklimas und geben

untersucht.

Einblick in die damit verknüpften Prozesse (Auf-

Als Folgeprojekt zum RC-Experiment hat das ENSI

sättigungs- und Entsättigungsvorgänge, Quell-

mit der Ingenieurgeologie der ETH Zürich ein

prozesse). Mit dem FM-D-Experiment werden

neues Experiment gestartet (HM-Experiment), wel-

Grundlagen zur Messung lokaler Gesteinsdurch-

ches im Rahmen der Dissertation von Katrin Wild

lässigkeiten geschaffen, die für die Interpretation

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

hydraulischer Bohrlochmessungen wichtig sind.

schen und natürlichen Barrieren sowie Methoden

Mit dem MO-Experiment evaluiert und testet das

für den Sicherheitsnachweis und verfolgt allge-

ENSI geeignete Monitoring-Techniken, die für die

mein den Stand von Wissenschaft und Technik auf

künftige Überwachung geologischer Tiefenlager

diesem Gebiet. Eine Untergruppe der IGSC ist die

erforderlich sind.

«Working Group on Measurements and Physical

Die Beteiligung am internationalen Mont-Terri-

Understanding of Water Flow through Argillace-

Forschungsprojekt liefert dem ENSI unabhängige

ous Media», kurz «Clay Club» genannt. Das ENSI

Vergleichsdaten, die für Beurteilungen im Rahmen

nimmt an beiden internationalen Arbeitsgruppen

des Sachplans geologische Tiefenlagerung ver-

teil, in denen Aufsichtsbehörden, Endlagerprojek-

wendet werden. Die Forschungsarbeiten stellen

tanten und Forschungsinstitutionen aus 17 (IGSC)

zudem den Erhalt und die Förderung der Fach-

bzw. 9 Ländern (Clay Club) vertreten sind.

kompetenz beim ENSI und bei seinen Experten

Ziel des Clay Clubs ist es, den internationalen Stand

sicher. Dabei profitieren alle Beteiligten vom Aus-

der Tongesteinsforschung zu verfolgen sowie den

tausch unter den Experten aus verschiedenen Län-

Kenntnisstand der sicherheitsrelevanten Prozesse

dern.

und Parameter von Tongesteinen zu erfassen und zu diskutieren. So sollen Lücken erkannt werden,

Ausblick

um sie mit gemeinsamen Projekten (Workshops,

In der Berichtsperiode konnte das RC-Experiment

Expertenberichte, Literaturstudien) zu schliessen.

im Rahmen einer ETH-Dissertationsarbeit erfolg-

Der Clay Club dient ferner als Plattform zur gegen-

reich abgeschlossen werden. Die wichtigsten Er-

seitigen Information über den Stand der Endlager-

gebnisse der Dissertation werden in internatio-

projekte und der Forschungseinrichtungen (u.a.

nalen Fachzeitschriften publiziert werden. Das

Felslabors) in den verschiedenen Ländern.

ENSI hat zusammen mit der Ingenieurgeologie hydraulisch-mechanischen Verhalten des Opali-

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

nustons im Rahmen einer Dissertationsarbeit ge-

Die Arbeiten des Clay Clubs konzentrierten sich im

startet (HM-Experiment).

Berichtsjahr 2013 auf das neu lancierte Projekt mit

ETH Zürich weitere vertiefte Untersuchungen zum

dem Titel «Argillaceous Media Database Com-

Literatur

pilation». Es beschäftigt sich mit den für die Sicher-

R. Thöny (2013): Geomechanical analysis of exca-

heitsbeurteilung von geologischen Tiefenlagern

vation induced rock mass behaviour of faulted

in Tongesteinen massgebenden geologischen,

Opalinus Clay at the Mont Terri Underground Re-

hydrogeologischen, mineralogischen, geophysika-

search Laboratory Switzerland. PhD Thesis, Swiss

lischen, geochemischen und felsmechanischen

Federal Institute of Technology, ETH Zürich Switzer-

Datensätzen. Diese werden in einem Bericht zu-

land.

sammengestellt und auf den neuesten Stand gebracht. Berücksichtigt werden dabei nur diejeni-

1.7.5 OECD-NEA Clay Club

gen

Tongesteinsformationen,

die

heute

als

Wirtgesteine für geologische Tiefenlager vorgeseAuftragnehmer: OECD-NEA

hen sind und mit den aktuellsten Methoden und

ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank

Analysetechniken umfassend charakterisiert wurden. Es sind dies der Callovo-Oxfordian-Ton (Frank-

Einleitung

reich), der Boom-Clay und der Ypresian-Clay (Bel-

Auf internationaler Ebene befasst sich die Nuclear

gien), der Queenstone Shale und die Georgian Bay

Energy Agency (NEA) der OECD mit Fragen zur

Formation

Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im «Radioactive

(Schweiz). Einbezogen werden auch alle Tonge-

Waste Management Committee» (RWMC), wo

steinsformationen, in denen Felslabors errichtet

unter anderem generelle Strategiefragen zur Ent-

wurden und wo ein umfassendes Datenmaterial

sorgung der radioaktiven Abfälle behandelt wer-

zum Vergleich zur Verfügung steht (Felslaborato-

den, sind über 20 Länder vertreten. Deren techni-

rien HADES in Belgien, Bure und Tournemire in

sche Arbeitsgruppe «Integration Group for the

Frankreich und Mont Terri in der Schweiz). Ein spe-

Safety Case» (IGSC) beschäftigt sich mit sicher-

zielles Kapitel wird den Stellenwert der Geologie

heitstechnischen Aspekten der geologischen Tie-

und der sicherheitsrelevanten Eigenschaften der

fenlagerung, diskutiert Detailfragen zu techni-

Tongesteine für den Langzeiteinschluss und den Si-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

(Kanada)

sowie

der

Opalinuston

cherheitsnachweis darlegen. Das Projekt wird von der Nuclear Waste Management Organisation NWMO, Kanada, koordiniert.

1.7.6 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

ENSI-Projektbegleiter/in: Erik Frank (Monitoring),

Der Clay Club der OECD/NEA ist eine wichtige in-

(Lagerauslegung)

Ann-Kathrin Leuz (Pilotlager), Meinert Rahn

ternationale Plattform für die Tongesteinsfor-

schung, in der Vertreter der Aufsichtsbehörden,

Einleitung

der Hochschulen, der Industrie und der Endlager-

In der schweizerischen Kernenergieverordnung

projektanten ihr Wissen einbringen und austau-

sind die Elemente eines geologischen Tiefenlagers

schen. Die Mitwirkung des ENSI im Clay Club lie-

(Abbildung 27) für radioaktive Abfälle festgelegt:

fert wichtige Grundlagen und Quervergleiche für

Das Hauptlager dient der Einlagerung der

die sicherheitstechnische Beurteilung der geologi-

Hauptabfallmenge, das Pilotlager enthält einen

schen Tiefenlagerprojekte in der Schweiz.

kleinen, aber repräsentativen Anteil des Lagerinventars und die Testbereiche bilden das lokale

Ausblick

Felslabor für Experimente zu Betrieb, Verschluss

Neben dem bereits laufenden Projekt «Argillace-

und Langzeitsicherheit. Im Pilotlager wird bis zum

ous Media Database Compilation» wird sich der

Ablauf der gesetzlich geforderten Beobachtungs-

Clay Club im Zeitraum 2014–2016 mit Themen

phase das Verhalten der Abfälle, der Endlagerbe-

zur Porencharakterisierung auf der Mikroebene, zu

hälter, der technischen Barrieren, der Verfüllung

Skalierungsmethoden und zur Diffusion in Ton-

und der Versiegelungsstrecken sowie des Wirtge-

gesteinen befassen. Um die Zusammenarbeit mit

steins überwacht. Die Ergebnisse dieser Überwa-

der Industrie und der Akademie zu fördern und zu

chung müssen auf das Hauptlager übertragbar

verstärken, ist für 2015 geplant, das Treffen der

sein und dienen der Erhärtung des Langzeitsicher-

Steuerungsgruppe des Clay Club zusammen mit

heitsnachweises. Die Ergebnisse aus dem Pilot-

der Jahrestagung der Clay Mineral Society (CMS)

lager bilden somit eine wichtige Grundlage für

durchzuführen. An einem gemeinsamen Work-

den Entscheid zum ordnungsgemässen Verschluss

shop sollen dabei die Erfahrungen der verschiede-

des Lagers.

nen Organisationen auf dem Gebiet der Tonge-

Im Rahmen des schweizerischen Standortauswahl-

steinsforschung ausgetauscht werden.

verfahrens (Sachplan geologische Tiefenlager) werden gegenwärtig sechs geologische Standortgebiete für ein SMA-Lager (schwach und mittel-

Abbildung 27: Ein geologisches Tiefenlager besteht aus einem Hauptlager, einem Pilotlager und einem Felslabor. Ein Tiefenlager für hochaktive Abfälle (wie in der Abbildung schematisch gezeigt) ist 400–900 Meter unter Tage geplant. Schwach- und mittelaktive Abfälle sollen in einer Tiefe von 200–800 Metern eingelagert werden. Quelle: ENSI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

aktive Abfälle) und drei Standortgebiete für ein

Damals wurde die Aufsicht über die Sondier-

HAA-Lager (hochaktive Abfälle) untersucht. Darin

bohrungen durch verschiedene Behörden auf

werden ausschliesslich tonreiche Wirtgesteine vor-

Gemeinde-, Kantons- und Bundesebene wahrge-

geschlagen; Betrachtungen zur Lagerauslegung

nommen. Ziel der Aufsichtskommission war es, die

und Lagerüberwachung (Monitoring) können sich

Aufsichtsarbeiten zu koordinieren und den gegen-

daher auf Aspekte konzentrieren, die in tonigen

seitigen Informationsfluss sicherzustellen. Die kan-

Gesteinen und den vorgesehenen technischen

tonalen und kommunalen Vertreter wurden oft

Barrieren wichtig sind.

von Experten oder Vertretern der lokalen Opposi-

2010 hat das ENSI drei Forschungsprojekte zur

tion begleitet. Eine wesentliche Erkenntnis aus den

Auslegung eines geologischen Tiefenlagers, zum

damaligen Erfahrungen ist die hohe Bedeutung

darin integrierten Pilotlager und zum Monitoring

der Öffentlichkeitsarbeit für das Gelingen strittiger

gestartet, mit denen abgeklärt wird, ob über die

Projekte. Die Information der Bevölkerung sollte

aktuelle Richtlinie zur geologischen Tiefenlage-

auch seitens Behörde, nicht nur seitens Betreiber

rung (ENSI-G03) hinausgehend zusätzliche regula-

erfolgen.

torische Anforderungen zu stellen sind. Alle drei

Im Berichtsjahr wurde ein Vergleich nationaler und

Projekte sind gleichzeitig Teil des Forschungspro-

internationaler Regelungen für das Monitoring

gramms «Radioaktive Abfälle» der Arbeitsgruppe

durchgeführt, basierend auf den IAEA Safety Stan-

des Bundes für die nukleare Entsorgung (Agneb).

dards No. SSR-5, dem Entwurf der IAEA DS 357

Zu zwei Projekten wurden neben den ENSI-Mitar-

und dem Berichtsentwurf der WENRA mit Titel

beitern im Sinne von Anhörungen externe Exper-

«Radioactive Waste Disposal Facilities Safety Refe-

ten des ENSI, Vertreter der Standortkantone sowie

rence Levels Report (SRL)» sowie den schweizeri-

die Nagra beigezogen.

schen Anforderungen an das Pilotlager, die Testbereiche und das Monitoring. Die IAEA SSR-5

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

definieren die Anforderung, dass ein Monitoring

Im Berichtsjahr wurden für die beiden Projekte

gischen Tiefenlagers durchgeführt werden soll. Das

«Pilotlager» und «Lagerauslegung» eine bzw.

Monitoringprogramm soll so entwickelt werden,

sechs Sitzungen abgehalten. Für das Projekt

dass die notwendigen Informationen für den

«Monitoringkonzepte und -einrichtungen» wur-

Schutz von Mensch und Umwelt erfasst und aktua-

den die Aktivitäten des EU-Forschungsprojekts

lisiert werden. Dies beinhaltet die notwendigen In-

«MoDeRn» eng durch das ENSI verfolgt.

formationen für den Schutz des Betriebspersonals,

Das Projekt «Pilotlager: Auslegung und Inventar»

der Bevölkerung und der Umwelt während des Be-

untersucht die notwendigen Anforderungen an

triebs eines Tiefenlagers. Zudem muss aufgezeigt

das Pilotlager, an dessen Platzierung, Bestückung,

werden, dass die Lagerentwicklung den Erwartun-

die wichtigen zu überwachenden Prozesse und Pa-

gen entspricht und damit die Langzeitsicherheit ei-

rameter sowie Möglichkeiten zur Einbeziehung

nes Tiefenlagers nicht beeinträchtigt ist.

von Interessengruppen.

Gemäss IAEA DS 357 muss das Monitoringpro-

Im Berichtsjahr wurden Erfahrungen aus den Auf-

gramm eines Tiefenlagers auf den Sicherheits-

sichtskommissionen für die Tiefbohrungen in der

nachweis ausgerichtet sein und die Ergebnisse

Schweiz erläutert. Über drei Jahrzehnte hat die

müssen wieder in den Sicherheitsnachweis ein-

HSK (als ENSI-Vorgängerorganisation) als eine

fliessen. Das Monitoringprogramm ist durch den

von mehreren relevanten Behörden die Sondier-

Betreiber zu entwickeln und dient vor und wäh-

bohrungen der Nagra begleitet. Aufgabe der

rend der Bauphase der Charakterisierung des ur-

Aufsichtskommissionen war es, zu prüfen, ob

sprünglichen Zustands sowie während und nach

vor und während Bau und Betrieb eines geolo-

die Sondierarbeiten so durchgeführt werden,

dem Betrieb dem Erkennen eines unerwarteten

dass optimale Grundlagen zur Beurteilung der

Systemverhaltens. Pläne sind zu definieren, wie

Sicherheit von späteren Endlagern geschaffen

mit unerwartetem Systemverhalten umgegangen

werden,

wird. Der Betreiber des Tiefenlagers hat der Auf-

die Auflagen der Bewilligung eingehalten wer-

sichtsbehörde periodisch über die Ergebnisse des

den,

Monitoring des Tiefenlagers und allenfalls auftre-

die Bohr- und Verfüllungsarbeiten das natür-

tende unerwartete Ereignisse zu berichten.

liche Isolationsvermögen der geologischen

Das Monitoringprogramm dient dazu, die Funk-

Schichten nicht beeinträchtigen.

tionsfähigkeit der hintereinander gestaffelten

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Barrieren (Mehrfachbarrierensystem) des Tiefenla-

ring-Entwicklungen wie seismische Tomographie

gers während der Bau-, Betriebs- und Verschluss-

und WIFI-Datenübertragungen sowie weiterer

phase hinsichtlich Betriebs- und Langzeitsicherheit

Klärungsbedarf im Rahmen neuer Forschungs-

zu beurteilen. Die Umweltüberwachung ist Teil des

arbeiten (z. B. im Felslabor Mont Terri).

Monitoringprogramms. Die Verantwortung der

Das Projekt «Lagerauslegung» beschäftigt sich

Aufsichtsbehörde liegt in der Definition der Anfor-

mit der Auslegung der verschiedenen Lagerteile

derungen an das Programm, an der Überprüfung

und deren Beziehung zueinander sowie mit der Er-

von dessen Implementierung, der regelmässigen

schliessung und bautechnischen Auslegung der

Kontrolle des Programms und seiner Ergebnisse.

untertägigen Anlagen. Der für die Projektarbeit er-

Gegebenenfalls sind unabhängige Kontrollmes-

stellte umfangreiche Fragebogen zu auslegungsre-

sungen durchzuführen.

levanten Themen bei SMA- und HAA-Lagern

Das Projekt «Auslegung und Inventar des Pilot-

wurde 2013 weiter bearbeitet, der SMA-Fragenteil

lagers» wird voraussichtlich noch bis Ende 2014

wurde abgeschlossen. Die Fragen wurden jeweils

fortgesetzt. Die bisherigen Ergebnisse werden in

seitens der im Projekt beigezogenen Experten zu-

einem Bericht festgehalten.

nächst individuell beantwortet; die Antworten

Das Projekt «Monitoringkonzept und -einrich-

wurden dann anlässlich der Sitzungen fachlich dis-

tungen» fokussiert auf alle Schritte der Über-

kutiert und vom ENSI zusammengefasst.

wachung, angefangen bei einer dem Bau eines

Sicherheitstechnische Aspekte der Zugangsbau-

Felslabors vorangehenden Umweltüberwachung

werke wurden auch 2013 im Rahmen des Projekts

(Erfassung der ungestörten Umweltbedingungen),

diskutiert. Am 12. August 2013 fand ein auf die

der Messung der durch den Bau hervorgerufenen

Teilnehmenden der Regionalkonferenzen ausge-

Veränderungen bis hin zum Messprogramm wäh-

richtetes Forum statt, an dem das Thema der Zu-

rend der Betriebsphase bis zum ordnungsgemäs-

gangsbauwerke präsentiert und Fragen aus den

sen Verschluss des Lagers. Das Projekt soll dem

Regionalkonferenzen beantwortet wurden. Dabei

ENSI einen möglichst breiten und vollständigen

wurde erneut festgehalten, dass sich grundsätzlich

Überblick über mögliche Monitoringkonzepte und

weder für Schächte noch für Rampen generelle si-

-techniken verschaffen. Es soll zudem Entschei-

cherheitstechnische Nachteile ergeben, die die

dungsgrundlagen für die Anforderungen an die

eine oder andere Zugangsvariante massgebend in

Überwachung eines Pilotlagers liefern.

Frage stellen. Im Rahmen der Beantwortung des

Die Aktivitäten des Projekts «Monitoringkonzept

projektinternen Fragebogens wurde beschlossen,

und -einrichtungen» sind eng an die internatio-

zur Vereinfachung der Diskussion eine gemein-

nalen Forschungsaktivitäten und -resultate des

same Terminologie in Form eines Glossars zu erstel-

laufenden EU-Forschungsprogrammes MoDeRn

len. Das Glossar wurde in diversen Sitzungen dis-

(Monitoring Developments for Safe Repository

kutiert und erweitert. Ausserdem wurden Aspekte

Operation and Staged Closure) geknüpft. Der

einer direkten Endlagerung der hochaktiven Ab-

Schwerpunkt der Projektarbeiten des ENSI konzen-

fälle in den Transport- und Lagerbehältern erörtert

trierte sich deshalb wie im Vorjahr auf die Sichtung

und diese Option aufgrund ihrer diversen sicher-

der umfangreichen Ergebnisse aus dem MoDeRn-

heitstechnischen Mängel klar verworfen.

Forschungsprogramm. Im März 2013 fand dazu

Thema projektinterner Diskussionen war auch die

eine internationale Konferenz in Luxembourg

Frage, inwiefern sich verschiedene Lagerteile

statt, an welcher die Schlussresultate des vierjähri-

(HAA- und LMA-Lager, aber auch Lagerteile eines

gen MoDeRn-Projektes präsentiert wurden. Die

Kombilagers) gegenseitig beeinflussen können. Es

Arbeiten des Projektes umfassten 6 Themen-

wurden Aspekte der Gebirgsmechanik, der Tempe-

bereiche zum Monitoring (Strategien bzw. Kon-

ratur, der Hydrogeologie, der Chemie und Gasent-

zepte, Forschung- und Entwicklungsaktivitäten, in-

wicklung betrachtet und festgestellt, dass die

situ Tests und Demonstrationen, Fallbeispiele,

meisten Einflüsse örtlich begrenzt bleiben, folglich

Einbezug der verschiedenen Interessengruppen so-

nur eine beschränkte räumliche Trennung der La-

wie eine Schlussberichterstattung). Eine Vielzahl

gerteile vorgenommen werden muss. Die Frage

der technischen Berichte wurde 2013 fertigge-

der notwendigen Tiefenlage eines Lagers wurde

stellt. Die Veröffentlichung des Schlussberichtes

detailliert betrachtet. Es wurde gefolgert, dass

wird Anfang 2014 erfolgen. Von zentraler Bedeu-

die von der Nagra in Etappe 1 des Sachplans ge-

tung für das ENSI sind die Statusberichte zu den

wählten Tiefenfenster für HAA und SMA sinn-

heute verfügbaren Messtechniken, neue Monito-

voll sind;

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

insbesondere das untere Ende des Fensters von

lungsarbeiten zur Etappe 2 des Sachplans geolo-

den bautechnischen Gegebenheiten abhängt

gische Tiefenlager (d. h. vermutlich 2016) wieder

(dazu wird 2014 ein Fachsymposium veranstal-

aufgenommen. Entsprechende Folgeprojekte sind

tet);

im revidierten Agneb-Forschungsprogramm «Ra-

für das obere Ende des Fensters zusätzlich ver-

dioaktive Abfälle» vorgesehen.

langt werden könnte, dass die Dekompaktionszone erst am Ende des Betrachtungszeitraums

1.7.7 FORGE – Fate of Repository Gases

die Oberkante des einschlusswirksamen Gebirgsbereichs erreicht. Weitere diskutierte Themen umfassten die Aus-

Projektpartner: EU-Forschungsprogramm ENSI-Projektbegleiter: Manuel Lorenzo Sentís

legungsaspekte bezüglich der gesetzlich geforderten «Rückholung ohne grossen Aufwand» sowie

Einleitung

bezüglich langfristiger Unterhaltsarbeiten an den

FORGE ist ein Projekt der EU im Rahmen des 7. Rah-

untertägigen Anlagen.

menprogramms. Es hat zum Ziel, die sicherheitstechnische Bedeutung der durch Gase verursachten

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Prozesse im Nah- und Fernfeld eines Tiefenlagers

Das schrittweise Vorgehen im Sachplan geologi-

aufbau im Tiefenlager oder den Transport von

sche Tiefenlager und bei der anschliessenden Rea-

Gasen und Radionukliden aus dem Tiefenlager ins

lisierung eines geologischen Tiefenlagers schliesst

Wirtgestein. Zum Druckaufbau trägt das durch ein-

die daran angepasste Weiterentwicklung der zuge-

gelagerte Metalle und organische Stoffe erzeugte

hörigen Anforderungen gemäss Stand von Wis-

Gas in einem Tiefenlager bei. Die Arbeiten sind in

senschaft und Technik ein. Die Sicherheit hat dabei

5 Arbeitspakete (Work packages WP) unterteilt:

vertieft zu untersuchen, beispielsweise den Druck-

oberste Priorität. Gemäss Richtlinie ENSI-G03 ist

WP1: Behandlung von Gas in Sicherheitsana-

bei jedem Schritt der Realisierung eines geologi-

lysen

schen Tiefenlagers der aktuelle Stand von Wissen-

WP2: Gasbildung

schaft und Technik zu berücksichtigen und es müs-

WP3: Technische Barrieren

sen auch Alternativen aufgezeigt werden, um die

WP4: Gestörte Wirtgesteine

Wahl der Auslegung, des Monitoringkonzepts und

WP5: Ungestörte Wirtgesteine

der technischen Umsetzung sicherheitstechnisch

24 Partner nehmen an FORGE teil, darunter sind

zu begründen. Mit den drei Projekten wurde eine

neben dem ENSI weitere Aufsichtsbehörden (aus

transparente Diskussionsplattform geschaffen, auf

Belgien, Tschechien und Frankreich) sowie entsor-

der Projektant, Bewilligungsbehörde und betrof-

gungspflichtige Institutionen vertreten. Das Projekt

fene Kantone zusammen mit Experten relevante

wurde im Februar 2009 gestartet und das Ende

Aspekte und Fragestellungen diskutieren. Die Pro-

war ursprünglich für Februar 2013 geplant, aber es

jekte liefern keine unmittelbar für Etappe 2, aber

wurde aufgrund der noch nicht fertiggestellten Ex-

für die späteren Etappen des Sachplanverfahrens

perimente und Berichte bis September 2013 ver-

wichtige Erkenntnisse.

längert. Im Jahr 2013 lag daher der Fokus auf der Finalisierung der technischen Berichte und Publika-

Ausblick

tionen.

Mit dem Abschluss des internationalen EU-For-

Das ENSI nimmt am Arbeitspaket WP1 («Treatment

schungsprojekts MoDeRn und der Verfügbarkeit

of gas in performance assessments») teil. Die

der Schlussberichte können die Ergebnisse nun in

Arbeiten beinhalten eine Bestandsaufnahme der

die Diskussion zur Überwachung des Pilotlagers

aktuellen Kenntnisse über die Gasbildung und den

einfliessen. Für die beiden Projekte «Pilotlager:

Gastransport in einem geologischen Tiefenlager

Auslegung und Inventar» und «Lagerauslegung»

(WP1.1) sowie die Definition und die Durchfüh-

sind 2014 nur noch wenige Sitzungen vorgesehen,

rung von sicherheitstechnisch relevanten Ver-

die die Themen abschliessen und auf die Diskus-

gleichsberechnungen (Benchmark) zum Gastrans-

sion der Schlussberichte ausgerichtet sind. Die in

port (WP1.2).

2014 geplanten Projektabschlüsse stellen vorläufige Haltepunkte dar. Die Arbeiten zu Fragen der Lagerauslegung, zur Konzipierung des Pilotlagers und zum Monitoring werden nach den Beurtei-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 28: Beispiel der Grenzfläche (bezeichnet als «Interfaces»)

Abbildung 29: Modell für die zweite Vergleichsberechnung.

zwischen verschiedenen Materialien aus der zweiten Vergleichsrechnung, umgeben von der Auflockerungszone (Excavation Disturbed Zone EDZ). Quelle: FORGE.

Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes. Quelle: FORGE.

Abbildung 30: Querschnitt des Gitters für das Programm TOUGH2, generiert vom ENSI für die zweite Vergleichsberechnung. Quelle: ENSI.

Abbildung 31: Längsschnitt des Gitters entlang des Betriebstunnels für das Programm TOUGH2, generiert vom ENSI für die zweite Vergleichsberechnung. Quelle: ENSI.

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

ten mit kleinem Volumen, was die numerische

Die Arbeitsgruppe WP1.1 erstellte einen Bericht

Methoden zum Upscaling (Umrechnung auf einen

über den Stand von Wissenschaft und Technik bei

grösseren Massstab) benutzt, indem die Material-

der Gasbildung und dem Gastransport in einem

eigenschaften der Grenzfläche mittels einer Ge-

Tiefenlager. Die durchgeführten Experimente zeig-

wichtung in den nahstehenden Materialien integ-

ten, dass der dilatanzkontrollierte Transport (De-

riert wurden. In der Abbildung 28 wird ein Beispiel

formationen des Porenraums) neben dem Zwei-

von dieser Grenzfläche anhand des Modells für die

phasenfluss für eine realitätsnahe Simulation des

zweite Vergleichsberechnung dargestellt.

Gastransports in einem tonhaltigen Material zu be-

Das ENSI hat sich 2013 intensiv mit der zweiten

rücksichtigen ist.

Vergleichsberechnung beschäftigt. Ein Längsschnitt

Im Arbeitspaket WP1.2 wurden sukzessive Ver-

des dreidimensionalen Systems wird in Abbildung

gleichsberechnungen durchgeführt, ausgehend von

29 dargestellt.

einem zweidimensionalen System bis hin zu einer

Für die Modellierung wurde die parallelisierte

Modellierung des gesamten Tiefenlagersystems.

Version des Zweiphasenfluss-Rechenprogramms

Insgesamt wurden im Laufe des FORGE-Projekts

TOUGH2 verwendet. Die Erstellung eines Gitters

drei Benchmarks definiert. In diesen wird der Ein-

für dieses Programm ist aufwändig, weil detail-

fluss der Grenzflächen («interface») zwischen der

lierte Angaben zu geometrischen Eigenschaften

Auflockerungszone und dem Tiefenlagerbehälter

zwischen Nachbar-Gitterelementen, wie zum Bei-

betrachtet. Die Grenzflächen haben einen Einfluss

spiel gemeinsame Oberfläche, Distanzen zwi-

auf die Resultate, sind aber wegen ihrer Vielzahl

schen den Zentren der Gitterelemente, etc., an-

numerisch aufwändig zu modellieren. Denn mit

gegeben werden müssen. In Abbildung 30 und

diesen wächst auch die Anzahl von Gitterelemen-

Abbildung 31 werden Abschnitte des für diese

Stabilität beeinträchtigt. Es wurden deswegen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 32:

Vergleichsberechnung verwendeten Gitters ge-

Berechnete Gasdrücke vom ENSI und einem Vergleichsteam in der Mitte des Modells. Quelle: ENSI.

zeigt. Das ENSI hat für diese Simulationen eine neue Methode zur Erstellung des Gitters implementiert. In Abbildung 32 und Abbildung 33 werden die Resultate der Simulation für Gasdruckwerte dargestellt und mit den Resultaten eines Teams verglichen, das auch mit dem Programm TOUGH2 gerechnet hat. In beiden Berechnungen wurde die Grenzfläche nicht explizit berücksichtigt, sondern in die umgebenden Elemente integriert. Die Integration dieser Grenzfläche im Modell wurde vom ENSI und vom Vergleichsteam unterschiedlich gemacht, und das ist einer der Gründe für die kleinen

Abbildung 33: Berechnete Gasdrücke vom ENSI und einem Vergleichsteam am Rand des Modells. Quelle: ENSI.

Unterschiede in den Resultaten. Die Resultate zeigen höhere Gasdrücke in den Berechnungen des ENSI in der Mitte des Modells und tiefere Werte am Rand des Modells. Der Grund dafür ist eine schnellere Verteilung des Gases beim Modell des Vergleichsteams, was wiederum auf die unterschiedliche Implementierung der Grenzfläche zurückzuführen ist. Weitere ENSI-Resultate zum Verlauf der Gasdrücke an verschiedenen Punkten des Lagersystems werden in Abbildung 34 gezeigt. Die Resultate aller Teams werden in einem Schlussbericht des Projekts dokumentiert. Der von den Teams berechnete Gasdruck zeigt Unterschiede,

Abbildung 34:

wenn sie nicht dieselben Rechencodes und vor al-

ENSI-Resultate für die Gasdrücke an verschiedenen Punkten des Modells. Die Lage der Punkte ist im unteren Bild dargestellt. Quelle: ENSI.

lem verschiedene Vereinfachungen verwenden. Im Vergleich zum Gasdruck sind die Unterschiede für den Gasdurchfluss zwischen den Teams deutlich grösser (eine Grössenordnung).

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Die in einem geologischen Tiefenlager eingelagerten Metalle und organischen Stoffe produzieren durch Korrosionsprozesse oder aufgrund des Stoffwechsels von vorhandenen Mikroorganismen Gase wie Wasserstoff und Methan in den Einlagerungsstollen. In dichten Wirtgesteinen kann dieses Gas nur langsam abgeführt werden, und es kommt zu einem Druckaufbau in den Lagerstollen. Die für die Langzeitsicherheit eines Tiefenlagers wichtige Frage ist, ob durch diesen Druckaufbau die Rückhaltefähigkeit des Wirtgesteins in Folge der Bildung von Rissen gefährdet wird. Das Projekt FORGE bietet dem ENSI Gelegenheit,

kann das ENSI einerseits neue Modelle erstellen, die

sich bezüglich aller relevanten Fragestellungen im

für Berechnungen zum Gastransport in den nächs-

Bereich von Gasbildung und Gastransport in Tie-

ten Etappen des Sachplans eingesetzt werden kön-

fenlagern auf dem neusten Stand von Wissenschaft

nen. Andererseits ermöglicht dieses Projekt, Re-

und Technik zu halten (Arbeitspaket WP1.1). Mit

chenprogramme und Modelle kennenzulernen, die

den Kenntnissen aus dem Arbeitspaket WP1.2

andere Projektteilnehmer benutzen. Die Erkennt-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

nisse dieser Arbeiten werden somit in die Überprü-

chemische Prozesse (THMC) in geologischen Syste-

fung der Dokumente der Nagra im Rahmen des

men vertiefen und die Fähigkeit zur numerischen

Sachplans Geologische Tiefenlager einfliessen.

Modellierung dieser Prozesse zu verbessern. DECO-

Weitere Informationen über das EU-Projekt FORGE

VALEX ist ein Akronym für «DEvelopment of COup-

sind im Internet unter www.bgs.ac.uk/forge/

led models and their VALidation against EXperi-

home.html erhältlich.

ments in nuclear waste isolation». Das Projekt begann auf Anregung der schwedischen Aufsichts-

Ausblick

behörde 1992 mit der Phase I. Es hat seitdem ent-

Aus Sicht des ENSI ist das Projekt FORGE ein gros-

scheidend dazu beigetragen, Programme zur nu-

ser Fortschritt in der Erforschung der Gasbildung

merischen Modellierung gekoppelter Prozesse zu

und des Gastransports in einem geologischen Tie-

entwickeln und zu verbessern. An dem Projekt sind

fenlager. Die Ergebnisse der Experimente konnten

Entsorgungspflichtige für radioaktive Abfälle und

jedoch nur teilweise mit den Resultaten von Be-

Aufsichtsbehörden aus verschiedenen Ländern Eu-

rechnungen bestätigt werden. Das zeigt, dass

ropas, Asiens und Amerikas beteiligt.

noch weitere Forschungsarbeiten nötig sind, um

Im April 2012 begann die bis 2015 andauernde

den Gastransport besser zu verstehen. Es laufen

Phase VI des DECOVALEX-Projektes. Neben dem

zurzeit andere EU-Projekte wie PEBS (Long-term

ENSI nehmen weitere neun Organisationen, die das

Performance of the Engineered Barrier System)

Projekt finanzieren, teil. Diese sogenannten Fun-

und Experimente wie GAST (Gas Permeable Seal

ding Organisations können wiederum zusätzliche

Test) im Felslabor Grimsel, die sich mit diesen The-

Forschungsteams beauftragen und finanzieren.

men beschäftigen. In europäischen Felslabors, wie

Für DECOVALEX-2015 wurden fünf Aufgaben de-

in der Schweiz (Mont Terri, Grimsel), Frankreich,

finiert:

Schweden, Belgien und Finnland, werden verschie-

Task A: Versiegelungsexperiment in Tournemire

dene Experimente zum Thema Gasbildung und

(SEALEX in-situ Test) vorgeschlagen durch IRSN

Gastransport durchgeführt.

(Frankreich); Task B1: Heizexperiment in Mont Terri (HE-E in-

1.7.8 DECOVALEX-2015 Project

situ heater test) vorgeschlagen durch EU-Projekt PEBS;

Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule

Task B2: Technische Barrieren-Experiment in Ho-

(KTH), Stockholm

ronobe URL (EBS experiment) vorgeschlagen

ENSI-Projektbegleiter: Bastian Graupner

durch JAEA (Japan); Task C1:THMC-Modellierung von Gesteinsklüf-

Einleitung

ten vorgeschlagen durch das Lawrence Berkeley

Das Projekt DECOVALEX ist eine internationale For-

National Laboratory (USA);

schungskooperation, die von der KTH in Stockholm

Task C2: Standortcharakterisierung (Bedrichov

koordiniert wird. Sie soll das Verständnis für gekop-

Tunnel in-situ experiment) vorgeschlagen durch

pelte thermische, hydraulische, mechanische und

RAWRA (Tschechien).

Abkürzung Organisation

Land

Funktion

BGR & UFZ

Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe zusammen mit dem Helmholtzzentrum für Umweltforschung

Deutschland

Geowissenschaftlicher Dienst

CAS

Chinese Academy of Sciences

China

Forschungseinrichtung

DOE

U.S. Department of Energy & Lawrence Berkeley National Laboratory

USA

Betreiber

ENSI

Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat

Schweiz

Aufsichtsbehörde

IRSN

Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

Frankreich

Forschungseinrichtung der Aufsichtsbehörde

JAEA

Japan Atomic Energy Agency

Japan

Betreiber

KAEA

Korea Atomic Energy Research Institute

Korea

Forschungseinrichtung

NDA

Nuclear Decommissioning Authority

Grossbritannien

Betreiber

U.S.NRC

U.S. Nuclear Regulatory Commission

USA

Aufsichtsbehörde

RAWRA

Radioactive Waste Repository Authority

Tschechien

Betreiber

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 35: Räumliche Verteilung der berechneten Temperatur, des Porenwasserdrucks und der Verschiebung in X- und Z-Richtung beim HE-D-Experiment nach einer Heizperiode von 260 Tagen.

Abbildung 36: Vergleich der gemessenen (Symbole) und der berechneten (Linien) Temperaturentwicklung der teilnehmenden Teams für die Messpunkte HEDB03 (links, 1.11 m entfernt vom Heizelement) und HEDB14 (rechts, 0.77 m entfernt vom Heizelement).

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Aufgabe B1 wurden vier Teilaufgaben definiert.

Das ENSI nimmt mit sieben weiteren Organisatio-

die zum Opalinuston basierend auf dem früheren

nen an der Aufgabe B1 teil. Es möchte mit dem

HE-D-Experiment des Projekts Mont Terri. Alle

Projekt die Weiterentwicklung der eigenen Model-

Messungen wurden von der ANDRA durchgeführt

lierfähigkeiten insbesondere für die Langzeitent-

und dem Projekt DECOVALEX-2015 zur Verfügung

wicklung des Nahfelds im Umfeld eines geologi-

gestellt. In Aufgabe 1b wird basierend auf experi-

schen

Tiefenlagers

vorantreiben.

Aufgabe 1a befasst sich mit einer Simulationsstu-

einem

mentellen Daten das THM-Verhalten von Bentonit

Heizexperiment wie B1 führt die zunehmende

Bei

numerisch simuliert. Die Aufgaben 2 und 3 wer-

Temperatur zu einer Ausdehnung des Gesteins so-

den sich dann mit der Simulation des HE-E-Experi-

wie zum Absinken der Dichte und Viskosität von

ments befassen.

Wasser. Beide Folgen beeinflussen sich auch ge-

Das Projektziel des Berichtsjahres war der Ab-

genseitig, so dass eine gekoppelte Berechnung der

schluss der Bearbeitung der Aufgabe B1-1a sowie

thermischen, hydraulischen und mechanischen

der Beginn der Arbeiten zu B1-1b, deren Abschluss

Prozesse (THM) notwendig ist.

bis April 2014 vorgesehen ist. Das dabei betrach-

Ziel der Aufgabe B1 ist es, das gekoppelte THM-

tete HE-D-Experiment ist ebenfalls ein Heizexperi-

Verhalten von Bentonit und Opalinuston des HE-E-

ment, bei dem die Heizelemente direkt im Opali-

Heizexperiments im Felslabor Mont Terri nume-

nuston installiert wurden. Dadurch ist es möglich,

risch zu simulieren und mit Messungen zu

das THM-Verhalten des Opalinustons isoliert zu be-

vergleichen. Für die schrittweise Bearbeitung der

trachten. Bei dem Experiment wurden die Tempe-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 37: Deckenschotter-Vorkommen des Stadler Bergs sowie des Irchel im Zürcher Unterland. Die Erosionsreste der Deckenschotter bilden hochgelegene Plateauflächen in der Landschaft, was heute besonders eindrucksvoll am Irchel, nordöstlich von Bülach, zu erkennen ist. Im Gelände zeigen sich die Deckenschotter meist als steile Klippen aus verbackenem, zementiertem Schotter (kleines Bild); grüner Punkt: Säugetierfundstelle Irchel-Hasli. Quellen: Deckenschotter-Vorkommen aus Nagra (2011), Kartendaten und Höhenschummerung Bundesamt für Landestopografie. Reproduziert mit Bewilligung des Bundesamts für Landestopografie swisstopo (Bewilligungsvermerk: © 2014 swisstopo BA140019).

ratur, der Porenwasserdruck und die Spannungs-

nisse des ENSI mit den Messwerten und mit den

änderung an mehreren Stellen in der Umgebung

anderen Teams zeigt eine gute Übereinstimmung.

der Bohrung gemessen (Abbildung 35). Ziel der

Die Ziele der abgeschlossenen Bearbeitungsphase

Aufgabe ist ein verbessertes Verständnis der ablau-

wurden damit erreicht.

fenden gekoppelten THM-Prozesse im Opalinuszelnen Prozesse.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

In Abbildung 36 ist der Vergleich der gemessenen

Die Teilnahme am Projekt DECOVALEX-2015 hat

Temperatur mit den Berechnungsergebnissen aller

für das ENSI eine hohe Bedeutung. Die Bearbei-

teilnehmenden Teams für zwei Sensoren dargestellt.

tung der Aufgaben im Task B1 vertieft die interne

Dabei werden die anisotropen Eigenschaften des

Fachkompetenz hinsichtlich der für die Langzeit-

Opalinustons deutlich. Die Wärmeleitung parallel

Sicherheitsbetrachtung relevanten Modellierung

(linkes Bild) ist höher als senkrecht zur Schichtung

von THMC-Prozessen im Bentonit und im Opali-

(rechtes Bild). Daher ist die Temperaturentwicklung

nuston. Diese und ähnliche Modelle werden zur si-

über die Zeit trotz der unterschiedlichen Distanz

cherheitstechnischen Beurteilung der geplanten

zum Heizelement ähnlich. Der Vergleich der Ergeb-

Tiefenlagerprojekte eingesetzt. DECOVALEX-2015

nisse zeigt eine gute Übereinstimmung zwischen

stärkt die internationale Vernetzung des ENSI. So

den Teams, wobei die Ergebnisse senkrecht zur

konnten gute Kontakte zum Lawrence Berkeley

Schichtung etwas grössere Abweichungen zwi-

National Laboratory (USA), zur U.S.NRC, zur IRSN

schen den Teams aufweisen.

und zur BGR/UFZ aufgebaut werden.

ton sowie die Parameterbestimmung für die ein-

Die Bearbeitung des Projekts DECOVALEX-2015 ist derzeit plangemäss und der Vergleich der Ergeb-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Ausblick

besonders interessant. Sie wurden zu einer Zeit ab-

Im nächsten Jahr wird die Aufgabe B1-1b (Heizex-

gelagert, als die Landschaftsoberfläche im nördli-

periment mit Bentonit) abgeschlossen und mit der

chen Alpenvorland um mehrere hundert Meter hö-

Aufgabe B1-2 (HE-E Experiment) begonnen. Die Ar-

her lag als heute. Seither wurde die Oberfläche bis

beiten des ENSI werden im Jahr 2014 und 2015

zum heutigen Niveau abgetragen, so dass die De-

durch ein Forschungsteam der Universität Kiel un-

ckenschotter nur mehr als Erosionsreste auf einzel-

terstützt, welches sich insbesondere mit der Sensiti-

nen Bergen erhalten sind, wie zum Beispiel auf

vität der Modellergebnisse bezüglich der Ungewiss-

dem Irchel im Kanton Zürich (Abbildung 37). Von

heiten in den Materialparametern befassen wird.

der Ablagerungszeit der Deckenschotter kann auf die langfristige Abtragung des nördlichen Alpen-

1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland

vorlands geschlossen werden. Aufgrund der Lage der Deckenschotter ist klar, dass sie älter sein müssen als die grosse Masse eiszeitlicher Ablagerun-

Auftragnehmer: Institut für Geologie,

gen, welche die heutigen Flusstäler füllen. Doch

Universität Bern

war eine Datierung aufgrund fehlender Methoden

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert

bisher nicht möglich. Die bislang verfügbaren Da-

Bericht der Forscher in Anhang A

tierungsverfahren funktionieren nur für deutlich

jüngere Schichten, deren Alter häufig mit der Ra-

Einleitung

diokohlenstoff-Methode (14C) und der Methode

Die Nordschweiz, in der fünf der sechs Standortge-

der optisch stimulierten Lumineszenz (OSL) be-

biete für geologische Tiefenlager liegen, ist teilweise

stimmt werden können. Diese Methoden eignen

bedeckt mit den Sedimenten der quartären Eiszei-

sich für maximale Alter von circa 50 000 (14C) bzw.

ten. Die klassische Aufteilung der Ablagerungen in

200 000 Jahre (OSL).

vier grosse Eiszeiten ist in den letzten Jahrzehnten

Um die deutlich älteren Deckenschotter zu datie-

durch ein differenzierteres Bild von mehr als einem

ren, wurde seitens ENSI und der Universität Bern

Dutzend Eisvorstössen ersetzt worden (Preusser et

ein Forschungsprojekt zur Datierung mittels der

al. 2011). Während der Vorstösse wurden Täler zum

kosmogenen Beryllium- und Aluminium-Nuklide

Teil mehrfach ausgeräumt und anschliessend wieder

gefüllt. Um sowohl die Dynamik der glazialen Ero-

unter idealen Voraussetzungen die Datierung von

sion zu verstehen als auch genauere Erosionsraten

Sedimenten mit einem Alter von bis zu 5 Mio. Jah-

bestimmen zu können, müssen die Alter der einzel-

ren (Dehnert und Schlüchter 2008). Das Projekt

nen quartären Schichten bekannt sein.

wird im Rahmen einer Dissertation am Institut für

Für die Entwicklung der Landschaft im nördlichen

Geologie der Universität Bern bearbeitet und soll

Alpenvorland sind die sogenannten Deckschotter

anhand von mehreren Schlüssellokalitäten die Al-

Be und 26Al gestartet. Diese Methodik ermöglicht

Abbildung 38: Probenahme der Höheren Deckenschotter auf dem Irchel in der ehemaligen Kiesgrube Steig. Die steilstehenden Wände der Grube verlangten nach – für Quartärgeologen – eher ungewöhnlichen Probenahmetechniken. Foto: S. Ivy-Ochs.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

ter der verschiedenen Deckenschottersedimente

probt (vgl. Abbildung 37). Am Stadler Berg wurden

bestimmen. Gleichzeitig soll die Frage beantwortet

in der ehemaligen Kiesgrube Summerhalden 16

werden, ob die vorhandenen Schotter in einer ein-

Proben entnommen, auf dem Irchel 9 Proben im

zigen Phase oder mehreren zeitlich voneinander

Aufschluss Hütz sowie 20 weitere in der aufgelas-

getrennten Phasen abgelagert wurden. Mit Hilfe

senen Kiesgrube Steig (Abbildung 38). Die Vor-

der Resultate sollen anschliessend Erosionsraten

kommen am Irchel sind für das Projekt von zentra-

bestimmt und diese (unter Annahme einer erosi-

ler Bedeutung, da dort 1994 Säugetierreste

ven Kompensation der Hebung) mit den geodä-

gefunden wurden (Fundstelle in Abbildung 37

tisch bestimmten aktuellen Hebungsraten vergli-

grün markiert), mit deren Hilfe das Alter der De-

chen werden.

ckenschotter auf ungefähr 1.8–2.6 Millionen Jahre eingegrenzt werden konnte (Bolliger et al. 1996).

Projektziele des Berichtsjahres und deren Umsetzung

Diese indirekte Datierung ist bis heute die einzig

Bereits im Herbst 2012 wurden, in Zusammenar-

ter-Vorkommen der Nordschweiz.

beit mit dem Institut für Prähistorische und Natur-

Um Gesteine mittels kosmogener Nuklide datieren

wissenschaftliche Archäologie der Universität Ba-

zu können, müssen sie durch aufwändige physika-

sel, ein Vorkommen der Tieferen Deckenschotter

lische und chemische Verfahren aufbereitet wer-

an der südöstlichen Stadtgrenze von Pratteln bei

den. Die Extraktion der in geringen Spuren im be-

Basel beprobt. Hierzu wurden 8 Sedimentproben

probten Quarz enthaltenen Nuklide

entnommen. An der Lokalität wurde 1974 ein

benötigt im Regelfall zwei bis drei Wochen, wobei

Faustkeil gefunden. Dieser soll nun indirekt durch

immer nur ein Satz aus maximal acht Proben zu-

die Bestimmung des Alters der Fundschicht datiert

gleich bearbeitet werden kann (Abbildung 39). Die

werden. Aus archäologischen Überlegungen her-

geringen Messfehler (s. u.) belegen, dass die Prä-

aus wird bisher ein Alter von 300 000 bis 400 000

parationsarbeiten sehr gewissenhaft ausgeführt

Jahren angenommen. Damit wäre der Faustkeil

wurden.

von Pratteln eines der ältesten erhaltenen Werk-

Bei der Probenaufbereitung wurde das Verfahren

zeuge der Schweiz. Die Deckenschotter-Vorkom-

optimiert: Mittels Massenspektrometer (Abbildung

men bei Pratteln gehören nicht zu den Schlüssello-

40) werden die Verhältnisse von

kalitäten des Forschungsprojekts, bieten jedoch

von Al zu Al gemessen. Je höher diese Verhält-

eine wertvolle Gelegenheit, die Methode der Al-

nisse, d. h. je mehr 10Be bzw. 26Al in der Probe ent-

tersbestimmung mittels kosmogener Nuklide im

halten ist, desto präziser kann die Nuklidkonzen-

Bereich der Archäologie zu testen.

tration und damit das Alter der Gesteine bestimmt

Im Frühjahr 2013 wurden nach intensiver Vorer-

werden. Das nicht-kosmogene 9Be wird erst wäh-

kundung die Vorkommen der Höheren Decken-

rend der Probenaufbereitung hinzugefügt, weil es

schotter am Stadler Berg sowie auf dem Irchel be-

nicht schon in den Proben enthalten ist; dadurch

verfügbare Alterseinstufung für die Deckenschot-

Be und

Be zu 9Be bzw.

kann ein für die Messung geeignetes 10Be/9Be-VerAbbildung 39: Berylliumoxid-Extrakt aus 100 g hochreinem Quarz bzw. aus ursprünglich 300 bis 400 g unaufbereitetem Probenmaterial. Durchmesser des Glastiegels: 5 mm, Foto: A. Dehnert.

hältnis hergestellt werden. Zur Messung des 26

Al/27Al-Verhältnisses muss hingegen kein Alumi-

nium künstlich der Probe beigefügt werden, da das Mineral Quarz natürlicherweise nicht-kosmogenes 27

Al in grösseren Mengen enthält. Bei der chemi-

schen Aufbereitung der Proben muss vielmehr darauf geachtet werden, den 27Al-Anteil effizient zu reduzieren, was üblicherweise nur schwer zu erreichen ist. In Zusammenarbeit mit der Gruppe für Ionenstrahlphysik der ETH Zürich (LIP) konnte durch gezielte Anpassungen bei der chemischen Behandlung des Probenmaterials dennoch eine substanzielle Abreicherung an

Al erreicht werden. Hier-

durch können zukünftig auch Bestimmungen von sehr kleinen

Al-Konzentrationen mit der not-

wendigen Genauigkeit erfolgen. Zusätzlich zu den erfolgten Optimierungen bei der Probenauf-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 40: Blick in die Messhalle der Gruppe für Ionenstrahlphysik der ETH Zürich (LIP). Zu sehen sind verschiedene Messanordnungen zur Detektion unterschiedlicher Nuklide. Quelle: LIP Homepage, C. Vockenhuber (http:// www.ams.ethz.ch/ instruments/index).

bereitung werden durch das LIP gegenwärtig An-

passungen am Teilchenbeschleuniger bzw. am

vanz der ersten Ergebnisse in Bezug auf die Frage

Al mit Erfolg angewendet werden kann. Die Rele-

Al-Be-

der langfristigen Erosionsraten im Gebiet der Nord-

stimmung der Lokationen Stadler Berg und Irchel

schweiz kann jedoch erst nach Vorliegen der 26Al-

werden daher ab Frühjahr 2014 erwartet.

Messungen (siehe Ausblick) beurteilt werden.

Messablauf vorgenommen. Resultate der

Mit Hilfe eines von Hidy et al. (2010) veröffentlichsuchten Profile Pratteln und Stadler Berg erste

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Alterseinstufungen anhand der vorliegenden 10Be-

Die geologischen Standortgebiete zur Entsorgung

Messresultate abgeleitet werden. Da zur vollstän-

radioaktiver Abfälle liegen mit einer Ausnahme in

digen Datierung mittels kosmogener Nuklide die

der Nordschweiz. Geodäsie-Messungen weisen

Konzentrationen von mindestens zwei verschiede-

dort auf aktuelle Hebungsraten im Bereich von 0.0

ten Berechnungsverfahrens konnten für die unter-

nen Nukliden, bei dieser Studie Be und Al, be-

bis 0.2 mm pro Jahr hin. Für die Beurteilung der

kannt sein müssen, sind die resultierenden Alter als

Langzeitsicherheit geologischer Tiefenlager müs-

Minimalalter zu verstehen.

sen Prognosen für die zukünftige Hebung (und

Die Tieferen Deckenschotter bei Pratteln weisen

gleichzeitige Erosion) erstellt werden. Diese Pro-

demnach ein Minimalalter zwischen 240 000 und

gnosen orientieren sich an den langfristigen Ero-

300 000 Jahren auf. Dieses Ergebnis ist in Überein-

sions- und Hebungsraten der Vergangenheit. Bei

stimmung mit der archäologischen Einstufung der

einem Lager für schwach- und mittelaktive Abfälle

Fundschicht auf ein Alter von 300 000 bis 400 000

(SMA) sind dabei die letzten 100 000 Jahre, beim

Jahre. Die Ablagerungen der Höheren Decken-

Lager für hochaktive Abfälle (HAA) die letzten

schotter am Stadler Berg konnten mit Hilfe der

1 000 000 Jahre relevant. Für die Bestimmung

Be-Resultate auf ein Minimalalter von 1.4 ± 0.2

langfristiger Hebungsraten sind die Deckenschot-

Millionen Jahren datiert werden. Auch dieser Wert

ter als älteste und heute am höchsten gelegene

widerspricht nicht dem mittels Fossilien bestimm-

quartäre

ten Altersbereich von 1.8 bis 2.6 Millionen Jahre.

prädestiniert. Sie sollen aufzeigen, ob die heute

Beide noch vorläufigen Alterswerte stellen bedeu-

gemessenen Hebungsraten einer nur kurzfristig

tende Meilensteine für die Schweizer Quartärfor-

gültigen Rate oder einem mit langfristigen Raten

schung dar: Sie sind die ersten direkten Altersbe-

vergleichbaren Wert entsprechen. Die Forschungs-

stimmungen der vermutlich ältesten eiszeitlichen

ergebnisse fliessen in die Bewertung der Standort-

Ablagerungen der Schweiz. In Bezug auf das For-

gebiete ein und dienen damit unmittelbar der Auf-

schungsprojekt zeigen die Resultate, dass die Da-

sichtstätigkeit des ENSI.

tierung mittels der kosmogenen Nuklide Be und 10

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Ablagerungen

des

Alpenvorlandes

Ausblick Im Frühjahr 2014 wird mit Ergebnissen zu den ausstehenden

Be- (Irchel) und

Al-Bestimmungen

(Pratteln, Stadler Berg und Irchel) gerechnet. Sobald diese mit ausreichender Messgenauigkeit vorliegen, können die jetzigen Alterseinstufungen (Pratteln und Stadler Berg) überarbeitet werden. Für den Irchel sind die ersten direkten Altersbestimmungen überhaupt zu erwarten. Auf Basis dieser Erkenntnisse sollen anschliessend weitere Schlüssellokalitäten ausgewählt und beprobt werden. Der Fokus der zweiten Beprobungskampagne wird sich nach derzeitigen Überlegungen auf die Tieferen Deckenschotter konzentrieren. 80

Literatur Bolliger T., Feijar O., Graf H., Kälin D. (1996): Vorläufige Mitteilung über Funde von pliozänen Kleinsäugern aus den höheren Deckenschottern des Irchels (Kt. Zürich). Eclogae Geologicae Helvetiae 89, 1043–1048. Dehnert A., Schlüchter C. (2008): Sediment burial dating using terrestrial cosmogenic nuclides. E&G Quaternary Science Journal 57, 210–225. DOI: 10.3285/eg.57.1–2.8. Hidy A.J., Gosse J.C., Pederson J.L., Mattern J.P., Finkel R.C. (2010): A geological constrained Monte Carlo approach to modelling exposure ages from profiles of cosmogenic nuclides: An example from Lees Ferry, Arizona. Geochemistry, Geophysics, Geosystems 11, Q0AA10. DOI: 10.1029/2010GC003084 Nagra (2011): GIS-Kompilation der Deckenschotter-Vorkommen im nördlichen Alpenvorland, Nagra unpubl. Interner Bericht, Nationale Genossenschaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle, Wettingen. Preusser F., Graf H.R., Keller O., Krayss E., Schlüchter C. (2011): Quaternary glaciation history of northern Switzerland. E&G Quaternary Science Journal 60, 282-305. DOI: 10.3285/eg.60.2–3.06.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen Abbildung 1: Der Sitz der Kernenergieagentur NEA der OECD in Issyles-Moulineaux bei Paris. Quelle: NEA.

Das ENSI ist in ein internationales Netzwerk zur Er-

Die internationale Ereignisskala INES wurde zur

fassung und Verbreitung von Betriebserfahrung

Einstufung von nuklearen und radiologischen

eingebunden. Über diesen Verbund erhält das ENSI

Ereignissen erstellt und dient als Kommunika-

Information aus Kernanlagen rund um den Globus

tionsmittel gegenüber der Öffentlichkeit. Die

und stellt im Gegenzug Betriebserfahrung aus

Berichte über Vorkommnisse werden in einer

Schweizer Kernanlagen zur Verfügung. Vorkomm-

Datenbank gesammelt, welche den Mitglieds-

nisse sind ein wichtiger Bestandteil dieser Betriebs-

ländern zur Verfügung steht.

erfahrung. Zwei wesentliche Knotenpunkte dieses

Das Netzwerk der nationalen IRS-Koordinatoren

Netzwerks sind Dienste der Internationalen Atom-

und INES-Beauftragten ermöglicht einen raschen

energieorganisation IAEA mit Sitz in Wien in Zu-

Informationsaustausch nach dem Auftreten von

sammenarbeit mit der Nuclear Energy Agency NEA

Ereignissen. Die Mitgliedsländer der IAEA haben

der OECD mit Sitz in Issy-les-Moulineaux bei Paris

sich verpflichtet, Vorkommnisse von globalem In-

(Abbildung 1):

teresse oder ab der INES-Stufe 2 zeitnah an die

Das Incident Reporting System IRS sammelt Be-

IAEA zu melden. Die IAEA ihrerseits verbreitet ak-

richte über Vorkommnisse, bereitet diese auf und

tuelle Meldungen öffentlich über ihre News-Web-

stellt sie in einer Datenbank den Mitgliedslän-

site (http://www-news.iaea.org/).

dern zur Verfügung. Die Vertreter der Mitglieds-

Im Kalenderjahr 2013 wurden der IAEA 24 Vor-

länder (IRS-Koordinatoren) treffen sich periodisch

kommnisse der INES-Stufen 2 oder höher gemel-

zum internationalen Erfahrungsaustausch.

det:

INES-Stufe Bezeichnung

Kurzbeschreibung

Zwischenfall

Die meisten Vorkommnisse waren auf Bestrahlung von Personen mit resultierenden Strahlendosen oberhalb der zulässigen nationalen Grenzwerte in Industrie und Medizin zurückzuführen. Zwei Vorkommnisse standen im Zusammenhang mit dem Diebstahl von Strahlenquellen. Bei einem Vorkommnis wurden Schwächen in der Auslegung eines abgestellten Forschungsreaktors in den Niederlanden entdeckt, bei dem Brüche in den Entwässerungsleitungen des Reaktorbehälters nicht analysiert worden waren. Der Forschungsreaktor wurde in der Zwischenzeit nachgerüstet und die Störfallanalysen ergänzt.

ernsthafter Zwischenfall

In zwei Fällen kam es in der Industrie zur Bestrahlung von Personal deutlich über die zulässigen Grenzwerte hinaus, was deterministische Strahlenauswirkungen (z.B. Hautrötung, Hautverbrennung oder Übelkeit bzw. Erbrechen) zur Folge hatte. Im dritten Fall handelte sich um die Leckagen von kontaminiertem Wasser, die im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi 2013 zu verzeichnen waren. Das Ausmass der aufgetretenen Radioaktivität begründet die Klassierung auf Stufe 3 der INES-Skala.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Seit dem Jahr 2008 gibt es in Europa einen weite-

eine Hautkontamination festgestellt. Die Person

ren Knotenpunkt im Erfahrungsnetzwerk: das Eu-

hat, als Vorbereitung für zerstörungsfreie Prüfun-

ropean Clearinghouse on Operational Experience

gen, Schleifarbeiten an mehreren Gegenständen

Feedback mit Sitz im niederländischen Petten, bei

durchgeführt.

dem das ENSI seit März 2013 die Funktion des

Die radioaktive Kontamination wurde sofort ent-

Chair of Technical Board and Steering Committee

fernt. Die Hautdosis liegt vermutlich über dem Jah-

übernommen hat. Diese Institution unterstützt ihre

resgrenzwert für die Haut von 500 mSv. Das fran-

Mitglieder bei der Bereitstellung und Umsetzung

zösische Institut de Radioprotection et de Sûreté

von Betriebserfahrung auf nationaler Ebene und

Nucléaire IRSN wird das Vorkommnis näher unter-

führt Analysen zu Schwerpunktthemen durch.

suchen. Die akkumulierte Ganzkörperdosis liegt

Als weitere Informationsquellen dienen perio-

dennoch in jedem Fall unter dem Jahresgrenzwert.

dische Berichte oder Mitteilungsorgane auslän-

Die erhaltene Strahlendosis erfordert nicht zwin-

discher Anlagen und Behörden sowie die Teil-

gend medizinische Massnahmen, die Person soll

nahme an internationalen Arbeitsgruppen, wie

aber trotzdem vorbeugend weiter untersucht wer-

beispielsweise die Working Group on Operational

den.

Experience WGOE der NEA. Auch Pressemeldun-

Die französische Aufsichtsbehörde ASN führte am

gen werden systematisch nach Vorkommnissen

26. April 2013 als Folge des Vorfalles eine Inspek-

durchsucht. Liegen solche vor, wird versucht, über

tion in Blayais durch und kontrollierte dabei, ob der

das fachliche Netzwerk nähere Informationen über

Betreiber Électricité de France EDF und die betrof-

den Vorfall einzuholen.

fene Fremdfirma die erforderlichen Massnahmen

Das ENSI verfolgt kontinuierlich eingehende

für die medizinische Kontrolle getroffen und mög-

Meldungen über Vorkommnisse in ausländischen

liche Ursachen zum Vorkommnis analysiert hatten.

Anlagen und wertet diese durch Fachgruppen und

Das Vorkommnis wurde auf der Stufe 2 der INES-

-spezialisten aus. Es klärt, ob ein Vorkommnis

Skala klassiert.

Auswirkungen auf die Schweiz oder Relevanz für

Das ENSI stellt fest, dass gründliche Kontamina-

Schweizer Anlagen hat, und falls ja, welche Mass-

tionsmessungen an Material, Ausrüstung (vor,

nahmen eingeleitet werden müssen.

während und nach der Arbeit) und Personal unab-

Die Betreiber von Kernanlagen haben sich ihrer-

dingbar sind. Die Präsenz und aktives Interagieren

seits zum Verband der «World Association of Nuc-

des Strahlenschutzpersonals am Arbeitsort, wie es

lear Operators» (WANO) zusammengeschlossen,

in der Schweiz üblich ist, ist eine Voraussetzung,

der über ein eigenes Informationsnetzwerk für

um Vorfälle wie in Blayais zu verhindern oder min-

Vorkommnisse verfügt. Zudem sind die Betreiber

destens zu erschweren.

weiteren Vereinigungen angeschlossen, wie zum Beispiel der Vereinigung der GrosskraftwerksBetreiber VGB in Europa, ebenfalls mit dem Ziel eines breit angelegten Erfahrungsaustausches. Die nachfolgenden Abschnitte beschreiben ausgewählte wichtige Vorkommnisse oder im Zu-

2.2 Überschreitung des Jahresdosisgrenzwertes für die Haut in der Anlage LAMA (CEA Grenoble) in Frankreich

sammenhang mit Betriebserfahrung publizierte Erkenntnisse aus dem Jahr 2013 und wie das ENSI

Bei Stilllegungsarbeiten in der Anlage LAMA

ihre Relevanz für die Schweiz bewertet.

(Laboratoire de l’analyse des materiaux actifs), Grenoble, die vom CEA (Commissariat à l’énergie

2.1 Überschreitung des Jahresdosisgrenzwertes für die Haut beim Kernkraftwerk Blayais-4 in Frankreich

atomique et aux énergies alternatives) betrieben wird, wurde bei einer von drei Personen (Fremdpersonal) eine Überschreitung des Jahresgrenzwerts für die Haut von 500 mSv festgestellt. Ein externer Mitarbeiter sortierte in einem Zelt zusammen mit zwei Kollegen Bauschutt. Erst beim

Beim Verlassen der kontrollierten Zone im Kern-

Ausziehen der Vollschutzausrüstung nahm er das

kraftwerk Blayais-4, einem seit 1983 betriebenen

Alarmsignal seines elektronischen Dosimeters (Do-

französischen Druckwasserreaktor mit einer Leis-

sicard) wahr. Das Dosimeter wurde während der Ar-

tung von 900 MWe, wurde am 24. April 2013 im

beiten unter der Ausrüstung getragen, wobei das

Nackenbereich einer Person des Fremdpersonals

Display nicht einsehbar war. Auf den persönlichen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Schutzausrüstungen der drei Mitarbeiter konnten keine Kontaminationen festgestellt werden. Als Ursache des Alarms des elektronischen Dosismeters

wurde

Anlieferungsbereich

ein

2.3 Ungenügende Ergiebigkeit der Brunnenwasserversorgung beim Kernkraftwerk Tihange-2 in Belgien

Beton-Stück mit einer Dosisleistung von 13 mSv/h (Hauptnuklid Cäsium-137) identifiziert. Die Kon-

Am belgischen Kernkraftwerksstandort Tihange

taminationskontrollen am Arbeitsplatz zeigten für

wird Grundwasser unter anderem zur Versorgung

Beta-Strahler maximal 0,7 Bq/cm2 und für Alpha-

sicherheitstechnisch wichtiger Systeme verwendet.

Strahler 0,1 Bq/cm . Die Untergrundstrahlung am

Das Grundwasservorkommen wurde jedoch auch

Arbeitsplatz betrug etwa 0,003 mSv/h. Die In-

für andere Zwecke, beispielsweise zur Herstellung

korporationskontrolle der betroffenen Person

von entsalztem Wasser, genutzt. Im Jahre 2012

durch den «Service Médical» zeigte, dass keine

wurde festgestellt, dass die Ergiebigkeit der Grund-

Inkorporation vorlag.

wasserbrunnen nicht mehr ausreicht, um die

Das Vorkommnis hat sich am 23. August 2013

spezifizierte Versorgungsautonomie des Notkühl-

ereignet und wurde der französischen Aufsichts-

wassersystems (Emergency Service Water, ESW)

behörde ASN am 3. September 2013 gemeldet.

gemäss der Auslegung über längere Zeit sicher-

Der Bewilligungsinhaber CEA hat menschliche und

zustellen. Die belgische Aufsichtsbehörde hat das

organisatorische Mängel als Grund für das Vor-

Vorkommnis als INES 1 eingestuft.

kommnis angegeben. Die ASN hat als Folge am

Die drei Blöcke der Kernkraftwerksanlage Tihange

6. September 2013 eine reaktive Inspektion durch-

sind am Ufer des Flusses Maas gelegen. Es sind drei

geführt und die Verhältnisse, die zu diesem Vor-

Druckwasseranlagen mit einer elektrischen Leistung

kommnis geführt haben, untersucht sowie den

von je ca. 1000 MW. Die Blöcke wurden in den Jah-

Arbeitsplatz inspiziert. Die vom CEA ergriffenen

ren 1975, 1983 und 1985 in Betrieb genommen.

Sofortmassnahmen wurden ebenfalls überprüft.

Die Notkühlwasserversorgung des Blocks 1 erfolgt

Die Inspektion der ASN ergab, dass eine mangel-

über zwei Brunnen mit je zwei redundanzzu-

hafte Vorbereitung der Sortierarbeiten zu diesem

geordneten Brunnenwasserpumpen. Diese sind un-

Vorkommnis geführt hat. Sie hat auch festgestellt,

terhalb des Grundwasserspiegels als Tauchpumpen

dass die Risikoanalyse in Bezug auf mögliche radio-

angeordnet. Das System wird insbesondere bei

aktive Partikel im Bauschutt nicht ausreichend war.

externen Ereignissen mit Ausfall der Kühlwasser-

Eine entsprechende spezielle Arbeitsvorschrift lag

versorgung durch Flusswasser benötigt und stellt in

nicht vor. Die Koordination zwischen CEA und der

diesen Fällen die ultimative Wärmesenke dar. Aus-

Fremdfirma war unzureichend. Allerdings beurteilt

legungsgemäss muss eine Versorgungsautonomie

die ASN die von der CEA ergriffenen Sofortmass-

von 96 Stunden bei einer Fördermenge von mindes-

nahmen als Folge dieses Vorkommnisses, ins-

tens 115 m3/h eingehalten werden.

besondere betreffend die Ausarbeitung einer

Die ESW-Systeme der Blöcke 2 und 3 stellen eben-

Arbeitsvorschrift vor einer Wiederaufnahme der

falls die ultimative Wärmesenke bei externen Ereig-

Stilllegungsarbeiten, als genügend. Das Vorkomm-

nissen dar. Das Kühlwasser wird pro Block aus drei

nis wurde als INES-2 eingestuft und zeigt, dass eine

Brunnen mit je einer redundanzzugeordneten

radiologische Überwachung auch während der

Brunnenpumpe gefördert. Verwendet werden

Stilllegungsarbeiten unbedingt notwendig ist.

Tauchpumpen (Block 3) sowie über dem Grund-

Analoge Probleme von nicht wahrgenommenen

wasserspiegel angeordnete Pumpen (Block 2). Zu-

Alarmsignalen aus dem getragenen elektronischen

dem besteht die Möglichkeit, ESW-Wasser aus der

Dosimeter traten auch in der Schweiz auf (z.B. im

Maas zu fördern. Auslegungsgemäss müssen die

Kernkraftwerk Leibstadt im Jahr 2010) und wur-

Brunnen in der Lage sein, die Kühlwasserversor-

den durch den gezielten Einsatz von Funkdosime-

gung während 30 Tagen sicherzustellen bei einer

tern gelöst. Dadurch wurde eine konsequente und

minimalen Fördermenge von 150 m3/h (Block 2)

nachvollziehbare Fernüberwachung der akkumu-

bzw. 250 m3/h (Block 3). Diese Anforderung wurde

lierten Strahlendosen und der Dosisleistungen am

aus dem amerikanischen Regelwerk abgeleitet

Arbeitsplatz durch den Strahlenschutz ermöglicht.

(U.S.NRC RG 1.27 «Ultimate Heat Sink for NPPs»).

Der Fall in Grenoble zeigt, dass auch in einem sol-

Für den Block 1, der anfänglich nicht gegen ex-

chen Fall die Benutzung von Funkdosimetern ein

terne Ereignisse ausgelegt worden war, wurden

effizientes Mittel für die Überwachung der radiolo-

geringere Anforderungen aufgrund kompensie-

gischen Situation wäre.

render Massnahmen akzeptiert.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Das Grundwasservorkommen am Standort wurde

übermässige betriebliche Nutzung der Grund-

ursprünglich als unbegrenzt vorhandene und sta-

wasservorräte identifiziert. Die Entnahme von

bile Kühlmittel- und Wasserquelle eingeschätzt. Es

Grundwasser betrug vor der Feststellung der un-

wurde entsprechend auch zu anderen Zwecken

zureichenden ESW-Versorgung bis zu einer Million

sowie zur Herstellung grosser Mengen deminerali-

m3 pro Jahr, davon 80% zur Gewinnung von

sierten Wassers (Deionat) genutzt. Erste Anzei-

Deionat, das in vielen Bereichen des Kernkraft-

chen, dass der Grundwasserspiegel tendenziell

werkbetriebs eingesetzt wird, unter anderem auch

absinkt, wurden 1994 festgestellt, vorerst ohne

zur Speisung der Dampferzeuger. Bei dem Vor-

Konsequenzen. Im Jahre 2001, im Rahmen einer

kommnis wurden auch die Bestimmungen der

periodischen Sicherheitsüberprüfung, wurde das

konventionellen Konzession bezüglich der Wasser-

Grundwasservorkommen eingehend untersucht

entnahme für industrielle und gewerbliche Zwecke

und die verfügbaren Kühlwassermengen und

verletzt.

-temperaturen bewertet. Aufgrund geringerer Er-

Grundwasservorkommen werden auch in den

giebigkeit wurde beschlossen, die Kapazität der

schweizerischen Kernkraftwerken zur Kühlwasser-

Grundwasserförderung und damit auch die Zuver-

versorgung genutzt. Vor dem Bau der Anlagen

lässigkeit der ultimativen Wärmesenke zu erhöhen

wurden umfangreiche hydrogeologische Untersu-

mit der Folge, dass in den Jahren 2001 bis 2003

chungen vorgenommen, um eine ausreichende

neue Brunnen für die Blöcke 1 und 3 angelegt wur-

Versorgung von Systemen mit Grundwasser zu ge-

den. Eine Messung der Ergiebigkeit der Brunnen

währleisten. Insbesondere Wärmeabfuhrsysteme,

im Jahre 2004 zeigte, dass die von der Technischen

die eine besonders zuverlässige Kühlmittelversor-

Spezifikation (TS) geforderten Werte nicht einge-

gung erfordern, werden im Anforderungsfall mit

halten wurden; die Versorgung einer Redundanz

Brunnenwasser gespeist. Die KKW Beznau, Gös-

des ESW-Systems mit dem benötigten Durchsatz

gen und Leibstadt weisen entsprechend solche

war nur während sechs Stunden möglich. Auch

Brunnen auf, während die Grundwasserverhält-

diese Feststellung blieb vorerst ohne Konsequen-

nisse am Standort Mühleberg für eine ausreichende

zen. Im November 2011 wurde erneut die Nicht-

Versorgung nicht geeignet sind. Auch die gegen

verfügbarkeit eines ESW-Stranges festgestellt,

Einwirkungen von aussen geschützten Notstand-

diesmal aufgrund ungenügender Förderung durch

systeme, die die Kernkühlung in ausserordent-

Kavitation der Tauchpumpe. Beide Vorkommnisse

lichen Situationen (Erdbeben, Überflutung, Flug-

wurden einem zu tiefen Grundwasserspiegel zuge-

zeugabsturz, Explosion, etc.) sicherstellen sollen,

schrieben. Ab diesem Zeitpunkt wurde der Grund-

fördern Kühlmittel aus den Brunnen zur Notbe-

wasserspiegel des Standorts systematisch über-

speisung von Dampferzeugern und Nachwärme-

wacht, und es wurde ein numerisches Modell zur

kühlern.

Berechnung der Wasserflüsse erstellt, unter ande-

Die Anforderungen an die Funktionsfähigkeit und

rem auf der Basis der bisher durchgeführten Pump-

Einsatzbereitschaft solcher Notstand-Speisesys-

versuche. Die Ergebnisse der Modellrechnungen

teme sind in den Technischen Spezifikationen (TS)

zeigten im September 2012, dass die Kapazität des

der Kernkraftwerke aufgeführt. In den TS, einem

Grundwasservorkommens nicht ausreicht, um das

freigabepflichtigen Dokument, ist festgelegt, wel-

ESW-System des Blocks 2 während der spezifizier-

che sicherheitstechnisch wichtigen Systeme und

ten Zeitdauer zu versorgen. Statt einer Autonomie

Komponenten in welcher Anzahl verfügbar sein

von 30 Tagen wurden Werte von 12 h und 16 h für

müssen. Dabei sind auch die Prüfanforderungen

zwei Stränge des ESW-Systems ermittelt. Die

zum Nachweis der Funktionsfähigkeit festgelegt.

Werte für den Block 1 erfüllten gerade noch die im

Falls die TS-Anforderungen nicht erfüllt werden,

Vergleich zu Block 2 geringeren Anforderungen,

müssen Betriebseinschränkungen bis hin zum Ab-

und Block 3 war aufgrund des höheren Grundwas-

fahren der Anlage eingeleitet werden.

serspiegels nicht betroffen.

Im KKW Beznau beispielsweise muss der Grund-

Die belgische Aufsichtsbehörde FANC stufte das

wasserspiegel gemäss TS mindestens alle 31 Tage

Vorkommnis als INES 1 ein, da mehrere Redun-

gemessen werden, bei auffälligen Veränderungen

danzen eines Sicherheitssystems aufgrund dersel-

alle sieben Tage. Zur Überprüfung der Funktion der

ben Ursache beeinträchtigt waren. Damit lag ein

Notstand-Brunnenwasserpumpen werden alle 31

so genannter «Common Cause Failure» (CCF) vor,

Tage Probeläufe durchgeführt, bei denen eine mi-

der eine höhere Einstufung auf der INES-Skala

nimale Fördermenge erreicht werden muss. Zudem

zur Folge hat. Als Hauptursache wurde die

ist innerhalb von 10 Jahren die Erfüllung der ausle-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 2:

gungsgemässen Funktion der Notstandbrunnen

Langzeit-Pumpversuch im KKW Beznau 2013 (Quelle: Axpo).

anhand eines ausgedehnten Pumpversuchs nachzuweisen. Dieser Nachweis wurde im KKW Beznau im Jahre 2013 erbracht. Im Hinblick auf das Nachrüstprojekt AUTANOVE, bei dem unter anderem auch der Notstandbrunnen zur Nachspeisung der Notspeisewassertanks genutzt wird, wurde ein mehrtägiger Pumpversuch durchgeführt. Dabei wurde das Verhalten des Grundwasserspiegels mittels zahlreicher Peilstellen aufgezeichnet und daraus der so genannte Absenktrichter ermittelt.

ungefähr 4 m über der Ansaugöffnung der Pum-

Wenn sich bei stationärer Entnahme ein stabiler

pen. Die Brunnen wurden auch hinsichtlich der

Absenktrichter ausbildet, bedeutet dies, dass

Stabilität bei Erdbeben und bezüglich Verschlam-

Grundwasserentnahme und -zufluss im Gleichge-

mung und Veränderung der Ergiebigkeit unter-

wicht sind. Damit konnte nachgewiesen werden,

sucht. Die Überwachung der Funktionsfähigkeit

dass eine Entnahme von ca. 180 l/s langfristig

der Brunnenwasserversorgung ist ebenfalls in den

möglich ist (siehe Abbildung 2). Bereits nach dem

TS geregelt. Die Füllstände in den Grundwasser-

Bau des Brunnens konnte im Jahr 1988 anhand ei-

brunnen werden monatlich gemessen, und die

nes 11-tägigen Pumpversuchs gezeigt werden,

Funktionsfähigkeit des nuklearen Notkühlwasser-

dass auch eine Entnahme von ca. 240 l/s langfristig

systems wird anhand von System-Funktionstests

möglich ist.

alle zwei Monate nachgewiesen.

Auch die Grundwasserverhältnisse an den Stand-

Zusammenfassend kann festgestellt werden, dass

orten Gösgen und Leibstadt sind sehr gut bekannt.

gegen äussere Einwirkungen geschützte Grund-

Verfügbarkeit und Ergiebigkeit von Grundwasser

wasserbrunnen eine sichere, zu der konventio-

wurden auch im Rahmen des geplanten Neubaus

nellen Kühlwasserversorgung durch Flusswasser

von Kernkraftwerken überprüft. Die Analysen für

diversitäre Kühlmittelquelle darstellen, die insbe-

den Standort Niederamt/Gösgen, die auf der Basis

sondere bei extremen externen Ereignissen die

von numerischen kalibrierten Grundwassermodel-

Kernkühlung gewährleisten. Die im Rahmen der

len erstellt wurden, zeigten, dass eine Grundwas-

EU-Stresstests durchgeführten Sicherheitsanalysen

serentnahme von ca. 300 l/s zu keiner unzulässi-

haben gezeigt, dass Kernkraftwerke, die über sol-

gen Absenkung des Grundwasserspiegels führt

che diversitäre Wärmesenken als Teil eines gebun-

bzw. dass eine derartige Entnahme langfristig

kerten Notstandsystems verfügen, einen sehr ho-

möglich ist. Dies gilt auch für die Notstandbrunnen

hen Schutz gegen Kernbeschädigungen aufweisen.

des KKW Gösgen. Die Verfügbarkeit des Grund-

Dazu muss jedoch die Verfügbarkeit des Kühlmit-

wassers und der zugehörigen Fördersysteme wird

tels dauerhaft sichergestellt werden.

ebenfalls periodisch durch entsprechende Funktionsprüfungen kontrolliert. Die Prüfanforderungen sind in den TS festgelegt wie auch die Massnahmen bei Nichterfüllung der Prüfkriterien. Bei einer Nichtverfügbarkeit beider Stränge des Notstand-Speisewassers muss die Anlage innerhalb von 24 Stunden auf den Zustand «unterkritisch, kalt» abgefahren werden.

2.4 WENRA-Empfehlung zu den Anzeigen von Materialunregelmässigkeiten in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 bei Ultraschallmessungen

Am Standort Leibstadt werden Grundwasserbrunnen für die Speisung der Notkühlwassersysteme

In den belgischen Kernkraftwerken Doel-3 und Ti-

und zur Bereitstellung von Kühlwasser für das

hange-2 wurden 2012 herstellungsbedingte was-

Notstandsystem SEHR (Special Emergency Heat Re-

serstoffinduzierte Anzeigen im Grundmaterial der

moval) genutzt. Die Ergiebigkeit des Grundwasser-

Reaktordruckbehälter (RDB) festgestellt, wie be-

vorkommens wurde gründlich abgeklärt. Die Er-

reits im Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

gebnisse zeigten, dass bei einer Fördermenge von

beschrieben. Die WENRA hat im August 2013 zu

200 l/s während einer Dauer von 100 Tagen der

dieser Thematik eine Empfehlung zur Überprüfung

Grundwasserspiegel ca. 5 bis 6 m abfällt. Damit

des RDB aller europäischen Kernkraftwerke veröf-

befindet sich der Grundwasserspiegel immer noch

fentlicht. Das ENSI hat zusammen mit anderen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Aufsichtsbehörden die WENRA aktiv bei der Erarbeitung dieser Empfehlung unterstützt. Dabei hat das ENSI insbesondere die Erfahrungen aus den in der Schweiz schon durchgeführten Abklärungen zu diesem Thema eingebracht. Entsprechend der WENRA-Empfehlung hat das ENSI von der Schweizer Kernkraftwerken Beznau und Gösgen auch eine zerstörungsfreie Prüfung des Grundmaterials der RDB gefordert. Es ist geplant, diese Untersuchungen bis 2015 durchzuführen. Das Kernkraftwerk Mühleberg hat bereits im Jahr 2012 eine Überprüfung des Grundmaterials durchgeführt. Das Kernkraftwerk Leibstadt ist aufgrund des Aufbaus des RDBs aus warmgewalzten Platten vorerst von der WENRA-Empfehlung nicht betroffen.

2.5 Erkenntnisse aus Befunden in mehreren amerikanischen Kernkraftwerken (NRC Information Notice 2013-18) In mehreren amerikanischen Kernkraftwerken wurden kleinere Lecks an Schweissnähten von Vorratsbehältern aus rostfreiem Stahl festgestellt. Als Schädigungsmechanismus wurde überwiegend Spannungsrisskorrosion in Wechselwirkung mit Schweissnahtfehlern aus der Herstellung identifiziert. Die Vorratsbehälter werden für die Befüllung der Reaktorgrube während der Revisionsabstellung, aber auch zum Beispiel für das ContainmentSprühsystem im Anforderungsfall benötigt. Die amerikanische Aufsichtsbehörde U.S.NRC hat in Zusammenhang mit diesen Befunden im September 2013 die Information Notice 2013–18 veröffentlicht. Die festgestellten Leckagen haben demnach die strukturelle Integrität der Vorratsbehälter nicht gefährdet, sind aber für die Alterungsüberwachung von Bedeutung. Werkstofftechnisch ist auch für die Schweiz relevant, dass die festgestellte Spannungsrisskorrosion bereits bei Raumtemperatur aufgetreten ist. Das ENSI wird diese Thematik im Rahmen seiner Aufsicht der Alterungsüberwachung in den Schweizer Kernkraftwerken weiter verfolgen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3. Internationale Zusammenarbeit Die internationale Zusammenarbeit der nuklearen

(siehe Kapitel 1.1.1). Ein weiteres Beispiel ist eine

Aufsichtsbehörden dient in erster Linie der Weiter-

internationale Vorkommnisdatenbank (Internatio-

entwicklung und Harmonisierung der Sicherheits-

nal Reporting System IRS, siehe Kapitel 2), welche

vorgaben, um den Kernenergiestaaten ein Instru-

von der IAEA und der NEA gemeinsam geführt

mentarium für die Regulierung zur Verfügung zu

wird.

stellen. Das Fundament für diese Sicherheits-

Im Berichtsjahr stand die internationale Zusam-

vorgaben bilden verschiedene internationale Über-

menarbeit im Zeichen des Erfahrungsaustausches

einkommen. Zu diesen gehören:

zur Umsetzung der Lehren aus dem nuklearen Un-

Übereinkommen über nukleare Sicherheit (Con-

fall in den Blöcken 1 bis 4 des Kernkraftwerks Fu-

vention on Nuclear Safety),

kushima Daiichi, der sich infolge des Erdbebens

Übereinkommen über den physischen Schutz

und Tsunamis vom 11. März 2011 in Japan ereig-

von Kernmaterial (Convention on the Physical

nete. In Europa wurden die nationalen Aktions-

Protection of Nuclear Materials),

pläne in Folge der EU-Stresstests fertiggestellt und

Gemeinsames Übereinkommen über die Sicher-

während eines European Nuclear Safety Regulators

heit der Behandlung abgebrannter Brennele-

Group (ENSREG) Workshops im April diskutiert.

mente und über die Sicherheit der Behandlung

Die WENRA hat die Überarbeitung der Safety Refe-

radioaktiver Abfälle (Joint Convention on the

rence Levels im Lichte der Erkenntnisse aus dem

Safety of Spent Fuel Management and on the

Unfall in Fukushima abgeschlossen und die Ent-

Safety of Radioactive Waste Management),

würfe an die beteiligten Akteure zur Vernehmlas-

Übereinkommen über die frühzeitige Benach-

sung versandt. An einer IAEA-Konferenz in Ottawa

richtigung bei nuklearen Unfällen (Convention

wurde über die Entwicklung eines Mechanismus

on Early Notification of a Nuclear Accident) und

zum permanenten Austausch regulatorischer Er-

Übereinkommen über Hilfeleistung bei nuklea-

fahrung gesprochen (Abbildung 1). Mit der Institu-

ren Unfällen oder strahlungsbedingten Not-

tionalisierung des internationalen Erfahrungsaus-

fällen (Convention on Assistance in the Case of

tausches sollen sicherheitstechnische Erkenntnisse

a Nuclear Accident or Radiological Emergency).

international effizienter in die Arbeit der Aufsichts-

Die Grundsätze dieser Übereinkommen werden

behörden einfliessen. Weiter hat innerhalb der

in den sog. Safety Standards der Internationalen

IAEA die Arbeitsgruppe zur Effizienz und Trans-

Atomenergieagentur IAEA weiter ausgeführt, auf

parenz ihre Vorschläge zur Stärkung des Über-

die sich wiederum die Safety Reference Levels der

einkommens über Nukleare Sicherheit (CNS)

Western European Nuclear Regulators‘ Association

eingereicht. Die Verbesserungsvorschläge sollen

WENRA abstützen.

im kommenden Jahr anlässlich der 6. regulären

Die Weiterentwicklung der Sicherheitsvorgaben

Überprüfungskonferenz der CNS vertieft diskutiert

basiert auf zwei weiteren Zielen der internationa-

werden.

len Zusammenarbeit, nämlich dem Austausch der

Die internationale Zusammenarbeit ist ein Stütz-

betrieblichen und regulatorischen Erfahrung sowie

pfeiler der unabhängigen Aufsichtstätigkeit des

der Weiterentwicklung des Standes von Wissen-

ENSI. Entsprechend wendet es für sein interna-

schaft und Technik. Für letzteres bedeutsam sind

tionales Engagement erhebliche Ressourcen auf.

auch die in Kapitel 1 beschriebenen Forschungs-

Bei der IAEA und der NEA wirkt das ENSI in rund

projekte der Kernenergieagentur NEA der Organi-

50 Komitees und Arbeitsgruppen mit. Zählt man

sation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und

die internationalen Behördenorganisationen, die

Entwicklung OECD, die durch Fachbeiträge zahlrei-

bilateralen Kommissionen mit den Nachbarlän-

cher Forschungsinstitutionen in den Mitgliedsstaa-

dern, die Mitgliedschaft in internationalen Fach-

ten unterstützt werden. Ein Beispiel hierfür ist das

verbänden und die EU-Institutionen hinzu, in de-

Halden Reactor Project, das von über 130 Institu-

nen das ENSI Beobachterstatus hat, resultieren

tionen in mittlerweile 20 Staaten getragen wird

über 70 Gremien, in denen Mitarbeitende des ENSI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 1:

schen und Umwelt vor schädlichen Auswirkungen

ENSI Direktor Hans Wanner hat als Chair der WENRA an der IAEA-Konferenz in Ottawa über die Arbeit der WENRA referiert. Quelle: CNSC.

der Radioaktivität zu schützen. Die Schweiz hat das Übereinkommen im Oktober 1995 unterzeichnet und im September 1996 ratifiziert. Die Vertragsparteien haben sich verpflichtet, die Grundsätze des Übereinkommens anzuwenden, und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbericht. Die Berichte werden im Rahmen einer Konferenz bei der IAEA in Wien überprüft. Seit der Inkraftsetzung der CNS fanden 5 reguläre Überprüfungskonferenzen statt, die letzte vom 4. bis 14. April 2011. Die Schweiz erhielt dabei gute Noten. Unter anderem würdigten die anderen Staaten die im Schweizer Kernenergiegesetz verankerte Nachrüstpflicht der Kernkraftwerke im Sinne der ständigen Verbesserung sowie die Aktualisierung der Erdbebengefährdungsannahmen aufgrund des PEGASOS-Projekts1. An der 5. Überprüfungskonferenz wurde beschlossen, Ende August 2012 eine ausserordentliche Konferenz durchzuführen, die die Lehren aus dem nuklearen Unfall im japanischen Fukushima sowie allfällige Anpassungen der CNS zum Thema haben soll. Das ENSI hat die Schweiz an der Konferenz

permanent Einsatz haben (siehe Anhang B). Für

vertreten. An der Konferenz wurden die Aktivitä-

mehrere dieser Gremien organisiert das ENSI perio-

ten der Vertragsstaaten nach dem Fukushima-Un-

disch Veranstaltungen in der Schweiz. Zum inter-

fall und die Lehren daraus in sechs Themensitzun-

nationalen Engagement hinzu kommen die Teil-

gen diskutiert.

nahme von ENSI-Experten an internationalen

Die Schweizer Delegation plädierte zudem für eine

Symposien sowie Besuche ausländischer Delega-

Verbesserung der CNS, indem den Vertragsstaaten

tionen beim ENSI.

mehr verbindliche Verpflichtungen auferlegt wer-

Die Zusammenarbeit mit internationalen Organisa-

den. Diese Verpflichtungen betreffen unter ande-

tionen stützt sich auf Art. 87 und Art. 104 des

rem die Verwendung von neusten, dem Stand von

Kernenergiegesetzes (KEG). Sowohl die bilaterale

Wissenschaft und Technik entsprechenden Gefähr-

als auch die multilaterale Zusammenarbeit sind

dungsannahmen bei der Sicherheitsüberprüfung

durch Staatsverträge (SR 0.732) geregelt.

von Kernkraftwerken. Die Schweiz forderte zu-

Im Folgenden werden die für die Aufsichtstätigkeit

dem, dass die internationalen Überprüfungsmissio-

wichtigsten internationalen Gremien und Aktivitä-

nen verbindlich werden, und trat für mehr Transpa-

ten des ENSI im Berichtsjahr kurz zusammengefasst.

renz auf internationaler Ebene ein. Ein Ergebnis dieses Treffens ist die Einsetzung einer

3.1 Internationale Übereinkommen

Arbeitsgruppe zur Verbesserung von Effizienz und Transparenz (Working Group on Effectiveness and Transparency). Sie sollte Vorschläge erarbeiten, wie

3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit Das internationale Übereinkommen über nukleare Sicherheit (Convention on Nuclear Safety CNS) hat das Ziel, weltweit einen hohen Stand der nuklearen Sicherheit zu erreichen und aufrecht zu erhalten. Es sollen wirksame Abwehrvorkehrungen in Kernkraftwerken gegen mögliche strahlungsbedingte Gefahren geschaffen werden, um Men-

In dem von 2001 bis 2004 laufenden Projekt PEGASOS (Probabilistische Erdbebengefährdungsanalyse für die KKWStandorte in der Schweiz) wird die Erdbebengefährdung unter möglichst umfassender Berücksichtigung des Kenntnisstandes der international massgebenden Fachwelt ermittelt. Mit dem Projekt wurde international ein neuer Standard gesetzt. Eine Herausforderung für die Umsetzung bereitete die grosse Bandbreite der Ergebnisse, die nicht zuletzt darauf zurückzuführen war, dass für starke Erdbeben in unseren Regionen kaum Erfahrungswerte vorliegen. Deshalb wurde 2007 ein Projekt zur Verfeinerung der PEGASOS-Studie, das PEGASOS Refinement Project (PRP), gestartet, das Ende 2013 abgeschlossen wurde.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

die Prinzipien des Übereinkommens gestärkt wer-

nes Tiefenlagers für radioaktive Abfälle. Die Vorge-

den können. Die Gruppe erstellte im Zuge mehre-

hensweise garantiere, dass Sicherheit oberste Prio-

rer Sitzungen während des Jahres 2013 einen aus-

rität bei der Auswahl hat. Ausserdem ermögliche

führlichen Bericht, in dem unter anderem 68

die Prozedur den Einbezug von Betroffenen, Anrai-

Verbesserungen für die CNS und deren Überprü-

nerstaaten und internationalen Experten. Andere

fungsprozess vorgeschlagen werden. Diese sollen

positive Aspekte sahen die internationalen Exper-

anlässlich der regulären Konferenz 2014 vertieft

ten in den Überprüfungen, denen sich das ENSI

diskutiert werden.

laufend unterziehe, sowie in den veröffentlichten

Die Schweiz hat dafür fristgerecht im August 2013

Berichten im Nachgang zum Reaktorunglück von

ihren CNS-Länderbericht eingereicht. Er wurde auf

Fukushima Daiichi. Das Vorliegen eines Entsor-

der Website des ENSI veröffentlicht (www.ensi.ch

gungsprogramms und die periodische Prüfung der

▶ Dokumente ▶ Konventionen). Zusätzlich hat die

Entsorgungskosten, die alle fünf Jahre durchge-

Schweiz einen Vorschlag zur Erweiterung der Kon-

führt wird, erachteten die Experten zudem als eine

vention selbst eingereicht. Artikel 18 soll um fol-

gute Vorgehensweise. Eine Empfehlung war da-

gende Bestimmung ergänzt werden:

gegen die Erstellung einer Richtlinie zum Rückbau

Nuclear power plants shall be designed and con-

von Kernanlagen. Das ENSI plant, diese Richtlinie

structed with the objectives of preventing acci-

(ENSI-G17: Stilllegung von Kernanlagen) im Jahre

dents and, should an accident occur, mitigating its

2014 zu verabschieden. Eine zusätzliche Schluss-

effects and avoiding releases of radionuclides cau-

folgerung der Mitglieder der Joint Convention

sing long-term off-site contamination. In order to

betraf die Umsetzung der Empfehlungen, die aus

identify and implement appropriate safety impro-

der Überprüfungsmission des IRRS (Integrated

vements, these objectives shall also be applied at

Regulatory Review Service) in 2011 hervorgingen.

existing plants.

Das ENSI hatte hierzu einen Massnahmenplan

Damit soll das fundamentale Auslegungsprinzip

definiert und wird die IRRS-Empfehlungen stufen-

der Reaktoren der dritten Generation verbindlich

gerecht umsetzen.

festgelegt und eine Nachrüstpflicht für bestehende

Im Mai 2014 wird eine ausserordentliche Überprü-

Kernkraftwerke gefordert werden.

fungskonferenz stattfinden. Ihr Ziel ist es, die Richtlinien zum Prozess und zur Erstellung der Länder-

3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle Ziel

dieses

internationalen

Übereinkommens

(«Joint Convention») ist es, in den Vertragsstaaten

berichte zu verbessern. Die nächste reguläre Überprüfungskonferenz findet in Mai 2015 statt. Das ENSI wird im Oktober 2014 den Schweizer Länderbericht der IAEA einreichen.

3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks

ein hohes Mass an nuklearer Sicherheit bei der Behandlung und Lagerung abgebrannter Brennele-

Das nach den beiden Vorläufer-Verträgen – der

mente und radioaktiver Abfälle zu erreichen und

OSLO-Konvention (OSCOM) von 1972 und der

zu erhalten. Die Schweiz hat die Joint Convention

Paris-Konvention (PARCOM) von 1974 – benannte

1997 unterzeichnet und 1999 ratifiziert. Wie bei

OSPAR-Übereinkommen wurde 1992 in Paris ab-

der CNS sind die Vertragsparteien verpflichtet, die

geschlossen und trat am 25. März 1998 nach der

Grundsätze des Übereinkommens anzuwenden,

Ratifikation durch alle Mitgliedsländer in Kraft. Die

und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbe-

Vertragsparteien Schweiz, Belgien, Deutschland,

richt. Die 4. Überprüfungskonferenz hat vom 7. bis

Dänemark, Finnland, Frankreich, Grossbritannien,

16. Mai 2012 stattgefunden, an der das ENSI die

Irland, Island, Luxemburg, Norwegen, Nieder-

Schweiz vertreten hat. Gemäss der internationalen

lande, Portugal, Spanien, Schweden sowie die

Beurteilung des im Oktober 2011 eingereichten

Europäische Union verpflichten sich, die Meeres-

Schweizer Länderberichts erfüllt die Schweiz ihre

verschmutzung als Folge menschlicher Aktivitäten

Pflichten zur Entsorgung von radioaktiven Abfäl-

zu bekämpfen. Beispielsweise verbietet das Über-

len. Zudem beurteilten die internationalen Exper-

einkommen die Abfallversenkung sowie die Ver-

ten den Sachplan geologische Tiefenlager als

brennung von Abfällen auf See. Das ENSI vertritt

zweckmässiges Vorgehen für die Standortwahl ei-

die Schweiz im Komitee über radioaktive Substan-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

zen RSC der OSPAR, das sich mit der Einleitung von

nukleare Sicherheit als Voraussetzung für das

Radioaktivität in die Nordsee und den Nordost-

übergeordnete Ziel «Schutz von Menschen und

atlantik befasst. Das Ziel der OSPAR im Bereich

Umwelt vor schädlichen Wirkungen ionisieren-

radioaktive Substanzen ist es, die künstlich einge-

der Strahlung» ausgeführt.

tragene Radioaktivität bis zum Jahr 2020 so weit

Die Safety Requirements konkretisieren diese

wie möglich zu reduzieren.

Grundprinzipien und legen themenspezifische

Im Rahmen der jährlichen Berichterstattung hat die

Anforderungen zur Gewährleistung der Sicher-

Schweiz im Jahr 2013 die in Aare und Rhein abge-

heit fest. Diese Anforderungen sind als «Soll-

leiteten radioaktiven Stoffe aus den Kernanlagen,

Bestimmungen» formuliert.

der Industrie und den Spitälern gemeldet. Die

Die Safety Guides führen ihrerseits die Safety

Schweiz hat den Bericht «Sixth Implementation

Requirements weiter aus und schlagen Mass-

Report – issued in accordance with the PARCOM

nahmen und Verfahren zur Einhaltung der Sa-

Recommendation 91/4 on Radioactive Discharges»

fety Requirements vor. Die Empfehlungen in

am 6. Dezember 2013 an das Komitee Radioaktive

den Safety Guides sind als «Sollten-Bestimmun-

Substanzen der OSPAR-Kommission eingereicht.

gen» formuliert und zeigen Wege auf, wie die Umsetzung der Safety Requirements erfolgen

3.2 Internationale Atomenergieagentur IAEA

kann. Sie sind nicht bindend. Eine Nichtanwendung der Massnahmen sollte aber begründet oder es sollte eine gleichwertige andere Massnahme ergriffen werden.

Die IAEA mit Hauptsitz in Wien unterstützt die

Die Safety Principles und Requirements werden

sichere und friedliche Nutzung der Kerntechnik.

vom Board of Governors, einem Ausschuss von

Sie wurde 1957 als «Atoms for Peace»-Organisa-

35 Mitgliedsstaaten der IAEA, verabschiedet, die

tion der Vereinten Nationen gegründet und hat

Safety Guides vom Generaldirektor der IAEA. Die

heute 159 Mitgliedsstaaten. Sie richtet ihre Arbeit

Commission on Safety Standards (CSS) leitet die

auf die nukleare Sicherheit sowie die Sicherung

ständige Weiterentwicklung der Safety Standards.

und Überwachung spaltbarer Kernmaterialien aus.

Der CSS sind vier Fachkomitees zugeordnet, beste-

Weiter fördert die IAEA die Forschung und Technik

hend aus Experten der Mitgliedsstaaten, die mit

für die Anwendung ionisierender Strahlung in der

Unterstützung des IAEA-Sekretariats die Safety Re-

Medizin, Nahrungsmittelsicherheit, Landwirtschaft

quirements und Guides erarbeiten: Nuclear Safety

und Umweltüberwachung. Das höchste Gremium

Standards Committee (NUSSC, Reaktorsicherheit),

der IAEA ist die Generalkonferenz der Mitglieds-

Radiation Safety Standards Committee (RASSC,

staaten, die normalerweise einmal jährlich tagt.

Strahlenschutz), Waste Safety Standards Commit-

Das ENSI ist in zahlreichen Kommissionen und Ar-

tee (WASSC, Umgang mit radioaktiven Abfällen)

beitsgruppen der IAEA vertreten (siehe Anhang B).

und

Transport

Safety

Standards

Committee

(TRANSSC, Transporte nuklearer Güter). Die Exper-

3.2.1 IAEA Safety Standards

ten beraten das IAEA-Sekretariat im betreffenden Fachgebiet und sind bei der Entwicklung und Revi-

Das Sicherheitsniveau von Kernanlagen soll welt-

sion der Safety Standards federführend. Das ENSI

weit einen vergleichbar hohen Stand haben. Das

ist in allen vier Fachkomitees vertreten.

international geforderte Niveau wird von der IAEA

Die erarbeiteten Safety Standards werden vor ihrer

erarbeitet und in den Safety Standards definiert

Veröffentlichung einer Vernehmlassung in den

(www-ns.iaea.org/standards). Sie reflektieren den

Mitgliedsländern unterzogen. Hier hat das ENSI

Stand von Wissenschaft und Technik und werden

nochmals die Möglichkeit, Änderungswünsche

aktualisiert, wenn sich neue Erkenntnisse aus

einzubringen. Im Jahr 2013 wurden folgende Sa-

Betriebserfahrung oder Forschung ergeben. Die

fety Standards veröffentlicht:

Safety Standards umfassen alle Themenbereiche

GSG-3: The Safety Case and Safety Assessment

der Reaktorsicherheit, des Strahlenschutzes, des

for the Predisposal Management of Radioactive

Transports nuklearer Güter und der Entsorgung

Waste

radioaktiver Abfälle. Sie gliedern sich in drei hier-

GSG-4: Use of External Experts by the Regula-

archische Stufen:

tory Body

In den 2006 publizierten Fundamental Safety

SSG-225: Periodic Safety Review for Nuclear

Principles werden 10 Grundprinzipien für die

Power Plants

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Im Gefolge des nuklearen Unfalls im japanischen

2011, an der 24 Experten aus 14 Nationen beteiligt

Fukushima einigten sich die Mitgliedsstaaten an

waren. Die IAEA hat den Schlussbericht der Über-

der Generalkonferenz vom September 2011 auf

prüfungsmission des Integrated Regulatory Review

einen IAEA Action Plan on Nuclear Safety. Mit

Service IRRS im Mai 2012 abgeschlossen. Darin

diesem Aktionsplan bekennen sie sich zu – freiwilli-

sind 19 Hervorhebungen von guter Praxis, 12 Emp-

gen – Massnahmen, um die nukleare Sicherheit

fehlungen und 18 Anregungen enthalten (siehe

weltweit zu verbessern. Die Schweiz hat die Ver-

auch www.ensi.ch ▶ Dossiers ▶ IRRS-Mission

abschiedung dieses Aktionsplanes begrüsst und ar-

2011). Das ENSI entwickelte im Jahre 2012 einen

beitet derzeit aktiv an der Umsetzung der einzelnen

Massnahmenplan für die Empfehlungen. Die Um-

Massnahmen. Im 6. Länderbericht der Schweiz zur

setzung der Massnahmen ist auf gutem Weg. Bis

CNS, welcher im August 2013 der IAEA eingereicht

Ende 2013 sind die folgenden Empfehlungen reali-

wurde, hat die Schweiz über den Stand der Umset-

siert worden.

zung der einzelnen Massnahmen berichtet. Stilllegung:

3.2.2 Integrated Regulatory Review Service (IRRS)

Die Empfehlung, dass sich das ENSI im Bereich der Stilllegung international stärker engagieren soll, wurde durch die Beteiligung in der Working Party

Auf Anfrage eines Landes überprüft die IAEA mit

on Dismantling and Decommissioning (WPDD) der

einem internationalen Expertenteam, ob dessen

Nuclear Energy Agency (NEA) der Organisation for

Nuklearaufsicht ihren Vorgaben entspricht. Die

Economic Co-operation and Development (OECD)

Schweiz hat diese internationale Überprüfung in

umgesetzt. Zudem wurde ein Basisinspektionspro-

Art. 2 Abs. 3 der ENSI-Verordnung gesetzlich ver-

gramm für Entsorgungs- und Forschungsanlagen

ankert: «Es [Das ENSI] lässt sich periodisch im Hin-

sowie für die Stilllegung erstellt.

blick auf die Erfüllung der Anforderungen der IAEA durch externe Expertinnen und Experten über-

Regelwerk:

prüfen.» Auch die EU hat in ihrer Mitte 2009 in

Die IRRS hat ausserdem auf die zeitgerechte Ver-

Kraft gesetzten EURATOM-Richtlinie für die Sicher-

vollständigung des Regelwerks hingewiesen. Das

heit kerntechnischer Anlagen eine entsprechende

ENSI wird seine Aktivitäten in diesem Bereich wei-

Verpflichtung eingeführt, dass die Mitgliedsstaa-

terführen (siehe auch Kapitel 4).

ten mindestens alle zehn Jahre eine Überprüfung der nuklearen Gesetzgebung und Aufsicht durch

Personal:

internationale Experten (Peer Review) durchführen

Die Massnahmen für ausreichend qualifiziertes

lassen.

Personal und das Personalentwicklungskonzept

Der IRRS dient der Stärkung der behördlichen Auf-

werden im Rahmen des Projekts Human Capital

sicht und staatlichen Infrastruktur für die nukleare

Management bearbeitet. Das Konzept wurde

Sicherheit. Aufgrund von schriftlichen Unterlagen,

2012 erstellt. Die Umsetzung der ersten Schwer-

Beobachtungen und Gesprächen mit den Behör-

punkte im Bereich Ressourcenplanung und Weiter-

den verfasst das Expertenteam – zumeist hochran-

bildung wurde im Berichtsjahr gestartet.

gige Vertreter der Aufsichtsbehörden von IAEAMitgliedsländern – einen Bericht, in dem es auf

Kernkraftwerke:

Verbesserungsmöglichkeiten sowie auch auf gute

Im Berichtsjahr ist eine Überprüfung der Vollstän-

Praxis hinweist. Zwei bis drei Jahre nach einer IRRS-

digkeit des Inspektionsprogramms, namentlich

Mission wird im Rahmen einer Folgemission über-

bezüglich Röntgenapparaten und radioaktiven

prüft, inwieweit das geprüfte Land die Empfehlun-

Quellen, durchgeführt worden. Weiter wurde eine

gen des Expertenteams umgesetzt hat.

Anpassung des Basisinspektionsprogramms mit

Die Schweiz liess sich als erste westliche Aufsichts-

Spezifikation von Sicherheitsebenen und Schutz-

behörde bereits 1998 überprüfen. Die Empfehlun-

zielen durchgeführt. Die Anpassung wird 2014

gen aus dieser Überprüfung und der Folgemission

eingeführt.

von 2003 trugen massgeblich dazu bei, dass das ENSI eine unabhängige öffentlich-rechtliche An-

Änderungen im Gesetzeswerk:

stalt des Bundes geworden ist und nach einem

Massnahmen, die nicht oder nicht allein in den

integrierten Aufsichtskonzept arbeitet. Erneut er-

Aufgabenbereich des ENSI fallen, wurden im Be-

folgte eine Überprüfung der Schweiz im November

richtsjahr bei den zuständigen Instanzen einge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

speist. Insbesondere in den Bereichen Gesetzes-

für Strom- und Wärmeerzeugung, World Nuclear

werk

kann

Association und die World Association of Nuclear

jedoch nicht mit kurzfristigen Änderungen gerech-

Operators. Aus den Datensätzen in PRIS erstellt

net werden. Die Experten der IAEA haben eine

die IAEA jährlich die Publikationen Nuclear Power

Stärkung der Aufsicht empfohlen. Darum wurde

Reactors in the World, Country Nuclear Power

im Berichtsjahr der ENSI-Bericht zur integrierten

Profiles und Operating Experience with Nuclear

Aufsicht publiziert (www.ensi.ch ▶ Dokumente ▶

Power Stations in Member States. Die wichtigsten

Bericht «Integrierte.Aufsicht»). Eine weitere her-

Daten sind im Internet unter www.iaea.org/pris

geleitete Massnahme betrifft die Verankerung im

abrufbar.

Regelwerk einer unabhängigen Überprüfung von

Die Datenbank für Kernenergieliteratur (Internatio-

sicherheitsrelevanten Unterlagen durch den Betrei-

nal Nuclear Information System INIS) wurde 1970

ber. Diesbezüglich enthält die Kernenergieverord-

gestartet, indem bereits existierende Literatur-

nung verschiedene Ansatzpunkte für eine entspre-

sammlungen (Nuclear Science Abstracts) einzelner

chende Pflicht der Betreiber. Die Anforderung wird

Staaten, vor allem der USA, der ehemaligen Sowjet-

im Rahmen der Revision der Richtlinie G07 ge-

union und Grossbritanniens zusammengeführt

nauer spezifiziert Auch diese Massnahme ist 2013

wurden. Seither wurde die Datenbank kontinuier-

umgesetzt worden

lich vergrössert und ihre Funktionen wurden ver-

Der detaillierte Umsetzungsplan der IRRS-Empfeh-

bessert, z.B. durch Schlagwörter, Mikrofilm-Ver-

lungen ist auf der Website des ENSI ersichtlich:

sion, dann elektronische Verfügbarkeit zunächst

(www.ensi.ch ▶ Suchbegriff: IRRS Massnahmen-

über CD-Versand ab 1992, später über Internet.

plan). Die IRRS-Folgemission in der Schweiz wird

Seit April 2009 ist INIS nicht nur für die Mitglieds-

im Frühling 2015 stattfinden.

länder, sondern frei im Internet unter http://www.

Das ENSI beteiligt sich selbst aktiv am IRRS-Pro-

iaea.org/inis/ zugänglich. Derzeit enthält die Da-

gramm der IAEA und stellte bisher Experten für 19

tenbank über 3,5 Mio. Einträge.

und

Strahlenschutzgesetzgebung

Überprüfungsmissionen in andere Staaten zur Verfügung. Zwei dieser Missionen wurden vom ENSI geleitet. Die für 2015 vorgesehene IRRS-Mission in Armenien wird von ENSI-Direktor Hans Wanner ge-

3.3 Kernenergieagentur NEA der OECD

leitet werden. Die Erfahrungen zeigen, dass durch Teilnahme an solchen internationalen Experten-

Die Kernenergieagentur (Nuclear Energy Agency

überprüfungen auch wertvolle Erkenntnisse für die

NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusam-

Aufsicht in der Schweiz gewonnen werden. Den

menarbeit und Entwicklung (OECD) fördert die

Anstoss für die Einführung von Werksinspektoren

sichere und friedliche Nutzung der Kernenergie. Mit

gab beispielsweise die Teilnahme an einer IRRS-

dem Beitritt von Russland Anfang 2013 sind nun 31

Mission nach Grossbritannien.

der 34 OECD-Staaten Mitglied der NEA. Zusammen verfügen sie dann über rund 90% der weltweiten

3.2.3 IAEA-Datenbanken

nuklearen Stromerzeugungskapazität. Die NEA mit Sitz bei Paris unterstützt ihre Mitgliedsländer bei der

Im Bereich Kernenergie betreibt die IAEA über

Weiterentwicklung der technischen, wissenschaft-

20 Datenbanken zu den Themen Kernkraftwerke,

lichen und rechtlichen Grundlagen. Sie fördert

Brennstoffkreislauf, Behandlung von radioaktiven

das gemeinsame Verständnis für Schlüsselfragen

Abfällen etc. Die meisten davon sind öffentlich. An

der nuklearen Sicherheit und erarbeitet Stellung-

zwei für die Schweiz wichtigen Datenbanken

nahmen, die den Mitgliedsstaaten als Entschei-

arbeitet das ENSI mit. Diese sind das Power Reactor

dungsbasis dienen können. Die Kernkompetenzen

Information System (PRIS) und das International

der NEA sind die Reaktorsicherheit, Aufsicht über

Nuclear Information System (INIS).

Kernanlagen, Entsorgung radioaktiver Abfälle,

PRIS gibt es schon seit 40 Jahren und ist als Infor-

Strahlenschutz, wirtschaftliche und technische Ana-

mationsquelle für die Kernkraftwerke einzigartig.

lysen des Brennstoffkreislaufs, Kernenergierecht

Die Grunddaten über die Kernkraftwerke der Welt

und -haftpflicht sowie die Information der Öffent-

werden beispielsweise von folgenden Organisatio-

lichkeit. Die NEA unterstützt eine Vielzahl von For-

nen genutzt: IAEA, OECD, Europäische Kommis-

schungsvorhaben auf diesen Gebieten. Die meisten

sion, World Energy Council, International Centre

der NEA-Berichte sind frei auf dem Internet erhält-

for Theoretical Physics ICTP, Europäischer Verband

lich unter http://www.oecd-nea.org/pub.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Im Bereich der nuklearen Sicherheit arbeiten zwei

Working Group on Operating Experience

Kommissionen. Das Committee on Nuclear Regu-

(WGOE);

latory Activities (CNRA) beschäftigt sich schwer-

Working Group on Inspection Practices (WGIP);

punktmässig mit Fragen der nuklearen Aufsicht,

Working Group on Public Communication of

das Committee on the Safety of Nuclear Installa-

Nuclear Regulatory Organisations (WGPC);

tions (CSNI) mit Forschungsthemen im Bereich der

Working Group on the Regulation of New

Sicherheit von Kernanlagen. Beide Kommissionen

Reactors (WGRNR).

haben eine Reihe von permanenten Arbeitsgrup-

Das ENSI ist in allen Gruppen ausser der WGRNR

pen und speziellen Gruppen, die ad hoc zur Bear-

vertreten. An den CNRA-Tagungen erstatten die

beitung aktueller Themen eingesetzt werden. Im

Arbeitsgruppen jeweils Bericht. Die CNRA koordi-

Bereich Strahlenschutz ist das Committee on

niert – wie die anderen Kommissionen – die Tätig-

Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

keiten der Arbeitsgruppen und genehmigt die Pu-

aktiv und im Bereich Entsorgung das Radioactive

blikation von Berichten.

Waste Management Committee (RWMC). Weitere

Im Berichtsjahr wurde eine temporäre Arbeits-

Arbeitsbereiche der NEA sind wissenschaftliche

gruppe gegründet mit der Aufgabe, die Massnah-

Datenbanken, Kernenergierecht, Entwicklung der

men zur gestaffelten Sicherheitsvorsorge umzuset-

Kernenergie, Kernenergie und Nachhaltigkeit so-

zen, die während eines gemeinsamen CNRA/CSNI

wie Kernenergie und Gesellschaft. Geleitet und

Workshops zu diesem Thema im Juni 2013 identi-

überwacht wird die ganze Organisation vom Stee-

fiziert wurden.

ring Committee for Nuclear Energy.

Weiter wurden 2013 drei Fachberichte verabschiedet:

3.3.1 Steering Committee for Nuclear Energy

Inspection of Licensee Emergency Arrangements Fukushima NPP Precursor Events

Das ENSI vertritt die Schweiz zusammen mit dem

Accident Management Insights after the Fuku-

Bundesamt für Energie im Steering Committee. Die-

shima Daiichi Nuclear Power Plant Accident

ses überwacht die Arbeit der Kommissionen, erstellt

Die WGOE hat das Ziel, die nukleare Sicherheit

die Strategie und genehmigt die Zweijahres-Arbeits-

durch den Austausch betrieblicher Erfahrungen

pläne sowie das Budget der NEA. Im Jahre 2013

insbesondere im Zusammenhang mit Vorkomm-

wurde unter anderem wurde über Möglichkeiten

nissen in Kernanlagen zu verbessern. Dazu betreibt

zur engeren Zusammenarbeit mit Nichtmitglieds-

die NEA zusammen mit der IAEA eine Vorkomm-

staaten diskutiert. Insbesondere mit China strebt die

nis-Datenbank, das International Reporting System

NEA eine verstärkte Kooperation an. Neben unten

for Operating Experience (IRS). Für das ENSI ist die

aufgeführten Arbeiten der Kommissionen wurde

WGOE eine wichtige Quelle für Informationen zu

auch die Sicherstellung der weltweiten Versorgung

Vorkommnissen und daraus abgeleiteten Lehren.

der Medizin mit Radioisotopen diskutiert, weil ein

In der Folge von Fukushima wurden die Vor- und

Teil der Reaktoren, in denen insbesondere das Isotop

Nachteile klassischer konservativ ausgelegter Kern-

Molybdän-99 erzeugt wird, in den kommenden

kraftwerke mit überschaubarer Technik gegenüber

Jahren abgeschaltet werden soll. Zudem hat eine

komplexen Kernkraftwerk-Designs erörtert. Zum

Debatte über Stilllegung stattgefunden, ein Thema,

Thema Fukushima haben im Berichtsjahr zudem

dessen Wichtigkeit in den kommenden Jahren vor-

mehrere Staaten über die jeweiligen Verbesse-

aussichtlich stark zunehmen dürfte.

rungsmassnahmen in ihren Anlagen berichtet. Eine temporäre Arbeitsgruppe hat dazu einen Be-

3.3.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

richt zu Vorläuferereignissen von Fukushima (precursor events) publiziert. Im Berichtsjahr hat die temporäre Arbeitsgruppe

Das CNRA ist ein Forum für Vertreter der nuklearen

zum Thema Non-conforming, Counterfeit Fraudu-

Aufsichtsbehörden. Es tagt zweimal pro Jahr und

lent and Suspect Items (TGNCFSI) ihren Bericht ab-

diskutiert Fragen, welche für die Sicherheit von

geschlossen. Sie beschäftigte sich mit Komponen-

Kernanlagen relevant und aktuell sind. Aus dieser

ten, die den Spezifikationen nicht entsprechen,

Arbeit leitet das Komitee Themen ab, die in Ar-

gefälscht sind oder gefälschte Zertifikate aufwei-

beitsgruppen vertiefter untersucht werden. Das

sen. Die Qualität dieser Teile wird teilweise bewusst

CNRA hat vier ständige Arbeitsgruppen:

so niedrig gehalten, dass anfängliche Funktions-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

tests zwar bestanden werden, dass aber ein länge-

CSNI verfolgt den Stand von Wissenschaft und

rer Einsatz zum Beispiel in klassierten Komponen-

Technik und erstellt darüber Berichte. Es fördert die

ten zum Ausfall der Komponente führen kann. Es

Koordination von Forschungs- und Entwicklungs-

sind weltweit schon zahlreiche diesbezügliche Vor-

projekten in den Mitgliedsstaaten und veranlasst

kommnisse festgestellt worden. Als neue Themen

eigene Programme in Bereichen mit gemeinsamen

wurden Vorkommnisse mit Brennelement-Lager-

Interessen. Das CSNI tagt zweimal jährlich, disku-

becken und Vorkommnisse beim Hochfahren von

tiert dabei aktuelle Themen der nuklearen Sicher-

Reaktoren identifiziert. Ein Workshop zur Effizienz

heit und der Forschung, bespricht laufende und

der Weitergabe von Betriebserfahrung soll im

beschliesst neue Projekte. Das umfangreiche Ar-

Herbst 2014 in Deutschland veranstaltet werden.

beitsprogramm bestreiten folgende permanente

Die WGIP befasst sich mit Inspektionstätigkeiten in

Arbeitsgruppen:

den Mitgliedsstaaten. Sie bewertet die Wirksam-

Working Group on Integrity and Ageing of

keit von Inspektionen und analysiert Inspektions-

Components and Structures (WGIAGE);

methoden und -techniken im Zusammenhang mit

Working Group on Analysis and Management

aktuellen und zukünftigen Herausforderungen bei

of Accidents (WGAMA);

der Aufsicht über die Kernanlagen. Neben den

Working Group on Risk Assessment (WGRISK);

halbjährlichen Treffen führt sie alle zwei Jahre

Working Group on Human and Organisational

einen Workshop zu ausgewählten Themen mit

Factors (WGHOF);

einem erweiterten Teilnehmerkreis durch. Im Jahre

Working Group on Fuel Safety (WGFS);

2013 standen neben der gegenseitigen Bericht-

Working Group on Fuel Cycle Safety (WGFCS).

erstattung über inspektionsrelevante Neuerungen

Das ENSI ist im Komitee selbst und in allen erwähn-

in den Mitgliedsstaaten das Thema Inspektion der

ten Arbeitsgruppen ausser der WGFCS vertreten.

Notfallorganisation im Zentrum der Arbeiten. Dazu

Im Berichtsjahr wurde zusätzlich entschieden, zwei

wurde ein Überblicksbericht erstellt, der sich auf

neue temporäre Arbeitsgruppen zu bilden.

die Antworten von den Mitgliedsländern zum ent-

Die Arbeitsgruppe mit dem Titel Safety Research

sprechenden Fragebogen

stützt. Im Jahr 2013

Opportunities Post-Fukushima wird sich mit si-

wurden zwei sogenannte Pilot Observed Inspec-

cherheitsrelevanter Forschung zum Anlagen-

tions (Inspektionen mit Beteiligung von Inspek-

verhalten während des Unfalls und zu den Still-

toren aus anderen Ländern) in den Vereinigten

legungsaktivitäten in Fukushima beschäftigen.

Staaten und Spanien durchgeführt.

Die Arbeitsgruppe mit dem Titel Natural Exter-

Die Kommunikation mit der Öffentlichkeit ist eine

nal Events (TGNEV) wird sich mit dem Schutz

wichtige Aufgabe der Aufsichtsbehörden. Die

von Kernanlagen gegen externe natürliche Er-

WGPC befasst sich mit den Themen Transparenz

eignisse befassen. Dabei werden voraussichtlich

der Tätigkeit von Aufsichtsbehörden, Information

extreme Witterungsereignisse und deren Fol-

der lokalen Bevölkerung um Kernanlagen, Wahr-

gen wie zum Beispiel Überflutungen vordring-

nehmung der Behörde in der Öffentlichkeit sowie

lich bearbeitet.

Krisenkommunikation. Am Jahrestreffen 2013 der

Daneben gibt es mehrere themenspezifische Grup-

WGPC behandelten die Teilnehmenden schwer-

pen und Forschungsprojekte (Details siehe die In-

punktmässig Themen aus der Anwendung von

ternetseite des CSNI: www.oecd-nea.org/nsd/csni).

Internet und Social Media durch die Behörden so-

Die WGIAGE befasst sich mit der Integrität und Al-

wie die Verwendung von Kommunikationsplänen

terung mechanischer Komponenten und Beton-

respektive Kommunikationskonzepten.

strukturen sowie der Erdbebensicherheit von Kernanlagen und umfasst drei Untergruppen zu diesen

3.3.3 Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI)

Themen. Im April 2013 fand die Jahressitzung der Hauptgruppe statt. Schwerpunkte waren die spezifischen Anforderungen an den Langzeitbetrieb

Das CSNI beschäftigt sich mit sicherheitstechni-

von Kernanlagen (Long Term Operation LTO) und

schen Aspekten der Auslegung, des Baus, des Be-

die Erdbebengefährdung, vor allem mit Hinblick

triebs und der Stilllegung von Kernanlagen. Ziel ist

auf den EU-Stresstest.

es, die Mitgliedsstaaten darin zu unterstützen, die

Die WGAMA beschäftigt sich mit der Thermohy-

nötigen technischen und wissenschaftlichen Kom-

draulik des Reaktorkühlsystems sowie der Sicher-

petenzen für die Beurteilung der Sicherheit von

heits- und Nebensysteme, dem Verhalten eines

Kernanlagen zu erhalten und auszubauen. Das

beschädigten Reaktorkerns, dem Schutz des

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Sicherheitsbehälters (Containment) und den Vor-

arbeitet. Er enthält Beiträge des ENSI zu den in

gängen, die bei der Freisetzung von Spaltproduk-

der Schweiz verwendeten thermohydraulischen

ten auftreten. Eine wichtige Grundlage für die

Kriterien und zu den Grenzwerten des Brennstoff-

Arbeitsgruppe sind experimentelle Forschungs-

abbrands. Besonderes Augenmerk legt der Bericht

arbeiten, die helfen, die bei Störfallen auftreten-

auf aktuelle offene Fragen im Brennstoffbereich,

den Phänomene zu verstehen und Computerpro-

wie zum Beispiel der Hüllrohrversprödung und

gramme für die Modellierung von Störfallabläufen

der Brennstoff-Fragmentierung. Der WGFS-Bericht

zu entwickeln. Folgende Aktivitäten waren im Be-

«Mechanical testing for RIA applications» wurde

richtsjahr im Gang: Erstens die Erarbeitung eines

im Berichtsjahr vom CSNI verabschiedet. In diesem

Papiers zum technischen Stand der gefilterten

Bericht werden die verschiedenen mechanischen

Containment-Entlastung. Der vorgesehene Über-

Tests zur Simulation der Brennstabbelastungen

blicksbericht soll bis Mitte 2014 fertiggestellt wer-

durch Reaktivitätsstörfälle beschrieben und bewer-

den. Zweitens die Erstellung eines Papiers zu Ent-

tet. Ein Bericht über den Umgang mit defektem

stehung, Transport und Risikomanagement von

Brennstoff bei Reaktorbetrieb, Transport und Lage-

Wasserstoff bei schweren Unfällen.

rung ist für die erste Hälfte von 2014 vorgesehen.

Die WGRISK hat die Aufgabe, die Entwicklung

Der Bericht baut auf einen Fragebogen zum Um-

und Anwendung der Probabilistischen Sicherheits-

gang mit Brennstabschäden unter verschiedenen

analyse (PSA) voranzutreiben. Im Berichtsjahr stand

Aspekten auf

der Informationsaustausch der einzelnen Länder

rung) und wurde von 15 Mitgliedsstaaten beant-

über ihre Tätigkeiten im Bereich PSA und die Durch-

wortet, darunter auch die Schweiz.

(Reaktoreinsatz, Transport, Lage-

führung des Projekts «Probabilistic Safety Assessment Insights Relating to the Loss of Electrical Source» im Vordergrund. Bei diesem Projekt zum

3.3.4 Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

Verlust der Stromversorgung sollen interne und externe auslösende Ereignisse berücksichtigt wer-

Das CRPPH hat den Auftrag, aktuelle Themen und

den. Die WGRISK unterstützte zudem die Working

Problemstellungen im Strahlenschutz zu bearbei-

Group on Operating Experience WGOE beim oben

ten, deren Auswirkungen auf die Sicherheit ab-

erwähnten Bericht zu Vorläufer-Ereignissen des

zuschätzen und allenfalls geeignete Massnahmen

Fukushima-Unfalls.

zu empfehlen. Es fördert die Umsetzung wissen-

Die WGHOF soll das Verständnis über den Einfluss

schaftlicher Erkenntnisse in Vorgaben für den

von Mensch und Organisation auf die nukleare Si-

Strahlenschutz und verfolgt die Ausbildung. Es ist

cherheit weiter verbessern. Zudem fördert die Ar-

auch ein Forum für den Austausch von Information

beitsgruppe die Entwicklung und Anwendung von

und Erfahrungen zwischen den Aufsichtsbehörden

Methoden zur Analyse und Bewertung der sicher-

und international im Strahlenschutz tätigen Gre-

heitsrelevanten Aspekte im Bereich Mensch und

mien wie ICRP (International Commission on Ra-

Organisation. Im Berichtsjahr stellte die WGHOF

diological Protection), IAEA, WHO (World Health

eine Zwischenbilanz der temporären Arbeits-

Organization), ILO (International Labour Organisa-

gruppe zum Thema «Menschliche Leistungsfähig-

tion), UNSCEAR (United Nations Scientific Com-

keit unter extremen Bedingungen» vor. Die Diskus-

mittee on the Effects of Atomic Radiation) und

sion in der Arbeitsgruppe hat schliesslich zum

IRPA (International Radiation Protection Associa-

Entschluss geführt, sich im Projekt nur auf das

tion). Das CRPPH hat mehrere Ad-hoc-Experten-

Thema «Entscheidungsfindung» zu konzentrieren.

und Arbeitsgruppen zu den Themen berufliche

Im Rahmen der Arbeitsgruppe wird im Frühjahr

Strahlenexposition, Umsetzung von Empfehlun-

2014 ein internationaler Workshop stattfinden,

gen der ICRP, Strahlenschutz und öffentliche Ge-

den das ENSI organisieren wird.

sundheit, Einbezug von Betroffenen, neuester

Die WGFS befasst sich mit der Sicherheit von Kern-

Stand der Technik sowie Notfallschutz. Das ENSI ist

brennstoffen. Ein wichtiges Thema sind die Sicher-

im Komitee selbst sowie in dessen Working Party

heitskriterien für das Verhalten von Brennstoffen

on Nuclear Emergency Matters (WPNEM) vertre-

unter Störfallbedingungen. Dazu zählen Kühl-

ten. Zudem stellt das ENSI den schweizerischen

mittelverlust-Störfälle (Loss of Cooling Accidents

Verantwortlichen für das Informationssystem für

LOCA) und Reaktivitätsstörfälle (Reactivity Initiated

berufliche Strahlenexposition (Information System

Accidents RIA). Ein Bericht aus dem Jahre 2012 zu

on Occupational Exposure ISOE), der auch die

den Brennstoff-Sicherheitskriterien wurde über-

schweizerischen Zahlenwerte für die weltweit be-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

nutzte ISOE-Datenbank bereitstellt. Der Schwer-

3.4 Behördenorganisationen

punkt der WPNEM-Arbeiten ist die Verbesserung der Notfallschutzplanung und der Notfallorganisation auf internationaler Ebene. Die radiologischen

3.4.1 Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA)

Konsequenzen des Unfalls in Fukushima Daiichi stehen weiterhin im Fokus für das CRPPH. Im Jahre

Die Leiter der nuklearen Aufsichtsbehörden West-

2013 wurde der CSNI-, CNRA- und CRPPH-Bericht

europas schlossen sich 1999 in der Western Euro-

«The Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Acci-

pean Nuclear Regulators’ Association (WENRA)

dent – OECD/NEA Nuclear Safety Response and

zusammen. Sie hatten damals das Ziel, einen ge-

Lessons Learnt» fertiggestellt und publiziert. Auf-

meinsamen Standpunkt zur Sicherheit von Kern-

grund einer Empfehlung des NEA-Steuerungsgre-

anlagen zu erarbeiten und die nukleare Sicherheit

miums hat das CRPPH im Berichtsjahr eine neue

in den Staaten der EU-Beitrittskandidaten aus ihrer

Expertengruppe gebildet mit der Aufgabe, einen

Warte zu beurteilen. Die Studien der WENRA

Bericht zu über den aktuellen Forschungsstand im

flossen in einen Bericht der Europäischen Kommis-

Bereich Strahlenschutz erstellen. Der Bericht folgt

sion und in Empfehlungen für die Beitrittsverhand-

auf zwei frühere NEA-Berichte von 1998 und 2007

lungen ein. Heute zählt die WENRA 17 Mitglieder.

und wird voraussichtlich 2015 publiziert werden.

Die Schweiz ist durch das ENSI vertreten und ge-

Im Jahre 2012 wurde die Auswertung einer Um-

hört zusammen mit Belgien, Deutschland, Finn-

frage zu den durchgeführten internationalen Not-

land, Frankreich, Grossbritannien, Italien, den Nie-

fallübungen INEX-4 (International Nuclear Emer-

derlanden, Spanien und Schweden zu den

gency Exercises) vorgestellt.

Gründerstaaten. Im Jahr 2003 stiessen mit Bulgarien, Litauen, Rumänien, der Slowakei, Slowenien,

3.3.5 Radioactive Waste Management Committee (RWMC) 96

Tschechien und Ungarn die Länder Mittel- und Osteuropas dazu, die selbst über Kernkraftwerke verfügen. Europäische Nicht-Kernenergiestaaten

Das RWMC unterstützt die Mitgliedsstaaten bei Fra-

sowie Russland, Armenien und die Ukraine neh-

gen zur Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im Zen-

men als Beobachter bei der WENRA teil.

trum steht dabei die Entwicklung von Strategien für

Im Zentrum der Aufgaben der WENRA stehen

die sichere Entsorgung hochaktiver langlebiger Ab-

heute die Harmonisierung der Sicherheitsanforde-

fälle. Das ENSI hat im Hauptkomitee, in der RWMC-

rungen und die gemeinsame Antwort auf neue

Arbeitsgruppe Integration Group for the Safety

Fragen, die sich zu Sicherheit und Aufsicht bei der

Case of Radioactive Waste Repositories (IGSC) sowie

Kernenergie in Europa stellen. Das Resultat der

im RWMC Regulators’ Forum Einsitz. Im Berichtsjahr

Harmonisierungsbestrebungen

hat das RWMC zusammen mit dem CRPPH und

und organisatorische Vorgaben – sogenannte

dem ICRP Leitlinien veröffentlicht für Strahlenschutz

Safety Reference Levels (SRL) –, die auf jede Kern-

im Bereich geologische Endlagerung.

anlage anwendbar sind und die jedes Land in sein

Die IGSC beschäftigt sich mit dem Sicherheits-

Regelwerk übertragen soll. Die WENRA erarbeitet

nachweis für ein geologisches Tiefenlager. Sie soll

SRL Levels für die Bereiche Reaktorsicherheit, Still-

die Mitgliedsländer darin unterstützen, wirksame

legung von Kernanlagen, Lagerung sowie Entsor-

Sicherheitsnachweise auf solider wissenschaftlich-

gung radioaktiver Abfälle. Sie rief zu diesem Zweck

technischer Grundlage zu entwickeln. Zugleich ist

zwei Arbeitsgruppen ins Leben, die Reactor Har-

die IGSC eine Plattform für den Austausch der in-

monisation Working Group (RHWG) und die Wor-

ternationalen Experten. Das Schwerpunktthema

king Group on Waste and Decommissioning

der IGSC im Berichtsjahr war das Symposium «The

(WGWD). Ihr Auftrag lautet, die unterschiedlichen

Safety Case for Deep Geological Disposal of Radio-

Ansätze für die nukleare Sicherheit zu analysieren,

active Waste 2013: State-of-the-Art». Das ENSI

mit den Sicherheitsstandards der IAEA zu verglei-

war im Programmkomitee vertreten und hat die

chen und Lösungen vorzuschlagen, wie Unter-

Rolle des Sicherheitsnachweises im Standortaus-

schiede bereinigt werden können, ohne die Sicher-

wahlverfahren aus Sicht der Aufsichtsbehörde vor-

heit zu schwächen. Die SRL sollen den besten

gestellt.

Stand der Praxis bezüglich Sicherheit reflektieren.

sind

technische

2010 konstituierte sich zudem eine neue Arbeitsgruppe, die WENRA Inspection Working Group (WIG). Sie setzt sich mit der Inspektionsmethodik

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 2: Besuch der WENRA in Tschernobyl anlässlich des WENRA-Herbsttreffens 2013 in Kiew. Quelle: ENSI.

für Komponenten und Strukturen von Kernkraft-

WENRA vertretenen Behördenorganisationen er-

werken in den Mitgliedsstaaten auseinander mit

statten darüber periodisch Bericht, so auch im Jahr

dem Ziel, vorbildhafte Lösungen (Good Practices)

2013. Im Berichtsjahr veröffentlichte die WENRA

für eine Verbesserung und Harmonisierung auf

im Weiteren eine Empfehlung zur Überprüfung der

europäischem Niveau zu identifizieren. Seit Ende

Reaktordruckbehälter im Zusammenhang mit den

2011 ist Hans Wanner, Direktor des ENSI, Vorsit-

festgestellten Befunden von 2012 im RDB-Grund-

zender der WENRA. Das ENSI stellt mit Stefan Theis

material der belgischen Kernkraftwerke Doel-3

zudem den Vorsitzenden der WGWD.

und Tihange-2.

2012 hat die WENRA sechs Gruppen innerhalb der RHWG neu geschaffen. Das Ziel dabei war, dass die WENRA die wichtigsten Erkenntnisse aus dem EU-

3.4.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG)

Stresstest übernimmt und in die SRL einarbeitet. Die Arbeit der fünf technischen Arbeitsgruppen

Die ENSREG wurde 2007 von der EU eingesetzt.

«Mutual Assistance», «Natural Hazards», «Con-

Die Aufgaben umfassen ähnliche Themen wie die-

tainment in Severe Accidents», «Accident Ma-

jenigen der WENRA, nämlich die Harmonisierung

nagement» und «Periodic Safety Review» wird von

der Anforderungen an die nukleare Sicherheit, der

der sechsten, der so genannten Koordinations-

Anforderungen an die Lagerung abgebrannter

gruppe, gesteuert. Die Ergebnisse der Arbeitsgrup-

Brennelemente und an die Entsorgung radioaktiver

pen sind im Laufe des Jahres wie vorgesehen in die

Abfälle sowie der Vorgaben für die Finanzierung

SRL eingebaut worden.

von Stilllegung und Entsorgung. In beiden Gremien

Die WENRA hatte im Anschluss an den Unfall von

nehmen zumeist die gleichen Behördenvertreter

Fukushima Daiichi die RHWG beauftragt, im Hin-

Einsitz. Die Schweiz hat als Nicht-EU-Mitglied in der

blick auf die Lehren aus diesem Unfall die SRL zu

ENSREG im Gegensatz zur WENRA kein Mitspra-

überarbeiten. Bis Dezember 2013 erstellte die

cherecht, sondern lediglich Beobachterstatus.

RHWG die aktualisierten WENRA SRL für beste-

Die Hauptaktivitäten der ENSREG im Berichtsjahr

hende Reaktoren im Entwurf. Diese sollen nun in

bezogen sich auf die Ausarbeitung der revidierten

einer 3-monatigen Konsultationsfrist von sämtli-

europäischen Richtlinie zur nuklearen Sicherheit

chen beteiligten Akteuren abschliessend überprüft

(European Directive on Nuclear Safety) sowie die

werden.

Implementierung der nationalen Aktionspläne, die

Die Umsetzung der SRL im Bereich Reaktorsicher-

von allen im Vorjahr am EU-Stresstest beteiligten

heit ist in den Mitgliedsstaaten sowohl auf Richtli-

Staaten erstellt worden waren. Der im Januar 2013

nienebene wie auch beim Vollzug in den Kern-

an die EU übermittelte Schweizer Aktionsplan ist

kraftwerken bereits weit fortgeschritten. Die in der

im Rahmen einer Überprüfung durch Fachleute

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

(Peer Review) im April 2013 positiv beurteilt wor-

Die Mitgliedsländer treffen sich regelmässig min-

den. Das ENSI hat während des Jahres 2013 weiter

destens jährlich unter wechselndem Vorsitz. Die

an den Folgeaktivitäten aus dem EU-Stresstest ge-

wesentlichen Ziele der ENSRA sind:

arbeitet.

der Austausch über regulatorische Sachverhalte der nuklearen Sicherung,

3.4.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA

der Austausch zu aktuellen Sicherungsproblemen oder Ereignissen, die Entwicklung eines umfassenden Verständ-

Die ENSRA ist eine europäische Plattform für den

nisses der fundamentalen Prinzipien des physi-

Informationsaustausch im sensitiven Bereich der

schen Schutzes und

Sicherung kerntechnischer Anlagen und Einrich-

die Förderung einer gemeinsamen Basis der nu-

tungen sowie von Kernbrennstoff-Transporten.

klearen Sicherung innerhalb Europas.

Mitglieder der ENSRA sind Behörden und assozi-

Im Berichtsjahr stand die ENSRA unter Vorsitz von

ierte öffentlich-rechtliche Körperschaften mit Zu-

Spanien. Das Haupttreffen fand am 12.–13. No-

ständigkeiten für Fragen der nuklearen Sicherung

vember 2013 in Spanien statt. Die ENSRA hat

in europäischen Staaten mit zivilen Nuklearpro-

insgesamt 15 Mitglieder: Belgien, Deutschland,

grammen.

Finnland, Frankreich, Grossbritannien, Litauen, Nie-

Der Schutz von Kernanlagen und Kernmaterialien

derlande, Polen, Slowakei, Spanien, die Schweiz,

vor Sabotage, gewaltsamen Einwirkungen oder

Schweden, Slowenien, Tschechien und Ungarn. Die

Diebstählen ist seit langem eine Frage der nationa-

ENSRA hat im Berichtsjahr ihre Richtlinien aktuali-

len und internationalen Gemeinschaft. Seit Mitte

siert, die voraussichtlich im Jahr 2014 in Kraft treten

der 1990er Jahre hat eine informelle Gruppe Euro-

werden. Dabei will man vor allem die Aufnahme

päischer Behörden einen gemeinsamen Informa-

weiterer Mitgliedsländer erleichtern sowie eine

tionsaustausch im Bereich der Sicherung ins Leben

vertiefte Zusammenarbeit und den Austausch von

gerufen. Veranlassung war der Wille, die Ansich-

guter Praxis zwischen den Mitgliedsstaaten ermög-

ten und Erfahrungen einzelner Länder im sensiti-

lichen. Weitere Themenbereiche waren die Zu-

ven Bereich des Sabotageschutzes zu teilen und in

sammenarbeit mit der IAEA für ein europäisches

Bezug auf die eigenen Strukturen zu reflektieren.

Ausbildungszentrums im Bereich der Sicherung, zu-

Nach den Anschlägen in den USA im September

künftige Tätigkeiten von Arbeitsgruppen der ENSRA

2001 hatte die Gruppe beschlossen, sich am

und das weitere Vorgehen betreffend eines Stress-

28. Oktober 2004 zur ENSRA zu vereinigen.

tests zum Thema Sicherung.

Abbildung 3: Hans Mattli, Leiter der Sektion Sicherung des ENSI, hält ein Referat zur Arbeit der ENSRA an einer IAEA Konferenz. Quelle: ENSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3.4.4 Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA)

3.5 Bilaterale Zusammenarbeit Die bilaterale Zusammenarbeit mit den Nachbarstaaten Deutschland, Frankreich und Italien dient

Die HERCA ist eine Vereinigung der für Strahlen-

dem gegenseitigen Informationsaustausch über

schutz verantwortlichen Behörden in Europa. Sie

die Sicherheit von Kernanlagen und über die Auf-

wurde 2007 gegründet, und 49 Behörden aus

sicht. Eine besondere Bedeutung kommt dabei der

31 Ländern sind Mitglied der HERCA. Seit Januar

grenzüberschreitenden Abstimmung zum Schutz

2012 steht die HERCA unter dem Vorsitz von Sigur-

der Bevölkerung bei einem Notfall zu. Dieser Punkt

dur Magnusson, Direktor der isländischen Strah-

ist auch Thema der jährlichen Gespräche mit Öster-

lenschutzbehörde. Sie besteht aus einem Board of

reich.

Head (BoH), das sich jährlich zwei Mal trifft, und den Arbeitsgruppen WG European Radiation Passbook & Outside workers;

3.5.1 Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS)

WG Non-medical sources and practices; WG Medical Applications;

Die Commission franco-suisse de sûreté nucléaire

WG Emergencies;

et de radioprotection (CFS) wurde 1989 auf Basis

WG Surveillance of collective doses from medi-

einer Vereinbarung zwischen den Regierungen der

cal exposures.

Schweiz und Frankreichs ins Leben gerufen. Die

Das 12. Jahrestreffen fand am 26.–27. Oktober

Mitglieder der Kommission sind auf französischer

2013 in Berlin statt. Die ständig zunehmenden

Seite Vertreter der Aufsichtsbehörde Autorité de

Strahlendosen bei medizinischen Anwendungen

sûreté nucléaire ASN und auf schweizerischer Seite

sowie die Entwicklung im Bereich der portablen

Vertreter des ENSI, des Bundesamts für Energie

Röntgengeräte waren im Berichtsjahr die Haupt-

BFE, des Bundesamts für Gesundheit BAG, der

themen im Strahlenschutz. Auch die Arbeiten der

Nationalen Alarmzentrale NAZ, des Eidg. Departe-

Working Group Emergency und der gemeinsamen

ments für Auswärtige Angelegenheiten EDA sowie

Arbeitsgruppe HERCA/WENRA standen im Be-

ein Delegierter der Kantone. Für den Notfallschutz

richtsjahr im Vordergrund.

und für den Strahlenschutz im Bereich Medizin, Industrie und Forschung hat die CFS gemeinsame

3.4.5 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa

Arbeitsgruppen. Zudem führen französische und schweizerische Fachleute regelmässig gemeinsame Inspektionen («inspections croisées») in Kernanla-

Die Schweiz ist Mitglied der Europäischen Bank für

gen und Strahlenschutzeinrichtungen in beiden

Wiederaufbau und Entwicklung (EBRD) und unter-

Ländern durch und nehmen als Beobachter an

stützt osteuropäische Staaten im Bereich der nukle-

Notfallübungen der anderen Partei teil. Diese bila-

aren Sicherheit. Das Staatssekretariat für Wirt-

terale Zusammenarbeit wird von beiden Staaten

schaft (SECO) vertritt die Schweiz bei den durch die

als wertvoll und lehrreich gewürdigt.

EBRD verwalteten Nuklearfonds zur Behandlung

Im Zentrum der CFS-Hauptversammlung 2013,

radioaktiver Abfälle beim Kernkraftwerk Tscherno-

welche am 5.-6. September 2013 in Basel statt-

byl (Nuclear Safety Account) und zum Bau einer

gefunden hat, stand der Austausch über die Zu-

neuen Schutzhülle um den zerstörten Block 4 von

sammenarbeit im Bereich des physischen Schutzes

Tschernobyl (Chernobyl Shelter Funds). Bei der Fi-

und der Sicherung von Strahlenquellen sowie der

nanzierung von Projekten über die Nuklearfonds

Informationsaustausch im Bereich des konventio-

treten oft komplexe Problemstellungen auf, deren

nellen Arbeitsschutzes. Weitere Schwerpunkte wa-

Lösung kerntechnische Kenntnisse voraussetzt.

ren der Weiterbetrieb des Kernkraftwerks Fessen-

Das ENSI stellt dem SECO seine diesbezügliche

heim, das nur gut 30 Kilometer nördlich von Basel

Fachkompetenz zur Verfügung. Finanziell trägt die

am Rhein steht, sowie die Massnahmen zur Über-

Schweiz nur noch an den Chernobyl Shelter Fund

prüfung der Reaktordruckbehälter in den Schwei-

bei. Im Berichtsjahr konnte sich ein Experte des

zer Kernkraftwerken als Folge der Befunde im

ENSI bei einem Besuch in Tschernobyl ein Bild zum

RDB-Grundmaterial der belgischen Reaktoren

Bau der neuen Schutzhülle um den zerstörten Re-

Doel-3 und Tihange-2.

aktorblock 4 machen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3.5.2 Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK)

für die Arbeitsgruppe 2 (Notfallschutz) die «Überprüfung der grenzüberschreitenden Informationsund Alarmierungswege im Rahmen der Gesamtnotfallübung ODYSSEUS», für die Arbeitsgruppe 3

Die DSK wurde 1982 mit einer Vereinbarung zwi-

(Strahlenschutz) die «Weiterentwicklung von Strah-

schen den Regierungen der Schweiz und der Bun-

lenschutzanforderungen» und für die Arbeits-

desrepublik Deutschland geschaffen. Die Kommis-

gruppe 4 (Entsorgung) neu die «Stilllegung von

sion setzt sich aus Vertretern schweizerischer und

Kernkraftwerken». Im Jahre 2013 wurde daher für

deutscher Bundesstellen, der Bundesländer Baden-

die Arbeitsgruppe 4 ein zusätzliches Mandat für

Württemberg und Bayern sowie des Kantons Aar-

das Thema Stilllegung beschlossen.

gau zusammen. In vier Arbeitsgruppen der DSK vertiefen Fachleute die bilaterale Zusammenarbeit, die von beiden Staaten als wichtig und wertvoll be-

3.5.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich

urteilt wird. Ende November 2013 führte die DSK

100

in Essen ihr 31. Jahrestreffen durch. Axel Vorwerk

Der Schweizerische Bundesrat und die Regierung

vom deutschen Bundesministerium für Umwelt,

der Republik Österreich schlossen 1999 ein Ab-

Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) und

kommen über den frühzeitigen Austausch von In-

Hans Wanner, Direktor des ENSI, leiteten die Ta-

formation aus dem Bereich der nuklearen Sicher-

gung gemeinsam. Zentrale Themen der Tagung

heit und des Strahlenschutzes. Da Österreich über

waren:

keine Kernkraftwerke verfügt, liegt der Schwer-

die Folgeaktivitäten aus dem EU-Stresstest,

punkt der Information bei den Vorgängen in der

die Erkenntnisse aus dem nuklearen Unfall von

Schweiz. Im Rahmen des 13. bilateralen Nuklear-

Fukushima,

experten-Treffens vom April 2013 orientierten die

der Informationsaustausch über die Sicherheit

Delegierten beider Staaten zu verschiedenen The-

der Kernanlagen und den Strahlenschutz in bei-

men, insbesondere zur Strahlenüberwachung, Not-

den Ländern,

fallschutzplanung und zur Aufsicht über die

die Koordination der Notfallschutz-Massnahmen

Schweizer Kernanlagen.

in der Umgebung der grenznahen Anlagen, die Fortschritte bei der Entsorgung radioaktiver Abfälle, die Erkenntnisse aus der Schweizer Gesamtnotfallübung ODYSSEUS von 2013, in der auch die

3.5.4 Italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit (Commissione Italiana-Svizzera CIS)

benachbarten deutschen Bundesländer involviert waren.

Mit Italien schloss die Schweiz 1989 ebenfalls

Die vier DSK-Arbeitsgruppen berichteten über den

einen Staatsvertrag ab, der wie die bilateralen

Stand der Arbeiten. Schwerpunkte der Arbeiten

Staatsverträge mit den anderen Nachbarländern

2013 waren für die Arbeitsgruppe 1 (Anlagen-

primär die gegenseitige Benachrichtigung bei

sicherheit) die «Erkenntnisse aus Fukushima und

nuklearen Ereignissen regelt. In Ergänzung dazu

die Umsetzung der nationalen Aktionspläne»,

wurde im Juni 2011 eine Vereinbarung zwischen dem ENSI und dem Istituto Superiore per la Prote-

Abbildung 4: ISPRA-Direktor Stefano Laporta und ENSI-Direktor Hans Wanner beim CIS-Jahrestreffen 2013 in Zürich. Quelle: ENSI.

zione e la Ricerca Ambientale ISPRA abgeschlossen. Ziel dieser Vereinbarung ist ein jährliches bilaterales Expertentreffen. Das erste Treffen hatte im November 2012 in Rom stattgefunden. Die zweite Sitzung der Kommission fand Ende Mai 2013 in Zürich statt. Dabei wurde eine engere Zusammenarbeit in den Bereichen Rückbau von Kernkraftwerken und Entsorgung von radioaktiven Abfällen beschlossen. Zudem nahm eine Vertreterin des ISPRA als Beobachterin an der Gesamtnotfallübung ODYSSEUS im Herbst in der Schweiz teil. Das nächste Treffen der CIS findet 2014 in Italien statt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3.5.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit Zwischen der Schweiz und den USA bestehen bilaterale Verträge für die gegenseitige Unterstützung

Abbildung 5: Die Delegation der United States Nuclear Regulatory Commission U.S.NRC mit Vertretern des KKL und des ENSI. Quelle: KKL.

bei Fragen der Kernenergie-Sicherheit. Es handelt sich um das Rahmenübereinkommen zwischen der amerikanischen Aufsichtsbehörde Nuclear Regulatory Commission (NRC) und dem ENSI für den Austausch von technischer Information und die Zusammenarbeit in Belangen der nuklearen Sicherheit sowie das Umsetzungs-Übereinkommen bezüglich Teilnahme am NRC-Forschungsprogramm im Bereich schwerer Unfälle. 2012 wurde das Rahmenabkommen zwischen der NRC und dem ENSI für weitere fünf Jahre verlängert. Anfang Juni 2013 besuchte eine Delegation unter der Leitung der beiden U.S.NRC Commissioners William D. Magwood und George Apostolakis die Schweiz. Während des Besuches besichtigte die Delegation das Kernkraftwerk Leibstadt (KKL), das Paul Scherrer Institut sowie das Zentrale Zwischenlager ZWILAG. Mit der Geschäftsleitung und den Mitarbeitenden des ENSI diskutierten sie Themen des Risikomanagements und der Entsorgung sowie weitere Aufsichtstätigkeiten. Das ENSI empfängt im Weiteren regelmässig Delegationen aus anderen Staaten, um die bilaterale Diskussion über Nuklearsicherheitsfragen zu pflegen. Im Berichtsjahr besuchten unter anderem eine Delegation der französischen Aufsichtsbehörde ASN, der belgischen Aufsichtsbehörde FANC sowie der Litauischen Aufsichtsbehörde VATESI das ENSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

101

4. Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht In seiner Eigenschaft als Aufsichtsbehörde oder ge-

der Nachbetriebsphase. Dabei wurden die organi-

stützt auf einen Auftrag in einer Verordnung er-

sationsbezogenen Anforderungen aus dem IAEA

lässt das ENSI Richtlinien. Richtlinien sind Vollzugs-

Safety Standard GS-R-3 «The Management System

hilfen, die rechtliche Anforderungen konkretisieren

for Facilities and Activities» (2006) sowie aus den

und eine einheitliche Vollzugspraxis erleichtern. Sie

Reference Levels der Western European Nuclear

konkretisieren zudem den aktuellen Stand von

Regulators Association (WENRA) berücksichtigt.

Wissenschaft und Technik. Im Einzelfall kann das ENSI Abweichungen zulassen, wenn die vorgeschlagene Lösung in Bezug auf die Sicherheit und Sicherung mindestens gleichwertig ist. Die bisherigen R-Richtlinien werden laufend durch sogenannte A-, B- und G-Richtlinien ersetzt. A-Richtli-

4.2 ENSI-G11: Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Planung, Herstellung und Montage

nien beziehen sich auf die Anlagenbegutachtung und B-Richtlinien auf die Betriebsüberwachung. G-

Anlässlich der zweiten Revision der Richtlinie ENSI-

Richtlinien widmen sich generellen Themen, die

G11 wurden die bisherigen Erfahrungen bei der

sowohl die Anlagenbegutachtung als auch die Be-

Anwendung der Richtlinie berücksichtigt sowie

triebsüberwachung betreffen.

einzelne Bestimmungen aus entsprechenden Fest-

Auch im Jahr 2013 führte das ENSI die Überarbei-

legungen des Schweizerischen Vereins für tech-

tung des Richtlinienwerks weiter. Der aktuelle Stand

nische Inspektionen (SVTI) übernommen, die weit-

der Richtlinien kann dem Anhang D entnommen

gehend der bisherigen Praxis entsprechen. Der

werden. Sowohl die gültigen Richtlinien als auch die-

Überwachungsbereich für den vom ENSI beauf-

jenigen in Anhörung finden sich auf der Website des

tragten Sachverständigen wurde teilweise neu ge-

ENSI. Im Berichtsjahr wurden zwei Richtlinien revi-

regelt. Grundsätzlich werden sicherheitstechnisch

diert und eine Neuausgabe verabschiedet. Darüber

klassierte Behälter und Rohrleitungen (BRK) sowie

hinaus hat das ENSI Anhörungen zu zwei neuen

Kerneinbauten für die Sicherheitsklassen SK1 bis

Richtlinien durchgeführt. Die Richtlinie HSK-R-39

SK3 der Überwachung durch den Sachverstän-

«Erfassung der Strahlenquellen und Werkstoffprüfer

digen unterstellt. Die BRK der Sicherheitsklasse

im Kernanlagenareal» wurde im Januar 2013 zu-

SK4 unterstehen nicht mehr dem Überwachungs-

rückgezogen, die Richtlinie HSK-R-06 «Sicherheits-

bereich des Sachverständigen. Die Überwachung

technische Klassierung, Klassengrenzen und Bauvor-

erfolgt durch den Bewilligungsinhaber oder durch

schriften für Ausrüstungen in Kernkraftwerken mit

eine von ihm beauftragte Organisation. Die Revi-

Leichtwasserreaktoren» im September 2013.

sion 2 wurde im Juni 2013 verabschiedet.

4.1 ENSI-G07: Organisation von Kernanlagen

4.3 ENSI-B06: Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Instandhaltung

Die Neuausgabe der Richtlinie ENSI-G07 vom Juli 2013 ersetzt die Ausgabe vom April 2008. Die bei-

Im Rahmen der zweiten Revision der Richtlinie

den Hauptunterschiede betreffen den Geltungs-

wurde entsprechend der Richtlinie ENSI-G11 im

bereich der Richtlinie und die Umsetzung inter-

Wesentlichen der Überwachungsbereich für den

national harmonisierter Anforderungen an die

vom ENSI beauftragten Sachverständigen neu ge-

Organisation von Kernanlagen. Die Neuausgabe

regelt. Zudem wurden die Anforderungen des Ka-

gilt für Kernkraftwerke, Forschungs- sowie Entsor-

pitels 8 des IAEA Safety Standards SSR-2/2 (2011)

gungsanlagen und regelt die Anforderungen an

vollständig umgesetzt. Die Revision 2 wurde eben-

die Organisation sowohl in der Betriebs- als auch in

falls im Juni 2013 verabschiedet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

103

5. Strategie und Ausblick Mit dem ENSI verfügt die Schweiz über eine funk-

Wie aus Probabilistischen Sicherheitsanalysen be-

tionell, institutionell und finanziell unabhängige

kannt ist, tragen Erdbeben wesentlich zum Kern-

Aufsichtsbehörde für den gesamten Kernenergie-

schadensrisiko der Schweizer Kernkraftwerke bei.

bereich, welche die nukleare Sicherheit und die Si-

Obwohl auf diesem Gebiet in der Vergangenheit

cherung abdeckt. Sie setzt damit die Vorgaben des

bereits umfangreiche Forschungen durchgeführt

Kernenergiegesetzes und des internationalen

wurden, bleibt die Erdbebengefährdung für das

Übereinkommens zur nuklearen Sicherheit um.

ENSI weiterhin ein wichtiges Thema. Insbesondere

Im Jahr 2013 hat das ENSI seine Forschungs-

ist geplant, die Erdbebenforschung zu geolo-

strategie aktualisiert und dabei insbesondere die

gischen Tiefenlagern auszuweiten.

übergeordneten Ziele und die thematische Aus-

Ein wichtiges Instrument des ENSI bei der Überprü-

richtung der regulatorischen Sicherheitsforschung

fung von Sicherheitsanalysen der Kernanlagen ist

neu formuliert. In den kommenden Jahren werden

die eigene, unabhängige Modellierung und

demnach

Nachrechnung. Der Umgang mit abgebrannten

Fragen des Langzeitbetriebs der bestehenden

Brennelementen im Transportbereich gewinnt zu-

Kernkraftwerke,

nehmend an Bedeutung. Deshalb unterstützt das

extreme Naturereignisse,

ENSI ab April 2014 ein Forschungsprojekt der Uni-

Stilllegungsthemen inklusive Abfallbehandlung

versität Bayreuth, in dem ein eigenes Berechnungs-

sowie

programm zur thermischen und mechanischen

Entsorgungsfragen im Zusammenhang mit der

Dimensionierung von Transport- und Lager-

Realisierung von geologischen Tiefenlagern

behältern entwickelt werden soll.

im Vordergrund stehen. Bei der Auswahl der For-

Durch die Mitwirkung in internationalen For-

schungsprojekte wird neben den fachlich-qualita-

schungskonsortien und die in Kapitel 3 beschrie-

tiven Aspekten weiterhin vor allem die Anwend-

benen Mitgliedschaften und Abkommen ist die in-

barkeit der Resultate in der regulatorischen

ternationale Vernetzung des ENSI seit Jahren

Praxis für das ENSI eine hohe Priorität haben.

hervorragend. Das ENSI beteiligt sich aktiv an den

Im Kontext der Forschungsarbeiten wird das ENSI

Arbeiten verschiedener Gremien der IAEA und der

die schon vor einigen Jahren begonnene, umfas-

OECD, wie z.B. in der 2013 von der OECD gegrün-

sende Überarbeitung des bestehenden Regelwerks

deten CSNI-Arbeitsgruppe zu extremen Naturer-

fortsetzen, den Erhalt und weiteren Aufbau der

eignissen. Seit Ende 2011 hat der Direktor des ENSI

Fachkompetenz anstreben sowie die sehr gute in-

den Vorsitz in der «Western European Nuclear

ternationale Vernetzung aufrechterhalten.

Regulators‘ Association» (WENRA), welche auch

Im Zusammenhang mit den Untersuchungen des

in den kommenden Jahren eine kontinuierliche

ENSI zu Fukushima hat sich gezeigt, dass eine in-

Verbesserung und Vereinheitlichung der Si-

tensivere Zusammenarbeit auf Bundesebene

cherheitsanforderungen in Europa anstreben

im Bereich der Gefährdungsanalysen für ex-

wird.

treme Naturereignisse sinnvoll ist. Gemeinsam

Der bilaterale Austausch mit den Nachbarländern

mit dem Bundesamt für Umwelt, dem Bundesamt

wird im Rahmen regelmässiger Treffen gepflegt.

für Energie und der MeteoSchweiz wurde daher im

Ferner ist das ENSI in diversen Hochschulgremien,

Jahr 2012 die «Plattform Extremereignisse» PLA-

internationalen Behördenorganisationen, Fachver-

TEX ins Leben gerufen. Seit 2013 ist zudem das

bänden und Normenorganisationen vertreten und

Bundesamt für Bevölkerungsschutz in PLATEX ver-

vertritt die Schweiz bei der Erarbeitung und der

treten. Derzeit befasst sich dieses Gremium mit

Umsetzung internationaler Übereinkommen, wie

Hochwasseranalysen. Ziel ist die Erstellung einer

beispielsweise der Convention on Nuclear Safety

Gefährdungsanalyse für die Flusssysteme Aare und

(CNS). Bei der Überprüfungskonferenz zur CNS

Rhein, welche einen neuen Stand von Wissen-

2014 setzt sich das ENSI insbesondere für verbind-

schaft und Technik definieren wird.

liche internationale Vorgaben zur Verhinde-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

105

rung schwerer Reaktorunfälle, stärkere Transparenz im Bereich der nuklearen Sicherheit und die vermehrte Durchführung internationaler Überprüfungsmissionen ein. Im Jahr 2011 liess sich das ENSI im Rahmen eines «Integrated Regulatory Review Service» (IRRS) von namhaften Experten der IAEA überprüfen. Aus der Überprüfung resultierten neben einigen «Good Practices» auch Empfehlungen («Recommendations»), welche seitdem laufend umgesetzt werden. Diese Umsetzungsarbeiten sind Teil der Vorbereitungen des ENSI für die IRRS-Nachfolgemission im Jahr 2015.

106

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte Inhaltsverzeichnis Brennstoffe und Materialien OECD Halden Reactor Project SCIP II Program 2009–2014 SAFE NORA PISA-II

111 119 123 133 143

Externe Ereignisse IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen Expertengruppe Starkbeben Projekt SMART 2013

153 161 171

Menschliche Faktoren Human Reliability Analysis

181

Systemverhalten und Störfallabläufe STARS PASSPORT LINX MELCOR further development in the area of air ingress and the effect of nitriding Analysis of the accident in the Fukushima Daiichi nuclear power station Risk Oriented Approaches and Melt-Structure-Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident

191 203 213 221 225 233

Strahlenschutz Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung

243

Entsorgung Mont Terri – RC Experiment Rock Mass Characterization Mont Terri – HM Experiment Hydro-Mechanical Coupling Cosmogenic nuclide dating of Swiss Deckenschotter

251 259 267

109

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

OECD Halden Reactor Project

Author und Co-author(s)

W. Wiesenack, Ă&#x2DC;. Berg

Institution

Institutt for energiteknikk, OECD Halden Reactor Project

Address

P.O.Box 173, NO-1751 Halden, Norway

Telephone, E-mail, Internet address

+47 69 21 22 00, www.ife.no/hrp

Duration of the Project

2012â&#x20AC;&#x201C;2014

ABSTRACT

ated BWR fuel rod. In-core materials were

The OECD Halden Reactor Project is an under-

tested to obtain data on stress corrosion crack-

taking of national organisations in twenty

ing and stress relaxation of reactor materials

countries sponsoring a programme that pro-

for plant lifetime assessments.

vides key information for safety assessments

The research in the Man-Technology-Organisa-

and licensing as well as for the reliable opera-

tion area comprises empirical studies of the

tion of nuclear power stations. The programme

interaction between the reactor operators and

is using the Halden reactor, the Kjeller hot labo-

process control systems. It also comprises inno-

ratory, the Halden Man-Machine Laboratory,

vative work on Human System Interface design

the FutureLab and the Halden Virtual Reality

and Control Room design. 3D visualisation

Centre for experimental work.

technologies by means of Virtual and Aug-

The activities in the Fuels & Materials area pro-

mented Reality are being developed. During

vide fundamental knowledge on the properties

2013, the final report was issued of the Inter-

and behaviour of nuclear fuels and materials

national empirical validation of various HRA

under long-term use in reactors as well as dur-

methods. Various future operational concepts

ing transients. In 2013, twelve in-core tests

were prototyped to study highly automated

were executed, most of them in loops simulat-

advanced plants. Improved methods and tech-

ing the thermo-hydraulic conditions of LWRs.

niques for plant state monitoring and plant

In addition, thirteen tests were in preparation

performance optimization were tested. Soft-

or underwent PIE. The tests encompassed vari-

ware systems dependability addressed issues

ous types of fuels and materials with zero to

related to modernisation of digital I&C systems,

high burnup or neutron fluence. The LOCA

requirements engineering, risk assessment,

test series continued with another pre-irradi-

and error propagation. 111

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Project goals

that higher burnup and longer fuel cycles remain a priority for utilities in their efforts to reduce opera-

The Halden Reactor Projects research programme

tional and fuel cycle costs. The programme

is defined as framework for 2012–2014 [1] and in

addresses

the detailed plan for 2013 [2].

Gas release under irradiation – fission gas release

The main goals of the R&D work in the fuels and

behaviour, gas inventory increase, tolerable rod

materials area are to provide data on:

overpressure

fuel properties needed for design and licensing

Fuel thermal and mechanical performance –

of high burnup reactor fuel

conductivity degradation, densification, swell-

fuel response to transients, in particular on phe-

ing, fuel creep, pellet-clad-mechanical interac-

nomena occurring during loss-of-coolant acci-

tion (PCMI)

dents

Fuel behaviour under accident scenarios – loss of

cladding creep, corrosion and hydriding to deter-

coolant accident (LOCA)

mine mechanisms and operational conditions

Demanding operation conditions – power tran-

that affect cladding performance, e.g. water

sients, PCMI, cladding transient creep, cladding

chemistry issues

corrosion and hydriding

stress corrosion cracking of reactor materials at

These subjects are studied in experiments designed

representative stress conditions and water chem-

and instrumented to provide concurrent data on

istry environments for plant lifetime assessments

several phenomena, e.g., fission gas release and

The main goals of the R&D work in the MTO area

thermo-mechanical properties. One of them is

are to:

IFA-716 with the primary objective to study fission

provide knowledge on how and why accidents

gas release (FGR) mechanisms. To this end, the

occur, with the aim to prevent them from hap-

experiment contains fuels with variations in grain

pening

size and doping concentration (0, 1000, 1600 ppm

establish empirical knowledge about human

of CrO2). The instrumentation also allows studying

potentials and limitations as operators in a con-

fuel densification and swelling. One of the six rods

trol room setting based on experiments carried

contains UO2 fuel with BeO, leading to an increased

out in HAMMLAB and the VR Centre

thermal conductivity and 100–150 °C lower tem-

develop advanced information and support sys-

peratures at 25–30 kW/m compared to standard

tems to enhance safety and assist operators in

UO2 fuel. In 2013, a power increase was imple-

plant optimization, operation and maintenance

mented to cross the fission gas release threshold,

develop methods and tools to improve the

and FGR was in fact seen in all the rods except for

dependability of software based systems

the BeO-doped fuel. The level of FGR is still too low (3–4%) to enable an evaluation of the influence of

Work carried out and results obtained

fuel composition, and another power increase will be implemented in 2014. Fission induced creep of UO2 and Cr-doped fuel is studied in IFA-701 as a function of varying fuel

112

The results from the OECD Halden Reactor Project’s

temperature and applied compressive stress at a

research programme are in detail reported to the

fixed fission rate. The assembly contains three test

members in two annual status reports [3, 4].

rods (Cr-doped and UO2 reference fuel) and one

Important activities are summarised below.

dummy rod in a single cluster. A bellows system applies an axial load onto the fuel stack. All the

Fuels & materials research

rods are connected to a gas line in order to change

The Halden Reactor was in planned operation

the He/Ar gas ratio in the fuel rod and in this way

accumulating about 193 full power days in 2013.

to control the fuel temperature independent of

Twelve experiments were irradiated in the HBWR at

power. The temperature independence of creep in

various times as part of the joint research pro-

the studied range of 400–800 °C was confirmed,

gramme of the Halden Reactor Project, while thir-

while a linear dependence on applied stress (30–

teen tests were in preparation or underwent post-

60 MPa) was found. The experiment will continue

irradiation examinations.

at increased temperatures (1100 °C) in 2014.

The activities related to the programme chapter on

The programme on fuel behaviour under accident

Fuel safety and operational margins reflect the fact

scenarios addresses the fact that fuel high burnup

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

The PWR cladding creep test IFA-741 has the objective to study creep behaviour of modern fuel cladding alloys, specifically to assess whether cladding creep is symmetrical under tensile and compressive loading and reversals, and whether mechanistic changes occur due to fast fluence effects on clad microstructure. The rig is operated in PWR conditions with a rod power of 17–20 kW/m. Nucleate boiling conditions produce a mid-wall temperature of 365 °C, only weakly depending upon power. Irradiation started in January 2013 and continues the irradiation of cladding segments previously loaded in the clad creep rig IFA-699. Various levels of compressive and tensile stress are applied, and as in previous tests on the subject, recurring primary creep depending on the stress change and secondary creep depending on the stress level were observed. The deformation tendency of both M-MDA and M5 contained in the test matrix implies that the creep behaviour is affected by the stress history and/or fluence accumulation. The plant ageing and degradation programme is aimed at studying the effects of irradiation on reactor vessel internals as the age of operating nuclear Figure 1: Gamma scan of fuel segment subjected to LOCA with ballooning, but without burst (IFA-650.14). The fuel fragmented and relocated into the additional space created by ballooning.

power plants increases. The studies address Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) of core component structural materials Irradiation enhanced creep and stress relaxation Reactor pressure vessel (RPV) embrittlement

capabilities must be demonstrated not only at nor-

The objectives of the BWR crack growth rate (CGR)

mal operating conditions, but also in safety tran-

test IFA-745 are to generate long-term CGR data

sients. A particular objective is to provide experi-

for irradiated Compact Tension (CT) specimens in

mental data on phenomena occurring during a

simulated BWR conditions and to compare the

loss-of-coolant accident (LOCA) with the test series

cracking response as a function of material, dose,

IFA-650. Eleven high burnup fuel rods have been

electrochemical corrosion potential (ECP), temper-

tested so far of which the last three were BWR seg-

ature, stress intensity (K) level and post irradiation

ments from the Swiss Leibstadt NPP. The objective

annealing (PIA) treatment. The CTs were made

of IFA-650.14 executed in October 2013 was to

from irradiated 304 stainless steel (SS), 304 SS heat

achieve cladding ballooning without failure to see

affected zone material, and 304L SS with doses

whether the temperature increase to about 800 °C

ranging from 1 to 7.7 dpa. The test materials were

is sufficient on its own to cause fuel fragmentation

exposed to a water chemistry with 5 ppm O2 or 2

or whether the shock because of the sudden loss of

ppm H2, several times switching between these

pressure at rod burst is required as well. The test

conditions. CGRs were in the range of 10-9–10-5

design and execution conditions were again calcu-

mm/s at K levels of 10–25 MPa√m, and decreased

lated by Grigori Khvostov from PSI. Obeying the

CGRs were measured in the presence of H2. The

recommendations derived from these calculations

CGRs measured for 7.7-dpa 304L SS CTs with PIA

resulted in a successful test in that ballooning with-

treatments appeared to be slightly lower than

out failure was achieved. The gamma scan carried

those without PIA treatment.

out right after the test (fig. 1) indicated sufficient

Crack initiation (or integrated time to failure) is

ballooning and that the fuel had fragmented similar

studied in IFA-733 with the objective to evaluate

to the fragmentation pattern observed in the pre-

the benefits of hydrogen water chemistry in miti-

ceding test with intentional rod burst.

gating the initiation of cracks in irradiated (13 dpa)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

113

Figure 2: Creep behaviour of different types of 316 stainless steel

304L SS tensile test specimens. Load is applied by

plemented by the Virtual Reality Laboratory, a facility

means of the system pressure acting on the outside

for rapid, interactive, high quality design of control

of bellows that are attached to the specimens. The

rooms. Tools to assist in verification and validation of

samples are instrumented with LVDTs to monitor

such designs as well as tools for maintenance train-

specimen failures on-line. The test has currently

ing have been developed. A new FutureLab has

been run for 12,500 full power hours (FPH). Loads

been established for early prototyping of opera-

of 80 and 100% of the 718 MPa Yield Strength

tional concepts in highly automated plants.

(YS) were applied to the specimens. Three of the

Highlights of the work in the MTO area performed

100% YS specimens failed shortly after reaching

in 2013 are given below.

the target load. Based on recommendations from

114

the 2012 IASCC review meeting, the future strat-

Human Performance

egy is to stepwise increase applied loads by approxi-

Past accidents and incidents have underscored the

mately 5% YS every 2000 FPH to promote IASCC-

influence of human performance on the safety of

initiation, mainly in low-load specimens.

nuclear power plants. In upgrades of existing

Irradiation enhanced creep and stress relaxation is

plants or in advanced reactors, the quality and reli-

a degradation mechanism that influences the ser-

ability of human performance in operation is

vice life of components which require that a load

expected to remain significant for the safe opera-

be maintained throughout service. This phenome-

tion of NPPs. Licensing of new designs will require

non is measured in common reactor structural

improved efforts in analysing the new work envi-

materials such as 316 SS, 304 SS and Alloy 718.

ronments and work organisation and their influ-

Twelve instrumented and eighteen non-instru-

ence on safety. Human performance is therefore a

mented tensile specimens are included in the test

key area of research. The programme emphasises

matrix. They are either kept at constant stress or

empirical research, with special focus on experi-

constant strain. For the CW 316 SS specimens, irra-

ments in HAMMLAB. There is a strong focus on

diation creep and stress relaxation data are related

direct co-operation with active groups in the mem-

and consistent. The steady state creep rates for the

ber organisations within this field of research.

CW 316 creep samples (fig. 2) was found to be

Main results:

much higher than for the SS 304LN (low carbon,

Human Reliability Analysis is one of the focus

high nitrogen).

areas. A workshop was held in Halden in May 2013 to discuss the possibility of an international

Man-Technology-Organisation (MTO) research

study on the use of simulator data to support

The MTO research carried out at the Halden Project

simulator data is important to support HRA. A

is based on the Halden Man-Machine Laboratory

project plan for an international study on HRA

(HAMMLAB), a world-wide reference facility for

data use was outlined. The scenario analysis

human factor studies and advice on control room

study can be viewed as the first phase of the

engineering. It provides the basis for studies on the

international study as it will provide valuable

performance of control room operators in complex

insights regarding what kind of HRA data practi-

and automated environments. HAMMLAB is com-

tioners would like to access.

HRA. The workshop participants agreed that

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

The Guidance-Expertise Model (GEM) of crew

participating crews and investigate information

behaviour in emergency classified features of the

exchange between the field operator and the

emergency procedures and aspects of crew

main control room by using a handheld device

teamwork as determinants of crew behaviour.

(fig. 3). The field operator will perform tasks in a

Analyses of the 2011 experiment indicate that

newly developed virtual representation of the

additional elements of the social-organisational

plant, presented on a large screen in the VR-

context, like the plantsâ&#x20AC;&#x2122; operation philosophies

centre.

and the team organisation, strongly affect the

A State-based alarm system developed for the

crew effectiveness in managing the emergen-

HAMBO simulator was tested and the overall

cies. Detailed experiment preparations have

findings from the study showed that secondary

been conducted in the resilient procedure use

disturbances were detected faster and more

project, including a new large screen display for

often with access to the state-based alarm sys-

the PWR simulator as well as a computer-based

tem than with only the ordinary alarm system.

procedure support tool.

The usability ratings of the state-based alarm sys-

An extensive field study has been initiated to

tem were high, and operators believed that such

explore similarities and differences in teamwork-

an alarm system could be of great help as an

competence requirements and challenges to

add-on alarm system in a nuclear power plant.

teamwork across three operational states: nor-

A 3rd generation large screen display, based on

mal operation, outage, and emergency opera-

the Information Rich Display concept, was installed

tion. Preliminary analysis of the data obtained in

in the Halden Reactor control room. Usability data

the field study until now points to several major

from this new Halden Reactor Display was com-

and minor differences in teamwork-require-

pared with the old panels. The usability results

ments across two or three of the operational

suggest that the concept is suitable for use in real-

states addressed. The differences include, e.g.,

life processes from a user experience point of

communication style, how situation understand-

view, and that recent design modifications have

ing is established, expectations to colleagues,

had a positive effect on usability.

leadership and task delegation, and workload

A prototype tool for reviewing HSIs against

management requirements.

NUREG-0700 guidelines was demonstrated at the EHPG and is being prepared for a study in

Human System Interface work

early 2014. A key feature of our technique for

The Project member organisations are very inter-

HSI review is that it aims to detect which HSI

ested in research related to Human System Inter-

displays need to be re-evaluated when changes

faces (HSIs) and in particular the innovative aspects

are made, thus optimising the review process.

going beyond traditional P&ID-based presentation.

Findings from the study of using a hand-held

Modernisation of nuclear power plant control

device (iPad) for control room crew showed that

rooms is taking place in many countries, moving

the usability ratings of the iPad were very high.

from panel-based control rooms into hybrid solu-

In situations where the iPad was used, significant

tions. Utilising the full capabilities of computerised

positive features were found: faster situation

solutions and at the same time maintaining the human factors aspects are prioritised. Improved information presentation will contribute to safer and more efficient operation by supporting operators in process understanding and creating enhanced situation awareness. The main objective is to develop, test and evaluate an HSI concept addressing the near-term needs of the industry to support on-going and planned control room modernisation projects, and the main results achieved are: Extensive preparations have been performed for the HAMMLAB 2013 experiment which started in November 2013 and will continue into 2014. The experiment will include field operators in the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 3: Integrated computerized procedure involving both local and centralized steps. Both parts of the system are updated in real-time to reflect current work status.

115

understanding of the shift supervisor after he entered the control room, better (self-rated) perceived shared understanding for the shift supervisor, and less (self-rated) mental demand for the shift supervisor.

Control Centre Design and Evaluation The semi-automated technique for reviewing control room layouts against NUREG-0700 guidelines has been evaluated in a study with human factors specialists from Norway and Germany as participants and has been demonstrated to increase the speed with which some complex reviewing activities can be done. A review of the literature published on Integrated System Validation (ISV) projects in the

Figure 4: Work Plan and 2D Dose Map from the Halden Planner shown on a robust Handheld Device.

nuclear domain has been performed. One finding was that all ISV projects referred to the Human Factors Engineering model of the

Future Operational Concepts

NUREG-0711. The first experiment for the devel-

The nuclear industry seems to move towards

opment of a criterion referenced approach to ISV

higher levels of automation in future plants. This

concluded that the preliminary ideas for «accept-

trend is encouraged by new plant designs and the

ability evaluation» were supported. Operators’

development of advanced control systems. As a

rating of acceptable performance support was

consequence, we may expect that the role of the

more sensitive than operators’ rating of mere

human operator, including the operators’ interac-

acceptable performance.

tion with automation, will change significantly in the future. To anticipate this change, we will pio-

Outage and Field Work

116

neer, prototype and assess new operational con-

Field studies and a workshop has been con-

cepts for human-automation interaction in future

ducted in the U.S. and in Sweden, and the work

plants.

so far indicates that there is a need for interac-

The FutureLab has been established as a central

tive planning and scheduling tools for use by

development laboratory for prototyping new

distributed teams in outages (e.g. for distributed

ideas for future operational concepts. Two new

teamwork between the outage centre and the

prototypes for highly automated plants as well

emerging issue response team). An important

as a new prototype in which the entire interface

requirement for such a system will be to visual-

is realised on a single, «ultra-large» screen (fig.

ise work constraints, to help in quickly building

5) for process monitoring and control, are devel-

a plan, and to support assembling a team with

oped. Numerous demonstrations have provided

the right competence to work on an emerging

feedback to the work.

issue. The «Visualisation Applications to Support

Condition Monitoring and Maintenance Support

Decommissioning» project has produced two

A number of computerised system and applica-

journal articles, one describing the radiological

tions have been developed through the years at

methods of the current version of the Halden

the Project to benefit safety and economy in oper-

Planner (an ALARA tool, fig. 4). The other article

ations and maintenance (O&M). Their potential

describes how our radiological data system test-

and advantages have, however, not yet been fully

bed will be utilised to improve regulatory super-

realized in the nuclear field as they have in other

vision of the dismantling activities in North-West

domains. The need to reduce O&M costs and

Russia. In the «Ubiquitous Computing» project

increase productivity, while maintaining adequate

work has continued on demonstrating a mobile

safety, is one of the main drivers behind most cur-

computing system that is compliant with regula-

rent and future plant modernisation projects.

tory requirements for use in an NPP for work

A technique was developed for utilising data

requiring a radiological work permit.

from previous component lifetimes in identifying

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 5: «Plant Panel» mock-up

the shape of the degradation trend. This

digital instrumentation and control (I&C) systems

improves both the accuracy and the reliability of

into nuclear power plants. Focus is on 4 topics

computed remaining useful life (RUL) estimates,

important both to design and production of digital

specifically at long prediction horizons when reli-

I&C as well as safety assurance and licensing issues.

able enough a priori information of the degrada-

These topics are: modernisation of digital I&C,

tion phenomena is not available.

integrating requirements engineering and risk assessment, assessment of error propagation and

Operational Support A user interface and interaction solution require-

common cause factors, and assessment of advanced control systems. Summary of activities:

ments have been developed to address potential

Research was carried out on a number of impor-

human factors challenges related to just-in-time

tant aspects related to the development of

assessment of procedures when operators use

safety-critical software, ranging from require-

the developed prototype.

ments elicitation to final safety approval. This

The complexity of process automation and auto-

included topics like requirements engineering,

mation support systems calls for more systematic

elicitation of safety and security requirements,

and efficient solutions for design, assessment

software design, formal methods, failure analy-

and integration of new technologies for

sis, and safety demonstration. The governing

enhanced supervisory and fault-tolerant control.

idea behind the different activities has been the

One part of this project has included investiga-

need for effective processes providing the nec-

tion of possible use of goal- and function-ori-

essary documented evidence that the software

ented modelling and qualitative reasoning meth-

is safe to put into use, and how this should be

ods for advanced control and automation sup-

reflected in the processes employed for the

port. One of the applied methods has been the

development and approval of the software.

Multilevel Flow Modelling (MFM). The graphical MFM Editor has been subject to numerous additions and enhancements. The editor now has

National Cooperation

access to both cause (diagnosis) and consequence (prognosis) functionality, and visualises

The Fuels & Materials programme is supported by

the results of both analysis types directly in the

LOCA calculations performed at PSI; in particular

MFM model.

regarding the specification of the conditions of the LOCA tests using segments from the Leibstadt NPP.

Software System Dependability

PSI is supporting a PhD thesis on «Modelling of

The research programme on software systems

fuel fragmentation, relocation and dispersal during

dependability contributes to the introduction of

Loss-of-Coolant Accident in Light Water Reactor»,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

117

and the PhD student Vladimir Brankov spent three

2013 with several participants from Switzerland.

months in Halden to work on the subject. The

The next EHPG meeting will take place at Røros,

LOCA test executed in 2013 made again use of

Norway, 7th–12th September 2014. This is a good

Leibstadt fuel (70 MWd/kgU). PSI is also actively

opportunity for exchanging information with the

using other Halden reactor experiments, e.g., the

international community on key research topics

rod overpressure/clad lift-off test.

within the Fuel & Materials and the MTO.

In order to make the results from the experiments in HAMMLAB more useful for HRA practitioners, the Halden Project has established close contact with HRA specialists in the member organisations

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

in the planning of activities in HAMMLAB. In Switzerland close contact is established with PSI and

The activities in 2013 of the Halden Project pro-

ENSI in these matters. Dr. Vinh Dang, PSI, is also

gressed mostly according to schedules. Several

taking part in the NEA work group, WGRISK, on

workshops and seminars were arranged to guide

HRA information exchange where also the Halden

the current program and to help shaping future

Project is participating, and this further enhances

activities.

the cooperation with PSI in this area.

The experiments in the Halden reactor have pro-

Dr. Dang chaired the workshop meeting on «Using

vided valuable data on the behaviour of reactor

Simulator Data to Improve Human Reliability Analy-

fuel and materials during both normal operating

sis» held in Halden on the 14th–15th of May, 2013.

conditions and transients which are used to

The purpose was to discuss and plan a study on how

improve and validate safety analysis codes. The

to in a best possible way utilise simulator data, e.g.,

experiments in HAMMLAB have provided useful

from HAMMLAB, to improve HRA. The workshop

data for HRA modelling and to technical bases for

was attended by 14 participants from seven mem-

human factors guidelines for design and evalua-

ber countries, all of whom share an interest in devel-

tion of control room solutions and human-system

oping an international database for HRA.

interfaces. Methods and systems developed for plant surveillance and optimisation have been

International Cooperation

taken into use in NPPs in member countries. The joint programme of the OECD Halden Reactor Project is agreed upon for three years. 2013 is the

118

The OECD Halden Reactor Project is a joint under-

second year of the current 3-year period 2012–

taking of national organisations in 20 countries

2014 in accordance with the 2012–2014 frame-

sponsoring a jointly financed research programme

work programme [1] and the annual programme

under the auspices of the OECD Nuclear Energy

for 2013 as approved by the Halden Programme

Agency. The international members of the Halden

Group [2]. The programme for 2014 has been

Project participate actively in formulating, prioritis-

defined [5]. There are currently 20 member coun-

ing and following up the research programmes.

tries after the new member FANR - Federal Author-

This ensures that the work is focused on tasks with

ity for Nuclear Regulation of United Arab Emirates

direct safety relevance. In the execution of the pro-

joined, August 1st 2013. The Project continues to

gramme, the Halden Project maintains close con-

look for new members to join.

tacts with its member organisations in these countries and with NEA and its relevant working groups. The technical steering is exerted by the Halden

References

Programme Group with members from the participating organisations. The Group approves the annual research programme and oversees the progress of the work. An OECD HRP/NEA Fuels & Materials Summer

[1] Halden Reactor Project Programme Proposal 2012–2014, HP-1303 [2] Halden Reactor Project Programme Proposal 2013, HP-1370

School on «Principle of Fuel Behaviour Modelling

[3] Status Report January–June 2013, HP-1397

and Practical Applications» was arranged in Hal-

[4] Status Report July–December 2013, HP-1409

den 26–29 August, 2013. The last Enlarged Halden Programme Group Meeting (EHPG) was held at Storefjell 10th–15th March

(to be issued in 2014) [5] Halden Reactor Project Programme Proposal 2014, HP-1398

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

SCIP II Program 2009â&#x20AC;&#x201C;2014 (Progress report year four)

Author und Co-author(s)

Francesco Corleoni

Institution

SCIP II Project Manager, Studsvik

Address

SE-611 82 NykĂśping, SWEDEN

Phone:

+46760021106

Duration of project

5 years

ABSTRACT

The project is organized into 4 tasks which deal

SCIP II is a 5 years NEA/OECD Joint Project run

with a review of old ramp results, pellet-clad-

by Studsvik in which about 30 organizations

ding interaction and mechanical interaction,

are participating.

and hydrogen induced failures. In the frame of

The program aim is to generate high quality

the different tasks several light optical and

experimental data to improve the understand-

scanning electron microscopies have been per-

ing of the dominant failure mechanism for

formed, as well as mechanical tests as harden-

water reactor fuels and to devise means for

ing relaxation and mandrel tests.

reducing fuel failure.

119

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Project Goals

Objective

The main areas of SCIP II are treated in four tasks.

The overriding objective of the continuation of the

In TaskÂ 0, existing ramp data is reviewed and evalu-

SCIP programme (SCIP II) is to contribute to more

ated. In Task 1, the PCMI behaviour and pellet

reliable fuel, by further deepening the understand-

properties are studied. The remaining two tasks

ing of mechanisms leading to fuel failures driven

treat the cladding failure mechanisms and critical

by pellet-cladding mechanical interaction (PCMI)

parameters with respect to material properties and

and pellet-cladding interaction (PCI).

operational parameters. There are progress reports

SCIP II has a broader scope compared to SCIP,

issued for all four tasks once a year.

including advanced modern cladding and pellet materials.

Task 0: Review of existing Studsvik ramp data Correlations of data from historic ramps performed at Studsvik under various programs are

Task 0: Review of Existing Studsvik Ramp Data

made available. The main objective of this task is to compile, evaluTask 1: Pellet-cladding mechanical

ate and investigate possible trends and correlations

interaction (PCMI)

in anonymous ramp test data from a large number

PCMI is the mechanical driving force for the

of ramp tests performed at the Studsvik R2 reactor

three fuel failure mechanisms Delayed Hydrogen

since 1970.

Cracking, PCI, and Hydrogen Embrittlement. The

This task started after the SCIP II meeting in

cladding strain is primarily controlled by the pel-

November 2009. Since then ramp test data for

let behaviour, in combination with the initial fuel

more than a 1000 ramp tests have been compiled.

rod thermo-mechanical conditions. For a given

The bulk of the data has been analysed by making

power increase, the cladding strain is deter-

database statistics, plots of different parameter

mined by the initial pellet and cladding condi-

combinations and searches for trends and correla-

tions as well as the pellet expansion. The clad-

tions in the data. The results of this analysis have

ding stress is in turn mainly determined by strain

been presented at all the PRG meetings and a

and stress relaxation behaviour.

generic ramp database has been distributed. The task is concluded.

Task 2: Pellet-cladding interaction (PCI) PCI failures are caused by stress corrosion cracking, where the stress corrosion agents are fission products, notably iodine. The cracks are initiated

Task 1: Pellet Cladding Mechanical Interaction (PCMI)

at the inner surface of the cladding and may propagate outwards through the cladding

In SCIP II Task 1, 12 ramp tests in total are to be

wall.

performed in Halden. Fuel rods with additives from several suppliers are available for the ramp tests, as

120

Task 3: Hydrogen induced failures

well as fuel rods with gadolinia pellets and with high

Hydrides will form in claddings that contain

density pellets. Rods with standard pellets are also

hydrogen levels that exceed the solubility limit.

tested as references. The ramp tests and subsequent

Two types of hydride induced failure mecha-

PIE are performed within Subtask 1:2, 1:3 and 1:4.

nisms were studied within SCIP; Hydrogen

The rods are also examined within Task 2 and 3.

embrittlement (HE) and Delayed Hydride Crack-

In addition to the 12 ramp tests and examinations,

ing (DHC). In SCIPII a study is included on meas-

11 old ramp tested rods are examined within Task

uring local mechanical properties of hydrides

1 (Subtask 1:1). Among the rodlets there are pel-

and the matrix in the vicinity of hydrides. The

lets with Gd, Cr-Si, Cr-Si-Al and MOX.

Task also includes a study of the effect of hydrides

Old and new results from ramps and PIE of three

and H in solid solution on creep/relaxation

rodlets with large grain size have been presented

behavior. This issue is related to PCMI in tran-

in all the PRG meetings.

sients, where fuel cladding relaxation may be

5% Gd rodlet, ramped with 12 h hold time, has

affected by cladding H content.

been examined in LOM and the results have been

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

compared with results from the father rod and to

A workshop with all the participants has been per-

the results from a rodlet, which was ramped with-

formed in November 2013 in order to share and

out hold time.

analyse together all the results achieved in the SCIP

Two additive rods, ramped and examined in 2003,

II program.

two MOX rods and old results from three so called Bump tests from the 80’s and 90’s have been subjected to additional analysis.

Task 3: Hydrogen Induced Failures

The task is completed and majority of the reports have been released.

The SCIP I program was largely focused on hydro-

Also workshops on fuel modelling have been per-

gen induced failure mechanisms, such as HE and

formed based on the voluntary contributions of all

DHC. The performed program has improved the

the participants.

understanding of hydrogen induced cladding failures but some issues still remain and some new

Task 2: Pellet Cladding Interaction (PCI)

questions have arised during the program. Task 3 in SCIP II is devoted to a continued investigation of the effects of hydrogen in cladding on cracking behaviour.

In PCI fuel rod failures the cladding fails by stress

Within this task the matrix yield stress and fracture

corrosion cracking. Stress is caused by fuel pellet

stress of hydrides as a function of temperature and

expansion and cracking. The corroding agent is

burnup level has been evaluated using the nano-

supposed to be an aggressive fission product

indentation technique.

released from the fuel pellet. PCI failure occur-

The effect of H in solid solution and as hydrides, on

rences depend on operational parameters such as

creep/relaxation behavior has been investigated

the rate of control rod withdrawal, pellet perfor-

too, also simulating conditions of power increase

mance (expansion, cracking and bonding), manu-

under PCI criteria.

facturing (missing pellet surface) and on cladding

The task is completed and majority of the reports

properties (texture, hardness, liner composition

have been released.

etc.). The sensitivity to PCI failure is also influenced by the burnup. The sensitivity to PCI can be tested by means of

International Cooperation

in-pile ramp testing as well as out-of-pile mechanical testing. Both methods are used within the SCIP

The SCIP II program is a 5 years NEA/OECD Joint

I/SCIP II programs. Although it is easier and more

Project run by Studsvik in which about 30 interna-

economical to perform parametric studies out-of-

tional organizations are participating. The interna-

pile, in-pile testing is often preferred due to the

tional members, mainly representing industry,

lack of out-of-pile PCI testing techniques for irradi-

authorities and research centers, are actively par-

ated cladding. PCI behaviour should preferably be

ticipating to the program with in-kind contribu-

tested on irradiated cladding due to the difference

tions and with the participation to the SCIP II meet-

in PCI behaviour compared to unirradiated mate-

ings twice a year. 121

rial. Within SCIP I, an out-of-pile test method, based on the so called mandrel technique, was developed in

Publications

order to study the sensitivity of irradiated cladding to iodine induced SCC by means of mechanical

With the results achieved in the program the fol-

testing. This technique is used as a valuable tool in

lowing two publications have been prepared dur-

combination with the in-pile tests within SCIP II.

ing 2013 and presented at the LWR Fuel Perfor-

In the task different investigation techniques have

mance Meeting TopFuel 2013:

been used as TEM (Transition Electron Microscope), SEM-EPMA-EBSD (Scanning Electron MicroscopeElectro Probe Micro Analyzer-Electron Back-Scat-

Microstructural and Chemical Characterization of Ramp Tested Additive Fuel

tered Diffraction).

Daniel Jädernäs, Francesco Corleoni, Anders

The task is completed and majority of the reports

Puranen, Michael Granfors, Gunnar Lysell, Pia

have been released.

Tejland (Studsvik Nuclear AB)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Dan Lutz (Global Nuclear Fuel) Lars Hallstadius (Westinghouse Electric Sweden AB)

Fuel Rod Performance and Failure Prediction During Power Ramp N. Doncel, C. Mu単oz-Reja (ENUSA) R. Dunavant, M. Jahingir (Global Nuclear Fuel)

122

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

SAFE Safe Long-Term Operation in the Context of Environmental Effects on Fracture, Fatigue and EAC

Authors and Co-author(s)

H.P. Seifert, S. Ritter, S. Roychowdhury, P. Spätig

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen PSI, Switzerland

Telephone, E-mail, Internet address

+41 (0)56 310 44 02, hans-peter.seifert@psi.ch www.psi.ch und http://lnm.web.psi.ch/

Duration of project (from–till)

January 1, 2012 to December 31, 2014

ABSTRACT

fatigue (LCF) tests at minimum and maximum

Within the SAFE project environmental effects

temperature. Reasonable engineering TMF life

on rapid fracture, fatigue initiation and short-

predictions by the environmental factor

crack growth in low-alloy (LAS) and austenitic

approach of NUREG/CR-6909 and adequate

stainless steels (SS) as well as the stress corro-

mean temperatures seem to be possible.

sion cracking (SCC) behaviour of dissimilar

2. Load history: Depending on the load history,

metal welds (DMW) under boiling (BWR) and

the physical fatigue initiation life of SS in BWR/

pressurised water reactor (PWR) conditions are

HWC environment under block sequence and

evaluated. These practical investigations are

single over- & underloading conditions was sig-

complemented by a more fundamental study

nificantly shorter or longer than predicted by a

on SCC initiation in Ni-base alloys and LAS. In

simple linear damage accumulation rule (Miner

the second project year, the following interim

rule) and corresponding constant load ampli-

results were gained:

tude fatigue life curves. 3. Mean stress: Stress-

Sub-Project I – Environmental effects on

controlled fatigue tests with austenitic SS (with

rapid fracture: The hydrogen pickup by the

significant plasticity below the 0.2% yield

low alloy RPV steel resulted in embrittlement

stress) in combination with pressurised tubular

both at room temperature and at 288 °C in

specimens turned out to be much more chal-

tensile tests in air, whereas the embrittling

lenging than anticipated. Depending on the

effects were more pronounced at room tem-

details of the (initial) test procedure significant

perature. In the elastic-plastic fracture mechan-

ratcheting may occur that can affect the

ics (EPFM) tests with hydrogen pre-charged

fatigue life. Base-line tests for the fatigue curve

specimens in air and as-received and hydrogen

at zero mean stress in BWR/HWC environment

in-situ charged specimens in hydrogenated

were performed involving a long-term test of

high-temperature water a significant reduction

several months.

in initiation toughness (and tearing resistance)

Sub-Project III – SCC in DMW: Fast SCC in

was observed as compared to room tempera-

the cm/a-range into the low-alloy RPV steel

ture fracture toughness tests without hydro-

cannot be excluded in high-purity BWR/NWC

gen.

water above 60 to 70 MPa·m1/2. For 3, 5 &

Sub-Project II – Corrosion fatigue in aus- 10 ppb of chloride, fast SCC into the RPV tenitic SS: 1. Thermo-mechanical fatigue

steel is possible down to at least 50, 30 and

(TMF): The TMF tests showed the expected

20 MPa·m1/2, respectively. In BWR/HWC envi-

behaviour based on the known dependencies

ronment, on the other hand, 100 ppb Cl- were

from isothermal LCF experiments and no

not sufficient to induce fast SCC in LAS below

anomalies were revealed. The TMF life is

60 MPa·m1/2. Under primary PWR conditions,

between that of the isothermal low-cycle

limited SCC into the RPV weld heat-affected

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

123

zone is possible above 60 MPa·m1/2 with subse-

strain-induced corrosion racking (SICC) initia-

quent very slow growth rates < 300 μm/a. Fast

tion occurred in LAS briefly after the onset of

SCC might eventually be possible above 80 to

plastic yielding and at much smaller strains

100 MPa·m .

than in high-purity water in slow strain rate

Sub-Project IV – SCC Initiation in Ni-base

tests. In HWC environment with 210 ppb chlo-

1/2

alloys and LAS: 1. SCC initiation in Ni-alloys:

ride, on the other hand, no SICC was detected

The PhD thesis on the effect of hydrogen on

up to very high strains close to the elongation

SCC initiation and subsequent short crack

at fracture. In case of smooth surfaces, LAS

growth in Ni-alloy weldments in BWR environ-

fully recover from moderate short-term chlo-

ment was started in 9/2013. The multiple

ride transients within less than 24 h after

specimen SCC initiation facility system should

returning to high-purity water. Furthermore,

being fully operational at the beginning of

mechanical transients with significant plastic

2014. 2. SCC initiation in LAS: In chloride con-

surface straining are necessary to initiate SCC

taining BWR/NWC environment (≥ 2 ppb),

from smooth surfaces.

1. Introduction

to detect defects before they reach a critical size necessary for rapid fracture. [2–4]

With regard to the new nuclear legislation and the

An accurate knowledge on the degradation of the

increased age of the Swiss nuclear power plant

toughness and fracture properties of these materi-

fleet (29 to 44 years), the current focus of material-

als during service and of the system conditions

related regulatory safety research funded by the

which may lead to EAC initiation and growth is

Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSI) is

thus evidently indispensable to ensure the safe and

placed to the assessment and assurance of the

economic long-term operation in this context. Reli-

integrity of the primary coolant circuit and contain-

able quantitative experimental data on these phe-

ment in the context of material ageing [1].

nomena and a basic knowledge on the underlying

Pressure boundary components in the primary

mechanisms are essential to evaluate their possible

coolant circuit (PPBC) of light water reactors (LWR)

effects on structural integrity/safety and lifetime of

are made of low-alloy (LAS) and stainless steels (SS)

components, to identify critical component loca-

and are very critical components with regard to

tions/operating conditions and to define and qual-

safety and lifetime (with the reactor pressure vessel

ify possible mitigation, repair and maintenance

[RPV] being the most critical one). Assurance of

actions.

structural integrity of these components in the context of material ageing is thus a key task in any ageing and lifetime management program. During service, toughness and ductility of these materials

2. Structure and Goals of the SAFE Project

can decrease with time, due to irradiation induced 124

embrittlement (RPV and reactor internals only),

The SAFE project (2012–2014) aims to fill selected

thermal ageing or potential environmental (hydro-

important knowledge gaps in the field of EAC and

gen) effects. Under simultaneous effect of the

environmental effects on fatigue and rapid fracture

reactor coolant, thermo-mechanical operational

in safety-relevant PPBC [3]. It consists of four sub-

loads and irradiation, cracks can initiate and grow

projects (Table 1) and deals with environmental

by environmentally-assisted cracking (EAC) and

effects on fracture and fatigue, stress corrosion

thermo-mechanical fatigue (TMF), which finally

cracking (SCC) in dissimilar metal welds (DMW)

could lead to a large leak or component failure. A

and basic studies on SCC initiation in LWR environ-

plenty of EAC cracking incidents occurred in both

ments [3]. The technical background and the

boiling water (BWR) and pressurised water reactors

objectives of the individual sub-projects were dis-

(PWR) in a wide range of stainless steel, nickel-base

cussed in detail in the SAFE project proposal [3].

alloy, carbon and low-alloy steel PPBC in the last

SAFE also contributes to the maintenance of an

three decades. Critical components are thus peri-

independent expertise and to the education of

odically inspected by non-destructive examination

young specialists in this safety-critical field. Fur-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Sub-project Topic

SP-I

Environmental effects on rapid fracture and tearing resistance

25%

SP-II

Environmental effects on fatigue initiation & short crack growth in stainless steels & Ni-alloys under PWR & BWR/HWC conditions

30%

SP-III

SCC in dissimilar metal welds and Alloy 182-RPV interface region

20%

SP-III

SCC initiation in austenitic Ni-base alloys & low-alloy steels

25%

thermore, the generated know-how is made avail-

Roychowdhury from BARC (India), who started to

able to ENSI for expertise work and on-call proj-

work in our group in February 2013.

ects.

A literature survey on hydrogen and environmental

Table 1: Topics of sub-projects of the SAFE research program.

effects on mechanical and fracture properties in

3. Performed Work and Results 3.1. SUB-Project I – Environmental Effects on Rapid Fracture

LAS was performed and summarised in a comprehensive report [8] in 2013. The limited data in the LWR temperature regime confirmed potential hydrogen and environmental effects and the need for further more systematic studies. In a first step, the procedures for ex- and in-situ hydrogen charg-

Fracture toughness and tearing resistance are

ing were optimised and standardised and hydro-

material properties, which not only depend on

gen contents and release rates characterised as

microstructure or loading conditions (e.g. strain

well. The mechanical behaviour of a RPV base

rate or constraints) but are also strongly influenced

metal from a real PWR (Biblis C) was characterised

by the environment in which the cracking occurs.

by mechanical tensile tests at different strain rates

Except for temperature and irradiation, the effect

in air at room temperature and 288 °C in the as-

of environment on fracture behaviour of PPBC has

received and hydrogen-charged conditions. Elastic-

not been taken into account in the nuclear power

plastic fracture mechanics (EPFM) tests with as-

industry. There is now growing experimental evi-

received and hydrogen charged specimens were

dence that the fracture resistance of most struc-

performed in air and in hydrogenated high-tem-

tural materials might be degraded by reactor cool-

perature water (Figure 1).

ant (hydrogen) effects in the LWR operating regime

The hydrogen pickup by the low alloy RPV steel in

[3–7]. Hydrogen pickup in structural materials in

the range of 1.6 to 5 ppm (which is representative

LWR occurs due to contact with hydrogen contain-

for field ocmponents) resulted in embrittlement of

ing reactor coolant (hydrogen from radiolysis and

the material both at room temperature and at

intentional additions) and corrosion reactions. The

288 °C in tensile tests in air, whereas the embrit-

hydrogen level reaches equilibrium bulk concentra-

tling effects were more pronounced at room tem-

tions of several ppm within a few weeks or months

perature. The fracture surface was predominantly

at 300 °C, which is high enough to affect their

ductile at 288 °C and both ductile and brittle frac-

mechanical properties [3–7]. Although the hydro-

ture regions were visible at room temperature. 125

gen content in primary PWR water is significantly higher than in BWR coolants, similar or even higher concentrations of absorbed hydrogen occur in BWR components, especially in crevices/cracks with aggressive occluded crevice chemistry. This sub-project aims to establish the role of the environment and hydrogen on the fracture and mechanical behaviour of LAS and SS in the LWR temperature regime and identify critical combinations of metallurgical, environmental and loading conditions, which may result in significant environmental and hydrogen effects. This work is supported by the PSI Fellow Program (EU-Cofund) [4] and mainly covered by our new Post-Doc Dr. S.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 1: Comparison of J-R curves of a RPV steel at 150 °C in air without hydrogen and PWR water with in-situ hydrogen charging. A significant reduction in initiation toughness Ji and tearing resistance J = f(∆a) by the hydrogen and PWR environment is observed.

The presence of (oxide) inclusions had a signifi-

load sequence/history on fatigue initiation life in

cant effect on the embrittling tendency and

high-temperature water by first screening tests

resulted in large specimen to specimen scatter.

with tubular and fracture mechanics specimens,

In the first EPFM screening tests with hydrogen

respectively. The magnitude of these effects in

pre-charged specimens in air and in-situ hydrogen

air and high-temperature water and the ade-

charged specimens in hydrogenated high-tem-

quacy of typical mean stress correction (e.g.,

perature water (PWR environment) a significant

SWT, â&#x20AC;Ś) and damage accumulation methods

reduction in initiation toughness (and tearing resis-

(e.g., Miner, â&#x20AC;Ś) for corrosion fatigue in high-tem-

tance) was observed as compared to fracture

perature water shall be compared and evaluated.

toughness tests in air without hydrogen. Severe

Furthermore, the experimental study on the in-

hydrogen charging resulted in an almost immedi-

phase (IP) and out-of-phase (OP) TMF behaviour

ate and complete brittle failure at room tempera-

with tubular specimens was completed and ter-

ture in air. A reduction in initiation toughness was

minated by long-term tests at small strain ampli-

even observed in PWR environment in as-received

tudes and the results were summarised in a jour-

specimens without additional hydrogen charging

nal paper [10].

just by the absorption of hydrogen from the envi-

The TMF tests showed the expected behaviour

ronment and corrosion processes.

based on the known dependencies from isother-

These important preliminary test results have to be

mal LCF experiments and no anomalies were

confirmed by more systematic studies that will also

revealed. The TMF life is between that of the iso-

involve simulated coarse grain peak hardness

thermal low-cycle fatigue (LCF) tests at minimum

regions in weld heat-affected zones (HAZ).

and maximum temperature. Reasonable engineering TMF life predictions by the environmental fac-

3.2. Sub-Project II â&#x20AC;&#x201C; Environmental Effects on Fatigue

tor approach of NUREG/CR-6909 and adequate mean temperatures seem to be possible in hightemperature water. The stress-controlled fatigue tests on mean stress

The possibility of reactor coolant effects on fatigue

effects in high-temperature water were delayed

of LWR structural materials is undisputed, but their

due to the failure of several driving components of

adequate implementation in fatigue design and

the LCF machines and the need for optimisation of

evaluation procedures is still not satisfactorily

control parameters to eliminate unexpected insta-

solved. This sub-project aims to contribute to the

bilities/disturbances in this type of experiments.

experimental basis for such Code modifications

Stress-controlled fatigue tests with austenitic SS

and is a logical continuation of the work in

(with significant plasticity below the 0.2% yield

KORA-II [9]. The special emphasis in SAFE is placed

stress) in combination with pressurised tubular

to unexplored plant-relevant aspects, which may

specimens turned out to be much more challeng-

result in non-conservatism.

ing than anticipated based on the strain-controlled

During the report period, the focus was placed to

experiments. Depending on the details of the (ini-

the evaluation of the effect of mean stress and

tial) test procedure significant ratcheting may

126

Figure 2: Example of increase in corrosion fatigue life by a high A low load amplitude sequence in a test with sharply notched fracture mechanics specimens in BWR/HWC environment (A). The life is a factor of 5.5 higher than predicted by a linear damage accumulation model and this is mainly related to the slightly compressive mean-stress that is induced at the notch ground by the previous high load amplitude sequence (B).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

occur that can affect the fatigue life. Base-line tests

the Tohoku University and Japanese Nuclear Energy

for the fatigue curve at zero mean stress in high-

Safety Organization (JNES).

temperature water were performed involving a

This program was terminated this year by tests in

long-term test of several months.

the high KI-range with large DMW specimens in in

Twelve load-controlled tests with sharply notched

BWR/NWC and primary PWR environment and in

fracture mechanics specimens with different

the low KI-range with homogeneous LAS speci-

high A low, low A high load amplitude block

mens under BWR/NWC conditions with chloride

sequences as well as with single over- or

additions. The results are summarised in a confer-

underloads were performed in BWR/HWC environ-

ence paper [11].

ment.

Fast SCC in the cm/a-range into the LAS cannot be

Depending on the load history, the physical fatigue

excluded in high-purity BWR/NWC water above

initiation life of SS under these loading conditions

60 to 70 MPa·m1/2. For 3, 5 & 10 ppb of Cl-, fast

in high-temperature water was significantly shorter

SCC into LAS is possible down to at least 50, 30

(up to a factor of ~2) or longer (up to a factor of

and 20 MPa·m1/2, respectively. In BWR/HWC envi-

~6) than predicted by a simple linear damage accu-

ronment, on the other hand, 100 ppb chloride

mulation rule (Miner rule) and corresponding con-

were not sufficient to induce fast SCC in LAS below

stant load amplitude fatigue life curves (Figure 2a

60 MPa·m1/2. Under PWR conditions, limited

& b). Slight changes in load history can result in a

SCC into the RPV weld HAZ is possible above

substantially different behaviour. As a conse-

60 MPa·m1/2 with subsequent very slow growth

quence, corrosion fatigue might occur below the

rates < 300 μm/a. Fast SCC might eventually be

εa threshold/endurance limit of constant load

possible above 80 to 100 MPa·m1/2.

amplitude tests under adequate loading conditions

An accurate prediction of the residual stress profile

and histories. Furthermore, the way of transient

in DMW and the resulting KI at fusion boundary is

grouping and cycle counting in corrosion fatigue

crucial in this context. Modelling and measure-

evaluations can have a strong impact on their mar-

ments of the residual stress profile in different real-

gins. Nevertheless, the Miner rule is probably doing

istic mock-up DMW were foreseen in the JNES

a reasonable job in many situations, since the

program. This key program and investigations

aggravating and mitigating factors usually com-

were definitely stopped this year due to other

pensate each other in variable amplitude loading

urgent priorities after the Fukushima accident in

situations in the field.

Japan. At PSI, the focus on R&D in this field will be shifted towards SCC initiation studies in Alloy 182 in the frame of the new PhD thesis project.

3.3. Sub-Project III – SCC in Dissimilar Metal Welds The recent SCC incidents in control rod drive mech-

3.4. Sub-Project IV – Basic Studies on SCC Initiation

anisms and core shroud support welds in Japanese BWRs represent a serious safety concern. In these

Within this sub-project, the effects of chloride on

highly constrained welds with very high residual

SCC initiation of LAS [12] and of the hydrogen

stresses, the stress intensity factors of SCC cracks

level on the SCC initiation and subsequent short-

with crack-tips in the interface region between the

crack growth in Alloy 182 weldments under BWR

weld metal and adjacent low-alloy RPV steel can

conditions are investigated [3, 13]. The later will be

reach high values of up to 50 to 90 MPa·m . Under

performed as a PhD thesis. Juxing Bai from China,

these conditions, the possibility of fast SCC into the

who has studied material science at the University

RPV in BWR/NWC environment cannot be excluded,

and Max Planck Institute of Stuttgart, started his

in particular in high-sulphur RPV steels. The goal of

PhD thesis in September 2013.

this sub-project is thus to characterise the SCC

Within the report period, the special emphasis and

crack growth perpendicular to the interface region

a huge effort was placed to the construction of a

between the Alloy 182 weld metal and adjacent

multiple specimen SCC initiation set-up with on-

RPV steel in BWR environment in the high KI region

line crack initiation monitoring. Up to eight speci-

1/2

and to quantify the thresholds for KI and chloride

mens can be simultaneously tested with a servo-

content for fast SCC crack growth into the RPV

pneumatic bellows loading system. A first proto-

steel. This project is performed in collaboration with

type loading unit was tested in 2013 (Figure 4).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

127

Figure 3: Servo-pneumatic bellows-loading system and autoclave for SCC initiation tests.

Four units with an optimised design are currently

In constant load tests in chloride containing BWR/

fabricated. The whole system should being fully

NWC environment, initiation always occurred dur-

operational at the beginning of 2014.

ing the initial loading by SICC. If the initial loading

Additionally, the effect of chloride transients on SCC

was done before the chloride was added to the

initiation was further evaluated. In chloride contain-

environment, no SCC was observed. This was even

ing BWR/NWC environment (2 to 110 ppb), strain-

true, when the chloride was added immediately

induced corrosion cracking (SICC) initiation occurred

after initial loading, where significant low-tempera-

briefly after the onset of plastic yielding and at much

ture creep and thus moderate straining of the sur-

smaller strains than in high-purity water in slow

face still was present. This thus shows that in case

strain rate tests (SSRT). The initiation strains were

of moderate chloride transients, mechanical tran-

similar for 2 to 10 ppb of chloride and only slightly

sients with significant plastic deformation are nec-

higher than for 110 ppb chloride. In HWC environ-

essary to initiate EAC from smooth surfaces.

ment with 210 ppb chloride, on the other hand, no SICC was detected by electrochemical noise (EN) up to very high strains close to the elongation at frac-

4. National Collaborations

ture. These preliminary results clearly show the tre-

128

mendous effect of very small amounts of chloride on

The collaboration and technology transfer on the

the SICC initiation process in LAS in highly oxidising

national level directly takes place in the Swiss

BWR/NWC environment and the much higher chlo-

nuclear community and in the ETH domain. A

ride tolerance in HWC environment at low ECPs. On

Swiss consortium involving ENSI, PSI, ALSTOM,

the other hand, the chloride had very little effect on

EMPA and SVTI is member of the international

the subsequent SICC crack growth rates.

PARENT program, which is dealing with the assess-

SSRT experiments with moderate temporary short-

ment and quantification of established and new

term chloride transients (20 ppb for 96 h) before

emerging NDE techniques to detect and assess

and during the mechanical SSRT loading showed

flaws in DMW. Close thematic links exist to

that even serious mechanical loading transients one

the ENSI project NORA (SCC mitigation by

day after returning to high-purity water did not

NobleChemTM) and to the swissnuclear projects

result in early SICC initiation in case of smooth sur-

PLiM (thermal fatigue in air) and IASCC (He effects

faces. The situation might be different in case of

on IASCC). ENSI and the Swiss utilities are periodi-

severe long-term transients or in case of existing

cally informed on the actual project status during

cracks/crevices. In the latter case, long-term effects

the annual project status and semi-annual project

on SCC crack growth were observed after severe

meetings. The state-of-the-art in science & tech-

transients [9].

nology and service experience in the field of SCC

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

of stainless steels in LWRs was summarised in a

In the field of SCC of DMWs and chloride effects

small expertise work for ENSI [14]. The EPFL Doc-

on SCC in LAS, there is a collaboration between PSI

toral School Course «Effects of Radiation on Mate-

and the renowned Fracture and Reliability Research

rials (MSE-600)» was successfully organised by the

Institute of the Tohoku University in Sendai/Japan,

authors in 2013, which also contributes to the

which was extended in 2010 by the participation

education of young specialists in Switzerland in

of PSI in a large Japanese research program on that

this field.

topic under the auspice of the Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES). Because of new

5. International Collaborations

and urgent priorities after the Fukushima accident, this JNES program was significantly delayed and then definitively stopped this year.

As active members of the International Co-opera-

Within a small collaboration with the Electric

tive Group on Environmentally-Assisted Cracking

Power Research Institute (EPRI) in the USA, we are

of Water Reactor Structural Materials (ICG-EAC,

supporting as reviewers and consultants the revi-

http://www.icg-eac.info/) and of the European Co-

sion of the BWRVIP-60 SCC disposition lines and

operative Group on Corrosion Monitoring of

the development of a BWR Codes Case for LAS,

Nuclear Materials (ECG-COMON, http://www.ecg-

which is related to Section XI of the ASME BPV

comon.org/) as well as of the Working Party 4

Code. The underlying basic document for revision

(Nuclear Corrosion) of the European Federation of

of BWRVIP-60 was prepared with substantial sup-

Corrosion (EFC, http://www.efcweb.org/) we are

port from PSI and is largely based on PSI’s work in

staying in very close contact with the international

this field. The revised draft report is currently still

scientific and industrial community in this field.

under the final review process. PSI is also following

Our own research activities are discussed and co-

and contributing to the new Environmental

ordinated within these groups. In 2012 & 2013

Assisted Fatigue Expert Panel of EPRI [15, 16].

S. Ritter was elected and appointed as Scientific Secretary of the ICG-EAC group and appointed as Chairman of the ECG-COMON. Within the ECGCOMON and EFC-WP4, we actively participated in a Round Robin program on impedance spectroscopy in 2013 and are involved in the organisation

6. Assessment of 2013 and Perspectives for 2014 6.1. Assessment of 2013

of a Summer School on Nuclear Corrosion in Slovenia in 2015, respectively.

The overwhelming part of the project goals and

The authors are also member of various technical

milestones for the second project year [3] has been

areas and working groups in the newly formed

achieved and the project is on track. Nine project-

NUGENIA association (http://www.nugenia.org/)

related publications were generated in 2013 and a

and ETSON network (http://www.eurosafe-forum.

new PhD thesis and Post-Doc project were started.

org/formation-european-tso-network), where the

The project generates results, which are of direct

safe long-term operation in the context of material

and practical use for the regulatory work and its

ageing will be an important topic. NUGENIA is the

integration in several international programs fur-

European association dedicated to R & D of nuclear

ther amplifies the benefit for ENSI.

fission technologies with a focus on Generation II & III nuclear plants. Within NUGENIA, we are involved in the MICRIN (SCC initiation) and INCEFA (environ-

6.2. Perspectives for 2014

mental effects on fatigue) projects. The latter one is planned to be submitted as an EU HORIZON project

Major milestones for the next year are systematic

proposal with support of NUGENIA. ETSON is the

tests on the effect of dissolved hydrogen on SCC

network of European technical safety organisations

initiation and short crack growth in Alloy 182 weld

(TSO). Here we are involved in the development of

metal under BWR/HWC conditions at 274 °C in the

an ETSON guidance for ageing management. Fur-

frame of the new PhD thesis project and the evalu-

thermore, our activities shall also be implemented

ation of environmental & hydrogen effects on frac-

as in-kind contributions to the new International

ture toughness by EPFM tests in air and high-tem-

Forum on Reactor Ageing Management (IFRAM,

perature water with RPV steels and simulated heat-

http://ifram.pnnl.gov/default.asp).

affected zone within the Post-Doc project. Studies

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

129

of mean stress effects in stress-controlled isother-

Alloy Reactor Pressure Vessel Steel Dissimilar

mal LCF tests with tubular specimens are the major

Metal Weld Joints in Light Water Reactor Envi-

focus in the field of corrosion fatigue. The results

ronments», in: Annual Meeting of the Int. Coop-

on chloride effects on EAC in RPV steels, SCC crack

erative Group on Environmentally Assisted

growth in DMWs and on environmental effects on

Cracking of Water Reactor Materials, Paper No.

fracture toughness shall be published in four jour-

W08 (CD-ROM), Karuizawa, Japan, May 19–24,

nal papers in 2014. The project can be terminated

2013.

as planned by the end of 2014 with the final report

S. Ritter and H.P. Seifert, «Current Measure-

by the end of February 2015. The definition and

ments During Scratching of Low-Alloy Steel in

approval of a new follow-up project in the field of

Simulated BWR Environment», in: Annual Meet-

environmental effects is an important goal for

ing of the European Cooperative Group on Cor-

2014. Potential topics were already discussed and

rosion Monitoring of Nuclear Materials, WG1-3

identified with ENSI in 2013.

(CD-ROM), Paris, France, June 10–11, 2013.

7. Publications

Reports S. Roychowdhury, «Literature Survey on Environmental Effect on Fracture Toughness – Role of

Publications in Scientific Journals and Books

Hydrogen», PSI-TM-46-13-05, 24.7.2013.

S. Ritter and H.P. Seifert, «Influence of Reference

H.P. Seifert, S. Ritter, H. J. Leber & P. Spätig, «Envi-

Electrode Distance and Hydrogen Content on

ronmentally-Assisted Fatigue in Austenitic Stain-

the Electrochemical Potential Noise During SCC

less Steels under Light Water Reactor Conditions

in High-Purity, High-Temperature Water», Corro-

– Overview on the Experimental Investigations at

sion Engineering Science and Technology, 2013,

PSI -», PSI-INCEFA Report, October 2013.

48(3), pp. 199–206. S. Ritter and H.P. Seifert, «Detection of SCC Initiation in Austenitic Stainless Steel by Electro-

8. References

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H.J. Leber, S. Ritter, and H.P. Seifert, «Thermo-

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Behavior of 316L Stainless Steel in High-Temper-

[2]

H.P. Seifert, «Research in the Field of Plant

ature Water and Air», Corrosion, 2013, 69 (10),

Lifetime Management of Primary Pressure

pp. 1012–1023.

Boundary Components of LWR», PSIAN-43-06-02, February 26, 2006.

Conference Proceedings

[3]

H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, and S. Roychow-

antrag SAFE zu Handen des ENSI», PSI-

dhury, «SCC Behavior in the Transition Region of Alloy 182/Low-Alloy Reactor Pressure Vessel 130

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[4]

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Steel Dissimilar Metal Weld Joints in Light Water

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Reactor Environments», in: 16th International

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Conference on Environmental Degradation of

posal to PSI Fellow Program 2012, August

Materials in Nuclear Systems – Water Reactors,

2012.

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[5]

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2010. 1020995.

(CD-ROM), Karuizawa, Japan, May 19–24, 2013.

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Fracture Behaviour, December 2 and 3, 2010,

iour in the Transition Region of Alloy 182/Low-

Tampa, FL, USA.

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[10] H.J. Leber, S. Ritter, and H.P. Seifert, «ThermoMechanical and Isothermal Low-Cycle Fatigue Behavior of 316L Stainless Steel in High-Temperature Water and Air», Corrosion, 2013, 69 (10), pp. 1012–1023. [11] H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, and S. Roychowdhury, «SCC Behavior in the Transition Region of Alloy 182/Low-Alloy Reactor Pressure Vessel Steel Dissimilar Metal Weld Joints in Light Water Reactor Environments», in: 16th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Systems – Water Reactors, NACE/TMS/ANS, Paper No. ED2013-3155, Asheville, NC, USA, August 11–15, 2013. [12] S. Ritter, H.P. Seifert, «EnvironmentallyAssisted Crack Initiation Behaviour of LowAlloy Steel in Simulated BWR Environment – Effect of Chloride», 18th International Corrosion Congress 2011 Paper 429, Perth, Australia, November 20–24, 2011. [13] S. Ritter, H.P. Seifert, «The Effect of Hydrogen on the SCC Crack Initiation and Short Crack Growth Behaviour of Alloy 182 Weld Metal under BWR/HWC Conditions», PhD thesis project proposal and request for research support to PSI Research Committee (PSI FoKo), April 2013. [14] H.P. Seifert, «SCC of Austenitic Stainless Steels in PWRs», Handout, Fachgespräch ENSI-AüP/SGKL, ENSI, Brugg, December 5, 2013. [15] Environmentally Assisted Fatigue Gap Analysis and Roadmap for Future Research: Gap Analysis Report. EPRI, Palo Alto, CA, USA: December 2011, 1023012. [16] Environmentally Assisted Fatigue Screening: Process and Technical Basis for Identifying EAF Limiting Locations, EPRI, Palo Alto, CA, USA: August 2012, 1024995.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

131

NORA Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

Author und Co-author(s)

S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, A. Ramar, I. Günther-Leopold, N. Kivel, S. Abolhassani-Dadras

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen PSI, Switzerland

Telephone, E-mail, Internet address

+41 (0)56 310 2983, stefan.ritter@psi.ch www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/

Duration of the Project

January 1, 2010 to June 30, 2013

ABSTRACT

PSI as a joint programme together with the

Noble metal chemical addition (NMCA) is a

Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate

technology developed by General Electric to

(ENSI) and the Swiss nuclear power plants Leib-

reduce stress corrosion cracking (SCC) in reac-

stadt (KKL) and Mühleberg (KKM). This report

tor internals and recirculation pipes of boiling

presents the major results and achievements of

water reactors (BWRs), while preventing the

the current project.

negative side effects of classical hydrogen

Lab investigation revealed that the flow condi-

water chemistry. Platinum, acting as electro-

tions and water chemistry of the high-temper-

catalyst for the recombination of O2 and H2O2

ature water, the Pt injection rate and the pre-

with H2 to H2O and thus reducing the electro-

conditioning of the steel surfaces have an

chemical corrosion potential more efficiently, is

impact on the Pt deposition behaviour. Further-

injected into the feed water during power

more, the pre- and post-OLNC exposure times

operation (online NMCA, OLNC). The Pt is

play an important role for the Pt deposition on

claimed to deposit as very fine metallic parti-

specimens exposed at KKL. Redistribution of Pt

cles on all water-wetted surfaces including the

in the plant takes place, but most of the Pt

most critical regions inside existing cracks and

does not redeposit on the steel surfaces in the

to stay electrocatalytic over long periods of

reactor system. It could also be shown that

time.

plant OLNC applications can be simulated rea-

Prior to the start of the project, very little was

sonably well on the lab scale. Finally a replica

known about the Pt deposition behaviour in

technique was developed to assess the Pt par-

BWRs, therefore the research project NORA

ticle distribution on radioactive specimens

(«Noble metal deposition behaviour in BWRs»)

from nuclear power plants.

has been conducted from 2010 until 2013 at

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

133

1. Introduction

of the project are described in more detail in the NORA project proposal [2].

Noble metal chemical addition (NMCA, also

The project was performed as a joint programme

known as NobleChemTM) is a technology devel-

of ENSI, PSI and the Swiss utilities KKL and KKM.

oped by General Electric (GE, nowadays GE-Hita-

The project consisted of two sub-projects (Table 1):

chi) to mitigate stress corrosion cracking (SCC) in

experimental (sub-project 1) and analytical work

reactor internals and recirculation pipes of boiling

(sub-project 2), which were covered by two very

water reactors (BWRs). It has the advantage of

closely interacting Post-Docs. The Post-Docs were

avoiding the negative side effects of classical

supported by scientific specialists and technical

hydrogen water chemistry (HWC). Although this

staff from the Laboratory for Nuclear Materials

technology is already used in a number of BWR

(LNM) and Hot Laboratory Division (AHL) at PSI

plants (including the two Swiss BWR plants Müh-

(Component Safety [BTS], Isotope and Elemental

leberg, KKM and Leibstadt, KKL), the effective-

Analysis [IEA] and Nuclear Fuels [NF] groups).

ness of this technology in plants remains still to

NORA was planned as a 3.5 years project. KKL and

be demonstrated. However, based on highly

KKM provided relevant in-kind contributions.

credible laboratory experiments, SCC mitigation

The focus of the final project year was to complete

may be expected down to the sub-ppb platinum

the systematic test programme investigating the

(Pt) concentration range, provided that a stoi-

effect of several parameters on the Pt deposition

chiometric excess of H2 and a sufficient surface

behaviour (e.g., Pt injection rate, flow conditions,

coverage with very fine Pt particles exist simulta-

environment or pre-oxidation state), the assess-

neously at the critical locations [1]. So far very

ment of the non-destructive technique and analy-

little information was available about the deposi-

sis of the Pt particle size distribution on specimens

tion and (re-)distribution behaviour of the Pt in

exposed at KKL.

the reactor. For the validation of this technique the research project NORA («Noble metal deposition behaviour in BWRs») has been conducted at PSI between

3. Major achievements of the project

January 2010 and June 2013. The current report presents the most important results gathered in

There are several aspects which may influence the

the framework of the project.

Pt distribution and deposition behaviour on the water-wetted steel surfaces in a BWR. In the fol-

2. Structure and goals of the NORA project

lowing sections the most important results and achievements of the NORA project are presented. Results from the exposure of specimens at KKL are also briefly summarised.

The two main objectives of the project were: (i) to gain phenomenological insights and a better basic understanding of the Pt distribution and deposition behaviour in BWRs; (ii) to develop and qualify 134

3.1. Material and experimental procedures

a non-destructive technique (NDT) to characterise

Table 1: Subjects and share of the two sub-projects of NORA.

the size and distribution of the Pt particles and

3.1.1. Material and specimens

their local concentration on reactor components.

For the investigations a type 304L stainless steel

Furthermore, available plant data from OLNC

(UNS S30403) from a pipe from a nuclear power

applications in KKM and KKL were collected, eval-

plant was chosen. Coupons (13 x 10 x 4 mm) with

uated and used as input to the current research

a defined surface roughness (Ra ≈ 0.4 μm) were

work. The technical background and the objectives

used for the experiments at PSI or exposed at KKL.

Sub-project Subject

SP 1

Experimental evaluation of the Pt deposition behaviour under simulated BWR conditions and in a BWR

Approx. 50%

SP 2

Development of a non-destructive characterisation method for Pt deposits on reactor components and chemical/microscopic analytics

Approx. 50%

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 1: Schematic of the hightemperature water loop facility.

The specimens were either pre-oxidised (PO) for

through ion-chromatography tubing into the inlet

about 310 h in HWC environment or used in the

water stream by a high-pressure dosing pump after

«as received» (AR) state (see [3] for more details).

one week of pre-oxidation. Three days after the Pt injection ended, the experiments were shut-down.

3.1.2. Experimental procedure of the loop tests For the investigation of the Pt deposition behaviour

3.1.3. Experimental procedure of the KKL tests

in the lab, coupon specimens were exposed to

To study the Pt deposition behaviour and to assess

simulated BWR water in a sophisticated high-tem-

the effectiveness of the OLNC technology under

perature water loop with autoclave. In Figure 1 a

real plant conditions, specimens were also exposed

schematic of the loop system can be seen. During

at two locations in KKL during two plant cycles

the experiments all environmental parameters at

(Figure 2): i) Mitigation Monitoring System (MMS,

inlet and outlet (dissolved oxygen [DO], dissolved

T ≈ 275 °C, flow velocity ≈ 0.5 m/s), ii) Backup

hydrogen [DH],

T, p, flow rate, etc.) were

recorded continuously. Coupon specimens (PO and

Deposition Monitoring System (BDMS, T ≈ 277 °C, flow velocity: PH1 ≈ 0.6 m/s, PH2 ≈ 1.1 m/s).

AR ones) were exposed to the high-temperature water in the autoclave, and in specimen holders

3.1.4. Analytical techniques

(SHs) with controlled flow conditions (SH1: flow

After exposure in the loop or at KKL the coupon

velocity ≈ 0.1 m/s, SH2: flow velocity ≈ 0.5 m/s),

specimens, respectively replicas taken from the

placed in series after the autoclave. The electro-

specimens, were examined by scanning electron

chemical corrosion potential (ECP) of one auto-

(SEM) and/or transmission electron microscopy

clave specimen, the redox potential (Pt sheet) and

(TEM) to determine the surface coverage by Pt par-

the autoclave potential were measured vs. a Cu/

ticles, the size of individual Pt particles and their

Cu2O ZrO2-membrane reference electrode. BWR

size distribution. X-ray energy dispersive spectrom-

conditions were simulated with high-purity water

eters (EDX) were used for chemical analyses.

at a temperature of 280 °C (271 °C in the speci-

The Pt concentration on the surface of all speci-

men holders) and a pressure of 90 bar. For HWC

mens was measured by Laser Ablation-Inductively

conditions, a mixture of H2 and O2 was adjusted. In

Coupled Plasma-Mass Spectrometry (LA-ICP-MS).

two cases excess H2 or excess O2 has been applied.

Front and back side of the specimens were ablated

The Pt compound (Na2Pt(OH)6) was injected

using a UV laser ablation system, coupled to a sec-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

135

Figure 2: Schematic of the KKL plant installation.

torfield ICP-MS instrument. Pt standards used for

3.2. Results

the calculation of the Pt concentration on the surof Pt with a layer thickness of 0.014 to 14 nm on

3.2.1. Effect of flow on the Pt deposition behaviour

stainless steel substrate. The layer thickness corre-

The flow conditions of the Pt containing high-

face of the specimens were homogenous thin films

sponds to 0.03 to 30 µg/cm . The detection limit

temperature water across the specimen surface

depended on the background noise level and

have a rather strong influence on the amount of

slightly varied from measurement to measurement.

Pt deposited. The highest Pt surface loadings were

But usually quite low Pt surface loading values

observed under quasi-stagnant conditions (in the

could still be detected reliably (down to 1 ng/cm

autoclave) and at high flow velocities (SH2),

in most cases).

whereas in SH1 (low flow velocities) by far the

lowest Pt concentrations were measured. Fluid

136

3.1.5. Development of the NDT

dynamics calculations revealed that a turbulent

Specimens that have been exposed in the plant to

flow regime can be assumed for SH2 and a transi-

reactor water are too radioactive for electron

tional flow behaviour from laminar to turbulent

microscopy investigations. However the need to

for SH1. Further computations show that turbu-

characterise the form of Pt on the surface of the

lent flow provides the best conditions for deposi-

specimen, its spatial distribution and to determine

tion of Pt nanoparticles, like the ones produced by

the size distribution is still present. To address this

OLNC. In this context it is important to note that

issue a so called NDT has been developed. It relies

smaller particles diffuse faster than larger ones

on the idea of using an adhesive film which is

under the same conditions. Because stress corro-

applied on the surface of the specimen. When the

sion cracks are too narrow for turbulences to

film is peeled off, oxide particles and Pt nanopar-

enter them, it is important to produce by OLNC

ticles that are sticking to the film are removed at

the smallest possible particles, not because the

the same time. The amount removed by this

larger ones would be too big to fit into the cracks

method is not affecting the integrity of the speci-

but because of their slow diffusion into a crack.

men; therefore it is also suitable for surfaces of

Under quasi-stagnant conditions the Pt particles

plant components that may be put back into ser-

have more time to diffuse through the stagnant

vice. Furthermore, the activity of the small amount

layer, which explains the high deposition rates

of material sticking to the adhesive film is low

there. Still more investigations on the effect of

enough to allow further electron microscopy inves-

flow are needed for a clearer picture.

tigations.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3.2.2. Effect of Pt injection rate on the Pt deposition behaviour

Figure 3: Average Pt particle sizes from tests with different Pt injection rates.

To study the effect of Pt injection rate several tests with different Pt injection rates but otherwise comparable parameters have been performed. Those tests revealed that lower rates result in deposition of smaller Pt particles on the specimens (Figure 3), which generally would mean a better, respectively, more effective protection against SCC. On the other hand longer injection times are needed to achieve a sufficient coverage of Pt particles and reduction of the ECP.

3.2.3. Effect of water chemistry on the Pt deposition behaviour

water chemistry «history». Nevertheless, in terms

Two tests have been performed with dissolved gas

of pre-oxidation of the steel surfaces, the environ-

levels markedly different from the standard condi-

ment before Pt injection still plays a role on the

tions. These tests showed that the Pt deposition

amount of Pt deposited (see Section 3.2.5).

behaviour in terms of size and homogeneity in disexperiment with strong excess H2 concentration in

3.2.4. Effect of temperature on the Pt deposition behaviour

the high-temperature water yielded fine sized Pt

Most tests were performed at 280 °C (270 °C in

particles with well-defined shapes and homoge-

SHs 1 and 2), which is close to the average tem-

neous distribution (Figure 3 and Figure 4a), which

perature of the water inside the reactor and recir-

is believed to be advantageous for the catalytic

culation loops. However, in NPPs the Pt injection is

effectiveness. On the other hand, excess O2 in the

made into the feed water line at a lower tempera-

high-temperature water lead to larger Pt particles

ture; approx. 220 °C in KKL and 195 °C in KKM.

with inhomogeneous distribution (Figure 3 and

Therefore three tests were performed at the lower

Figure 4b). Regarding the Pt surface loading of the

temperature of 220 °C, to see how it may influ-

specimens from both tests, no relevant difference

ence the formation and deposition of Pt particles.

could be measured.

The average Pt particle size of two tests at 220 °C

In two further tests, which started in reducing,

is compared to particle sizes of standard tests in

respectively oxidising environment, but then

Figure 3. A reduction in temperature of the high-

switched to «standard» environment just before Pt

temperature water to 220 °C showed no major

injection started, the Pt particle size distribution

differences in the Pt deposition behaviour, com-

and average particle size was comparable and sim-

pared to tests at 280 °C, but otherwise identical

ilar to standard tests. From this observation it is

conditions.

tribution also depends on the water chemistry. An

concluded that the water chemistry conditions during Pt injection are of utmost importance for an 137

effective OLNC application, in contrast to the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 4: Back scattered electron images of PO specimens with Pt deposited under reducing (a) and oxidising conditions (b). The white objects are Pt particles resting on the oxide film.

Figure 5: Back scattered electron images from AR (a) and PO (b) specimens from the same test. The white dots are Pt particles resting on the oxide film.

3.2.5. Effect of specimen pre-treatment on the Pt deposition behaviour

known and if detailed Pt loading data is available,

In all experiments AR and PO specimens were

Some specimens were removed before or inserted

exposed to the high-temperature water. Higher Pt

after plant OLNC applications. Those specimens

surface loadings were observed on specimens

showed only very small amounts of Pt on their sur-

which were PO for two extra weeks under BWR/

face. Together with the observed Pt loss rate, these

HWC conditions. A better developed oxide layer

are strong indications that a redistribution of Pt

with large oxide crystals seems to accumulate

takes place, but that most of the released Pt does

more Pt nanoparticles due to its larger specific sur-

not redeposit on steel surfaces but possibly

face. Figure 5 shows an example of an AR and PO

becomes trapped on CRUD, fuel or in the water

specimen from the same test revealing a higher

clean-up system, which means this Pt is lost for

density of Pt particles on the large oxide crystals of

protection.

the PO specimen.

In Figure 6 the effect of flow velocity of the Pt

a post-application Pt erosion rate can be estimated.

containing reactor water across the specimens

138

3.2.6. Results of the specimens exposed at KKL

from the BDMS is presented. Lower Pt concentra-

The quantitative determination of the Pt surface

holder PH1 (low flow) compared to PH2 (high

loading of the specimens exposed in the MMS at

flow). Therefore, the same effect of the flow veloc-

KKL (specimen holders have been inserted and

ity on the plant specimens as on the loop speci-

removed from the MMS at different times during

mens can be observed (see Section 3.2.1).

two plant cycles), revealed that the pre- and post-

On the specimens exposed during plant cycle 27,

OLNC exposure times are important influencing

higher Pt loadings have been observed on speci-

factors for the Pt surface loading. Specimens

mens PO before exposure to the reactor water (Fig-

exposed for only very short period before OLNC

ure 6). During plant cycle 28 only AR specimens

application started or specimens exposed for long

were exposed in the BDMS.

periods after Pt injection ended, showed low Pt

Figure 7 shows two examples of TEM images from

surface concentrations. If the flow conditions are

specimens of holders PH1-1 and PH2-1, which

tions are observed on specimens from specimen

were exposed in the BDMS during KKL plant cycle Figure 6: Pt surface loadings of all BDMS specimens as function of specimen pre-treatment (AR vs. PO) and flow velocity of the high-temperature water (error bars = 95% confidence interval).

27. Most of the round, dark grey objects in the TEM images are Pt particles. The analysis of the Pt particle size distribution revealed that the average Pt particle size on specimens from the plant seems to fit well to the size observed on specimens from loop tests performed under comparable conditions. But due to the limited number of particles that could be analysed, further investigations are necessary to confirm this.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 7:

TEM bright field images of replicas taken from specimens of the BDMS (a: PH1-1, b: PH2-1). Arrows indicate Pt particles (confirmed by EDX).

139

3.2.7. Comparison of lab vs. plant data

been observed on the lab and KKL specimens. Also

Due to the greater flexibility in experiment design,

the particle size distribution on plant specimens

OLNC investigations on the lab scale are essential

corresponded rather well to the particle size on

to gain new insights into the Pt deposition behav-

specimens from the loop if the Pt injection rate was

iour and to be able to improve the efficiency of this

similar.

SCC mitigation technology. To verify if such lab

At PSI some tests were performed which simulated

data can be transferred to the plant scale, results

an actual OLNC application at KKL during plant

from the exposure of specimens at KKL are com-

cycle 28. The total amount of Pt injected and the

pared to the lab results.

injection rate were equivalent, but the pre- and

In terms of PO vs. AR specimens and effect of the

post-OLNC exposure periods were about ten times

flow velocity of the high-temperature water on the

longer at KKL. Nevertheless, rather comparable Pt

Pt surface loading, exactly the same trends have

surface loadings on plant and lab coupons have

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 8:

tion. The replica technique has been applied fre-

Pt surface loadings of specimens from the MMS exposed to the reactor water during an OLNC application and from a loop test simulating that same OLNC application.

quently during the course of the project and has been established as a valuable tool for the characterisation of the Pt deposition behaviour. Unfortunately the spread in amounts of Pt sampled is too large to use the current type of replica for determining quantitatively the amount of Pt deposited on an oxidised steel surface. This NDT would have to be developed further for this purpose.

3.3. Plant recommendations From a scientific point of view and based on the been measured (Figure 8). The higher Pt concen-

results stated above, some recommendations for

trations on the lab specimens can be explained by

plant OLNC applications can be derived: The Pt

the much shorter post-OLNC exposure period in

solution should be injected at low rates over

the lab test (a relevant part of the Pt gets «eroded»

extended periods of time and under reducing

from the steel surface if the specimens are exposed

water chemistry conditions. Repeated or even con-

to the reactor water for longer periods without

tinuous OLNC applications could compensate for

repeated OLNC re-applications) and by the differ-

the erosion of Pt from the surfaces. Especially if

ence in flow conditions (in specimen holder SH2

plant components are decontaminated or new

turbulent flow is established, whereas the MMS

components are installed some pre-oxidation peri-

specimen holders are still in a transitional flow

ods increase the efficiency of Pt deposition on

regime where lower Pt deposition values are

these fresh surfaces.

expected). Another reason for the lower Pt concentration on the surfaces of reactor components could be, that in a nuclear power plant quite some

4. National collaborations

Pt deposits at the injection point (in the feed water

140

piping), on CRUD particles and on the fuel clad-

The collaboration and technology transfer on the

ding surface. The amount of Pt getting lost in that

national level takes place within the Swiss nuclear

way cannot be quantified, but it seems evident

community. The NORA project consists of a consor-

that it is a higher proportion than in a high-temper-

tium formed by the Swiss Federal Nuclear Safety

ature water loop system with much smaller surface

Inspectorate ENSI, the nuclear power plants KKM

area and without such «Pt traps».

and KKL and two laboratories (Lab for Nuclear

Considering the facts described above, it can be

Materials and Hot Lab Division) at PSI. The ENSI and

emphasised that despite the huge difference in

all Swiss utilities are periodically informed on the

scale, results from the high-temperature water

actual project status during the annual ENSI-PSI proj-

loop tests at PSI seem to match rather well to

ect presentations. Additionally, semi-annual project

OLNC plant data. Therefore it is concluded that

steering committee meetings were/are held where

results gained from very carefully conducted lab

ENSI, KKM, KKL and PSI are represented. Close col-

tests may be regarded as relevant to understand

laboration exists also with the SAFE project.

and possibly predict the plant OLNC behaviour.

3.2.8. Development of the NDT

5. International collaborations

A replica technique was developed to characterise the Pt deposition behaviour on specimens and

The involved groups and scientists at PSI are very

components from the high-temperature water

well integrated in international research projects,

loop and plant by TEM. Detailed investigations

networks and communities [e.g., International Co-

revealed that the replicas remove a relevant

operative Group on Environmentally-Assisted

amount of the Pt present on the surface of the

Cracking of Water Reactor Structural Materials

specimen, which is sufficient to obtain a represen-

(ICG-EAC, http://www.icg-eac.info/, S. Ritter is act-

tative picture of the Pt particle size and distribu-

ing as Scientific Secretary here), European Co-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

operative Group on Corrosion Monitoring of

6.2. Perspectives for 2014

Nuclear Materials (ECG-COMON, http://www.ecgcomon.org/, S. Ritter is acting as Chairman here),

In the framework of NORA-II a new systematic test

Working Party 4 (Nuclear Corrosion) of the Euro-

programme in the high-temperature water loop

pean Federation of Corrosion (EFC, http://www.

(with detailed analysis of the specimens) will be

efcweb.org/), etc.]. Our research activities are pre-

started. The focus in 2014 will be placed on the

sented and/or discussed within these groups. PSI

effect of material, surface roughness and Pt erosion.

also participates as a member in the NUGENIA

New experimental set-ups to study the effect of flow

association (http://www.nugenia.org/) and the

and a new MMS at KKL should be implemented.

Component Safety Group is in close contact with

Results from NORA will be published in several jour-

GE Global Research Centre concerning the research

nal and conference papers. Due to technical prob-

on NobleChemTM. Additionally, cooperation with

lems with the existing MMS at KKL the exposure of

the BWR Vessel and Internals Project of the Electric

new specimens at KKL will be delayed by (at least)

Power Research Institute (EPRI, USA) is ongoing.

one year. Beside this delay, it is currently believed that

PSI is providing KKL OLNC plant data for EPRI,

the NORA-II project can proceed as planned and

which they will use for the modelling of noble

described in the NORA-II project proposal [5].

metal deposition in BWRs.

7. Publications (in 2013)

6. Assessment of 2013 and perspectives for 2014

S. Ritter, P.V. Grundler, A. Ramar, L. Veleva, I. Günther-Leopold, and H.P. Seifert, «Pt Deposi-

6.1. Assessment of 2013

tion Behaviour on Stainless Steel under BWR Conditions – Part I: Lab Results & Part II: Results

The major part of the project goals and milestones

from Specimens Exposed in KKL», in: Annual

for the final phase of the project have been

Meeting of the Int. Cooperative Group on Envi-

achieved. The systematic series of Pt deposition

ronmentally Assisted Cracking of Water Reactor

experiments in the high-temperature water loop

Materials, Paper No. GP2 (CD-ROM), Karuizawa,

(five tests) and analysis of specimens from the PSI

Japan, May 19–24, 2013.

tests and from KKL (by SEM, TEM and LA-ICP-MS)

P.V. Grundler, A. Ramar, L. Veleva, I. Günther-

have been completed. The final report of the proj-

Leopold, and S. Ritter, «Effect of Flow and Sur-

ect has been finalised [4]. A project meeting was

face Structure on the Pt Deposition on Stainless

held at KKM, four conferences (Annual Meeting of

Steel During Simulated Noble Metal Applica-

the Int. Cooperative Group on Environmentally

tions», in: 16th Int. Conference on Environmental

Assisted Cracking of Water Reactor Materials, 16

Degradation of Materials in Nuclear Systems –

Int. Conference on Environmental Degradation of

Water Reactors, NACE/TMS/ANS, Paper No.

Materials in Nuclear Systems – Water Reactors,

ED2013-3116, Asheville, NC, USA, August

EUROCORR 2013, and Int. Multidisciplinary

11–15, 2013.

Microscopy Congress) have been attended and the

S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, H.P. Seifert,

final results of the NORA project have been pre-

I. Günther-Leopold, and S. Abolhassani-Dadras,

sented in the framework of a half day seminar at

«Project Proposal: NORA-II (Noble Metal Deposi-

KKL. Work for the follow-up project NORA-II has

tion in Boiling Water Reactors)», Report No.

been started (revision of the high-temperature

AN-46-13-06, Paul Scherrer Institut, Villigen,

water loop, preparation and transport of speci-

Switzerland, August 2013.

mens for exposure at KKL and a first lab experi-

S. Ritter, P.V. Grundler, A. Ramar, G. Ledergerber,

ment).

and W. Kaufmann, «Platinum Deposition on

The results of the NORA project are of direct use

Boiling Water Reactor Components: Qualifica-

for the regulatory work of ENSI, and KKL as well as

tion of Lab-Scale Tests with Plant Data», in:

KKM modified their OLNC Pt injection procedures

EUROCORR 2013, EFC, Paper No. 1339 (CD-

following some recommendations from the NORA

ROM), Estoril, Portugal, September 1–5, 2013.

project (see Section 3.3).

L. Veleva, P.V. Grundler, S. Abolhassani-Dadras, and S. Ritter, «Characterisation of Pt Nanoparticles on Oxide Substrate by Replica Technique in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

141

TEM», in: Int. Multidisciplinary Microscopy Congress (InterM 2013), Poster No. P124, Antalya, Turkey, October 10–13, 2013. P.V. Grundler and S. Ritter, «Noble Metal Chemical Addition to BWRs for Stress Corrosion Cracking Mitigation: Theoretical Insights and Applications», Report No. TM-46-13-07, Paul Scherrer Institut, Villigen, Switzerland, December 2013. S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, and A. Ramar, «Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors – Final Report of the NORA Project», Report No. TM-46-13-08, Paul Scherrer Institut, Villigen, Switzerland, December 2013. J. Faucon, «Effect of Surface Roughness on Platinum Particle Size Distribution and Density on Stainless Steel Surfaces Exposed to Simulated BWR Conditions», Semester Project Report, Science in Nuclear Engineering Master Course, ETH Zürich, December 2013.

8. References [1] P.L. Andresen, Y.-J. Kim, T.P. Diaz, and S. Hettiarachchi, «Online NobleChem Mitigation of SCC», in: 12th Int. Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, NACE/TMS/ANS, Snowbird, UT, USA, August 14–18, 2005. [2] S. Ritter, H.P. Seifert, I. Günther-Leopold, N. Kivel, S. Abolhassani-Dadras, and J. Bertsch, «Project Proposal: NORA (Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors)», PSI Aktennotiz, AN-46-09-12, Paul Scherrer Institute, Villigen PSI, December 2009. [3] S. Ritter, V. Karastoyanov, S. AbolhassaniDadras, I. Guenther-Leopold, and N. Kivel, «Investigation of Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors – the 142

NORA Project», PowerPlant Chemistry, 2010, 12(11), pp. 628-635. [4] S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, and A. Ramar, «Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors – Final Report of the NORA Project», Report No. TM-46-13-08, Paul Scherrer Institut, Villigen, Switzerland, December 2013. [5] S. Ritter, P.V. Grundler, L. Veleva, H.P. Seifert, I. Günther-Leopold, and S. Abolhassani-Dadras, «Project Proposal: NORA-II (Noble Metal Deposition in Boiling Water Reactors)», Report No. AN-46-13-06, Paul Scherrer Institut, Villigen, Switzerland, August 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

PISA-II Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Author und Co-author(s)

M. Niffenegger, G. Qian, V. Gonzalez, B. Niceno, M. Sharabi, N. Lafferty, M. Andreani

Institution

Paul Scherrer Institut, Laboratory for Nuclear Materials

Address

5232 Villigen

Telephone, E-mail, Internet address

+41 56 310 26 86 Markus.Niffenegger@psi.ch, www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/ssi/lnm_projects_cs.html

Duration of the Project

July 2012 to July 2015

ABSTRACT

A three dimensional model of a reference

The PSI-ENSI research project PISA-II is dedi-

RPV was created that allows to evaluate

cated to the development and application of

stress intensities for different scenarios (crack

deterministic and probabilistic methods for the

configurations, transients, material proper-

integrity assessment of reactor pressure vessels

ties etc.).

(RPVs) subjected to a pressurized thermal shock

The 3D model was tested for various postu-

(PTS) [1]. In this interdisciplinary project a refer-

lated single cracks as well as for multiple

ence RPV is studied by loading with transients

laminar cracks as observed in two Belgian

based on certain scenarios with the system

RPVs by means of the extended finite ele-

code RELAP5, followed by computational fluid

ment method (XFEM).

dynamic (CFD) simulations. The results from

The PFM code FAVOR was successfully

the latter are then used for the exact evalua-

applied to study the conditional probabilities

tion of time and location dependent stresses by

of crack initiation and failure of a reference

three dimensional finite element calculations.

RPV with postulated cracks, subjected to PTS

Cracks are assumed at the critical locations and

loads.

probabilistic fracture mechanics (PFM) calcula-

Quantitative analyses of the warm prestress-

tions are performed in order to evaluate prob-

ing effect (WPS) by using the Chell and Wal-

abilities for crack initiation and failure of the

lin models were performed.

RPV.

A local approach (Ď&#x192;*- A*) was employed for

The main results achieved within the report

advanced fracture mechanics calculations in

period 2013 are:

the ductile-to-brittle transition (DBT) zone.

The transient mass flow and pressure drop in

Constraint effects at the crack front were

case of a small loss-of-coolant accident

considered by T- and Q-stress calculations.

(SLOCA) and a medium loss-of-coolant acci-

The chain of simulations (RELAP5-CFD-FEM-

dent (MLOCA) was analysed by means of the

FAVOR) for the assessment of RPVs subjected

system code RELAP5.

to PTS load was tested.

The transient three dimensional temperature

Valuable knowledge and expertise in the

field in the RPV during 100 seconds of a

involved disciplines were acquired within the

MLOCA was analysed by means of unsteady

project.

RANS (URANS) simulations. The behaviour of the cold plumes at the inner wall of the RPV was evaluated.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

143

1. Introduction

2. Project goals for 2013

The RPV, as one of the most important safety bar-

The project consists of four Sub-Projects (SP) hav-

riers of light water reactors, is exposed to neutron

ing specific goals.

irradiation at elevated temperatures, which results in material dependent embrittlement of the RPV steel. The resulting decrease of the fracture toughness raises the probability of brittle failure in case of e.g. a PTS. Sufficient margins against brittle fail-

2.1. SP 1: Refined probabilistic PTS-analysis for a reference RPV (30%)

ure have thus to be assured during the whole anticipated lifetime of a RPV by applying state-of-

Further development and application of the

the-art procedures. While in the U.S. probabilistic

methodology for probabilistic assessment of

safety assessments are state of the art, in Europe

RPVs and application to a reference case RPV

such assessments are still predominantly based on

under PTS load.

deterministic methods.

Assessment based on realistic crack distributions

Within the research project PISA-II we explore the

from nondestructive testing (NDT) databases.

application of probabilistic methods for the integ-

Quantitative evaluation of WPS effects by using

rity assessment of RPVs subjected to a PTS [1â&#x20AC;&#x201C;4]

the Chell and Wallin models.

and compare them with deterministic ones. In this interdisciplinary project load transients based on certain scenarios are studied with the system code RELAP5, followed by CFD simulations. The results

2.2. SP 2: Study of transients with RELAP5 and FLUENT (20%)

from the latter are then used for the exact evaluation of time and location dependent stresses by

Preparation and application of models for the

three dimensional finite element calculations.

evaluation of critical PTS-transients.

Cracks of different sizes, shapes and orientations

CFD calculation of the transient temperature

are postulated at the most critical locations of the

field in the RPV subjected to PTS loads.

reference RPV and PFM calculations are performed in order to evaluate probabilities for crack initiation and failure of the RPV. For the evaluation of failure probabilities using the Monte Carlo (MC) method

2.3. SP 3: 3D deterministic fracture mechanics calculations (30%)

implemented in the FAVOR code, the governing parameters (e.g. crack geometry, material proper-

Three dimensional modeling of a reference RPV

ties, transients etc.) are considered as random vari-

and evaluation of stress intensities by extended

ables. Finally, the course of the calculated stress

finite element method (XFEM) with ABAQUS.

intensity is compared with the temperature

Transient 3D calculations based on temperature

dependent fracture toughness of the partially

distributions calculated by CFD codes.

embrittled RPV during critical transients. Since the result of such a procedure depends on the assumed 144

parameters, probabilistic analyses, in which the uncertainties of the governing parameters are considered, provide useful information about the

2.4. SP 4: Investigation of modern fracture mechanics methods (20%)

safety of a component. Analysis of constraints at the crack tip by calculating the T- and Q-stress. Application of local approaches to fracture (LAF) in the DBT region.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3. Work carried out and results obtained 3.1. SP 1: Refined probabilistic RPV-PTS-analysis based on realistic crack distributions

3.1.1. Input data for the probabilistic analysis Only the beltline region of the vessel, shown in Fig. 1, which is composed of two rings and a welding region is considered in this analysis. The base material of the reference RPV is similar to steel A533B. The yield stress and tensile strength of the base

The crack databases from the decommissioned

material at room temperature are 449 MPa and

plants PVRUF and Shoreham in the U.S. [5] are

587 MPa, respectively. Submerged arc welding

used to generate crack properties distribution

(SAW) is applied for the manufacturing of the ana-

functions for the probabilistic integrity analysis of

lyzed RPV. For the crack simulations a weld bead

the reference RPV subjected to two PTS transients

depth of 5 mm for the Shoreham vessel and 6.5

with the FAVOR code [6]. These databases were

mm for the PVRUF vessel is assumed [5]. The sur-

created from NDT during manufacturing, pre-

face and embedded cracks assumed in the base

operational or in-service inspections and from

material of the RPV are based on the crack distribu-

destructive investigations after decommissioning.

tion of the PVRUF vessel, whereas the embedded

The main random variables used in our calculations

cracks assumed in the welding region are based on

are the number, depths and lengths of cracks. The

those observed in the Shoreham vessel in order to

relevant parameters of Poisson or exponential dis-

be conservative.

tribution are also assumed as random variables fol-

The Vflaw code is used to generate a crack distri-

lowing Gamma distribution by a Bayesian method.

bution file according to the procedure described

For embedded cracks the position of cracks in the

above. The truncation of crack depth is 25 mm for

RPV is uniformly distributed along the RPV wall

SAW, which means that beyond 25 mm the crack

thickness. Specifically, surface cracks are posi-

probability are set to zero. RTNDT is used for the

tioned in the cladding and are assumed to be only

analysis and ΔRTNDT (ΔT41) is calculated as the shift

circumferential, i.e. oriented in the welding direc-

temperature of RTNDT. In the probabilistic analysis,

tion of the cladding. The surface cracks are semi-

the aforementioned crack distributions are

elliptical and embedded cracks are assumed to

assumed in this RPV and the other random vari-

have an elliptical shape. Embedded cracks in the

ables are ΔRTNDT, KIC and KIa. Note that an RTNDT0 of

welding are assumed only to be circumferential,

–1 °C is used, which is a conservative assumption.

due to the welding technology. 50% of embedded cumferential and the other 50% are assumed to be

3.1.2. Crack initiation and failure probabilities

axial. The two transients SLOCA (corresponding to

The conditional crack initiation and failure prob-

a hot leg break with areas of 3 cm ) and MLOCA

abilities for the MLOCA and SLOCA calculated are

(corresponding to a hot leg break with area of

shown in Fig. 2. Crack initiation and failure prob-

70 cm ) as well as the RPV considered in this paper

abilities generally increase with the neutron flu-

are the same as those in [2–4].

ence. Fig. 2 (a) and Fig. 2 (b) show that the failure

cracks in the ring material are assumed to be cir-

Figure 1: Beltline region of the studied RPV.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

145

Figure 2a (left): Conditional crack initiation and failure probability by considering the WPS effect subjected to the MLOCA.

Figure 2b (right): Conditional crack initiation and failure probability by considering the WPS effect subjected to the SLOCA.

Figure 3 (left): Effect of critical flow model (HF; RT) on fluid temperature for the MLOCA.

Figure 4 (right): Effect of critical flow model (HF; RT) on fluid temperature for the SLOCA

146

probability of the RPV subjected to the SLOCA is

thus has a negligible impact on the total failure

higher than that subjected to the MLOCA. This is

frequency of the RPV. If the total failure frequency

due to the fact that the failure probability is a func-

is less than 1×10-6/year, it fulfills the new accep-

tion of KI, KIc and KIa. Once a crack initiates, it may

tance criterion (less than 1×10-6/year) for RPVs,

propagate or be arrested at a certain location.

according to RG 1.154 [7] and therefore the refer-

From Fig. 2 (b), it is seen that the probability for

ence RPV is regarded as safe concerning the

crack initiation is almost the same as the failure

MLOCA and SLOCA transients.

probability (for the same crack) during the SLOCA

In [4], a probabilistic analysis of the same reference

transient. It means that in this case, once crack

RPV was performed by considering an axial crack

initiation occurs, it will lead to final failure rather

with the depth of 17 mm and the aspect ratio

than being arrested.

(crack length/crack depth) of 6. The conditional

The total cumulative failure frequency considering

failure probability of the RPV for a neutron fluence

several transients is determined from the summa-

of 6×1019 n/cm2 subjected to the MLOCA and

tion of the products of the individual transient

SLOCA transients are 2.63×10-5 and 0 (<10-13),

occurrence frequency and the corresponding con-

respectively. Our new results based on the NDT

ditional vessel failure probability is

data are 4.79×10-10 and 2.38×10-5 respectively. This could result (depending on the specific occur-

(1)

rence frequencies) in a total failure frequency which may be higher than that calculated by con-

where

is the plant specific occurrence fre-

sidering the above mentioned crack size [4]. This

quency of the i (i=1, 2 in this study) transient,

would mean that using the NDT database is a more

is the conditional failure probability of ves-

conservative approach. Note that the WPS effect

sel due to the i transient. th

was taken into account.

Realistic occurrence frequencies for the MLOCA and SLOCA have to be evaluated e.g. by RELAP calculations. Note that the large loss-of-coolant accident (LLOCA) is neglected in this study due to the fact that its occurrence frequency is very low compared with those of the other transients and

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3.2. SP 2: Study of transients with RELAP5 and FLUENT

The calculations are performed using the SST-kω turbulent model in Ansys FLUENT 14.5 solver. A snapshot of the streamlines in Fig. 5 shows highly

3.2.1. Transient study with RELAP5

three-dimensional flow pattern in the downcomer

The pressure and thermal load transients critical to

with large scale mixing on the circumferential areas

PTS were studied with the system code RELAP5.

and formation of temperature interfaces at the noz-

Modifications were made to the RELAP5 input deck

zles. Large temperature differences are predicted at

(originally used for LOCA analysis) to simulate the

the connection rings with larger values in loop B of

transients resulting in large stresses in the RPV inlet

about 200 °C as shown in Fig. 6. The results show

nozzle and the RPV at the height of the core.

also oscillating behavior of the temperature inter-

According to previous investigations these transients

face and the cold plume in the downcomer. Simula-

are hot leg breaks with areas of 3 cm2 (SLOCA) and

tion results are interpolated to the fracture mechan-

70 cm (MLOCA), respectively. Uncertainties related

ics mesh with a time pace of 0.25 s.

to input parameters and modelling approaches have been identified and the effect of the uncertainties on PTS will be captured by parametric studies. A preliminary parametric analysis shows the effect of varying the critical flow model at the break on the

3.3. SP 3: Three dimensional deterministic fracture mechanics calculations

RELAP5 output parameters pertinent to PTS. The RELAP5 output parameters that provide the impor-

3.3.1. Finite element modeling

tant boundary conditions for the CFD calculation are

Modeling a cracked reference RPV with 3D finite

void distributions and pressure in the reactor coolant

elements (FEs) is a difficult and time consuming task.

system (RCS), temperatures in the cold legs and downcomer, safety injection mass flow rates and temperatures, and RCS mass flow rates. The initial parametric results in Fig. 3 show that the effect of the critical flow model on the fluid temperatures in the RPV inlet nozzle and downcomer for the MLOCA is insignificant. However, as seen in Fig. 4, the HenryFauske critical flow model results in lower temperatures for the SLOCA. This information is used to determine a conservative worst case scenario for the SLOCA (with the Henry-Fauske [HF] critical flow model) and an optimistic best case scenario (with

Loop A Accumulator, m· [kg/s]

Loop B

200

Accumulator, T [K]

283

SIP, T [K]

303

SIP, m· [kg/s]

Cold leg, m· [kg/s] Initial pressure [bar] Initial temperature [K] Void fraction [-]

Table 1: Initial and boundary conditions.

69 558 0

the Ransom-Trapp [RT] critical flow model). Further sensitivity studies of other RELAP5 model uncertainties and assumptions will define the final conservative and optimistic transient scenarios. 147

3.2.2. CFD Analysis of a MLOCA for a reference RPV CFD analysis is performed for a reference RPV configuration taken from a two-loop pressurized water reactor design. A MLOCA is assumed and the initial and boundary conditions for CFD calculations are extracted from RELAP5 analysis and are summarized in Table 1. The most severe conditions for PTS take place when the cold emergency cooling circuit (ECC) water is injected in the cold legs. The simulations are performed for 100 s after the ECC water injection using a numerical grid of 5 M points for the fluid and solid walls with higher grid refinement in the cold legs and in the downcomer.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 5: Streamlines at time t = 14 s.

Figure 6: Temperature evolution at selected locations.

Figure 7 (left): The four defect location and orientation used for testing the method.

Figure 8 (right): Calculated SIFs for four different cracks.

Figure 9: Von Mises stresses in a 2D FE model of a CT specimen and the detail of crack tip.

148

To simplify the modeling we choose the XFEM which

MLOCA transient, we use a simple FE model with

was recently implemented in the commercial FE

elements just fine enough for a correct description

code ABAQUS. The XFEM relies on enhancing the

of the RPV geometry. A simple model that allows

finite element approximation space with enrichment

testing which crack location and configuration

functions that are able to reproduce the behavior of

implies the highest risk for crack initiation. Four

the near crack displacement fields almost indepen-

cases have been tested, a penny shape like circum-

dently of the mesh topology, which allows the effec-

ferential and an axial crack with radius of 37.5 mm

tive assessment of complicated cracks and geome-

postulated in the plume affected area and in the

tries. However, as it still relies on a FE mesh discreti-

inlet as shown in Fig 7. The stress intensity factor

zation, its accuracy and performance is affected by

(SIF) for the deepest point of each crack versus

the element size and mesh quality, hence for a cor-

transient time is shown in Fig. 8. The maximum SIF

rect analysis still some effort has to be applied in the

is reached for crack 1. This first step will be fol-

refinement and mesh topology.

lowed with a more detailed analysis of the critical

In our application of the XFEM to the fracture

crack locations by applying the well-known sub-

mechanics analysis of a cracked RPV subjected to a

modeling technique.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

3.4. SP 4: Investigation of modern fracture mechanics methods

that in order to model the lower bound of the KJc-T curve, the critical stress is constant for each pair, and equal to 1700 MPa while the critical area A* is

3.4.1. Modeling of K-T curve with the σ*-A* model

dicts the very weak temperature dependence on

In this part, a local approach to fracture, i.e. the

the lower shelf of fracture toughness which is con-

σ*-A* model, is used to model the micro mechani-

sistent with the results in [8, 9].

1250 ± 250 µm2. It is shown that the model pre-

cal behavior of cleavage fracture for the RPV material. In particular the effects of σ* and A* on the shape of the toughness-temperature curve is simu-

4. National Cooperation

lated by means of a 2D compact tension (CT) specimen. The σ*-A* model is based on the following

On the national level the cooperation and technol-

two hypotheses: (1) brittle fracture is triggered

ogy transfer takes place in the field of nuclear com-

when a critical area A* of material encompasses a

munity. The regulatory authority ENSI and the

critical stress σ*, and (2) the critical values σ* and

Swiss utilities are regularly informed about the

A* are temperature independent material proper-

results of the project. Exchange of information

ties. The critical stress σ* is defined as the ultimate maximum principal stress σ1 [8, 9]. The stressed area A* is defined as the area of material where the maximum principal stress, σ1, is higher than σ* (σ1 > σ*). The subsized (0.18T) CT specimens hav-

Figure 10: A* vs. KJ for different principal stresses σ* at T=–40 °C.

ing a width W of 9 mm and the crack depth a to specimen width W ratio (a/W) of 0.5 are modeled, as shown in Fig. 9. The temperature-independent elastic modulus and Poisson’s ratio are assumed to be 206 GPa and 0.3, respectively. The plastic behavior of the material at different temperatures is correspondent to that in [3]. Figure 10 presents the A*- KJ relation as a function of σ* at T= –40 °C. Note that –40 °C lies in the DBT region. It is seen that for the same critical stress σ*, the stressed area A* increases with KJ.

Figure 11: KJ vs. T for different σ* and A*.

This is because the higher applied SIF leads to a larger stressed area A*. For a certain KJ, A* decreases with σ*, which is an effect of the increased material strenght, less stressed area A* is needed to fracture it. The effect of σ* and A* on the shape of the KJ-T curves are shown in Fig. 11. Four KJ-T curves are

149

plotted by selecting σ*= 1800/1900 MPa and A* = 300/3000 µm2. By comparing the same color curves it is seen that for a given A*, the increase of σ* makes the curve rise faster with the temperature. An increase of A* yields a more significant increase of fracture toughness than that of σ* while the shape of the KJ-T curve is only slightly affected. This implies that material toughness could be significantly increased due to the less stressed areas A*, i.e. loss of constraint. Note that several sets of (σ*-A*) values can be used to model the experimental KJc-T curve [8, 9]. The experimental KJc-T curve is calibrated by 4 different pairs of (σ*-A*) shown in Fig. 12. It is found

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 12: Reconstruction of the lower bound of KJc vs. T with different σ* and A*.

with the power utility representatives also takes

Considering the WPS effect reduces the failure

place within the annual meetings of the steering

probability and increases the safety margin of the

committee «Begleitgruppe Material» of the swiss-

RPV.

nuclear Plant Life Management (PLiM) project.

5. International Cooperation

6.2. Perspectives for 2014 In 2014 further transients will be calculated with

In the frame of the PISA project we are represented

RELAP5, followed by CFD simulations. This allows

in the International Group of Radiation Damage

the evaluation of critical locations for cracks by

Mechanisms in Pressure Vessel Steels (IGRDM), the

means of the XFEM. More precise FE-calculations

European Network of Excellence NUGENIA

of stress intensity factors will be performed by con-

(NUclear GENeration II & III Association) and in the

sidering 3D effects and the non-uniform tempera-

European Technical Safety Organisations Network

ture profile which is generated by cold water

(ETSON).

plumes. The uncertainties of the calculations will be evaluated and used in the probabilistic study.

6. Assessment of 2013 and Perspectives for 2014

150

Local approaches to fracture will be applied for calculating fracture toughness and crack initiation.

6.1. Assessment of 2013

7. Publications

The project goals for the project year 2013 are fully

G. Qian, M. Niffenegger, Procedures, methods and

achieved. RELAP5 calculations for the SLOCA and

computer codes for the probabilistic assessment of

MLOCA yield the mass flow needed in the CFD

reactor pressure vessels subjected to pressurized

calculation. Extensive URANS calculations for a

thermal shocks, Nuclear Engineering and Design,

MLOCA result in the transient temperature distri-

Vol. 258 (2013) 35–50.

bution inside the walls of the RPV for 100 second

G. Qian, M. Niffenegger, W. Zhou, S. Li, Effect of

real time. These temperatures were transferred

correlated input parameters on the failure prob-

into the 3D FEM model for the calculation of time

ability of pipelines with corrosion defects by using

and location dependent stresses in the RPV. A test

FITNET FFS procedure, International Journal of

run for one second real time was successful.

Pressure Vessels and Piping, Vol. 105–106 (2013)

A 3D FEM model of the reference RPV was created

19–27.

and methods for the efficient modeling of different

G. Qian, M. Niffenegger, D. Karanki, S. Li. Probabi-

cracks at arbitrarily locations were evaluated.

listic leak-before-break analysis with correlated

The probabilistic integrity analysis of an reference

input parameters, Nuclear Engineering and Design,

RPV subjected to two PTS transients based on the

Vol. 254 (2013) 266–71.

crack database of the US RPVs Shoreham and

G. Qian, M. Niffenegger, Integrity analysis of a

PVRUF result in more realistic probabilities for crack

reactor pressure vessel subjected to pressurized

initiation and RPV failure than in analyses in which

thermal shocks by considering constraint effect,

fixed crack size of twice the NDT detection limit are

Engineering Fracture Mechanics, Vol. 112–113

assumed. The calculated total failure frequency

(2013) 14–25.

based on the NDT data may be (dependent on the

G. Qian, M. Niffenegger, Investigation on con-

specific occurence frequency) higher than that

straint effect of a reactor pressure vessel subjected

based on crack assumption.

to pressurized thermal shocks. Proceedings of

Quantifying the constraint effect with the T- and

ASME PVP (2013), 2013-98161.

Q-stress increases the safety margin of the RPV, while the corresponding conservatism of the result is decreased.

8. Conferences and Seminars

The fracture toughness as function of temperature in the DBT regime was calculated by applying a

ASME 2013 Pressure Vessels & Piping Conference

local approach to fracture (σ*-A*). Also the WPS

– PVP2013.14–18 July, Paris, France, Investigation

effect could be considered with this approach.

on constraint effect of a reactor pressure vessel

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

subjected to pressurized thermal shocks, G. Qian and M. Niffenegger. PERFORM60 Project, 2nd Training Session, 15–19 April, EDF R&D-MAI, Les Renardières, in Moret-surLoing-Ecuelles, France. NUGENIA network meeting, March 18–20, 2013, Budapest, Hungary. M. NIFFENEGGER, «Improved thermoelectric diagnostics of material embrittlement», IGRDM-17 Specialist’s meeting, 19–24 May, 2013, Les Embiez, France. V. F. GONZÁLEZ ALBUIXECH, G. QIAN. M. NIFFENEGGER, «XFEM applications for integrity analysis of Reactor Pressure Vessels cracked walls», 2nd International Workshop on Physics-Based Modeling of Material Properties and Experimental Observations with special focus on Fracture and Damage Mechanics, 15–17 May, 2013, Antalya, Turkey.

9. References [1] M. Niffenegger, H.P. Seifert, G. Qian, Projektantrag PISA-II zu Handen des ENSI, AN-46-1201, 12.3.2012. [2] ENSI Research Report 2010. [3] ENSI Research Report 2011. [4] ENSI Research Report 2012. [5] F.A. Simonen, S.R. Doctor, G.J. Schuster, P.G. Heasler, 2004. A generalized procedure for generating flaw-related inputs for the FAVOR code. NUREG/CR-6817. [6] P.T. Williams, T.L. Dickson, S. Yin, 2004. Fracture analysis of vessels-Oak Ridge FAVOR, v 04.1, computer code: theory and implementation of algorithms, methods, and correlations. NUREG/CR -6854. [7] U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1987. Regulatory Guide 1.154, Format and content of plant-specific pressurized thermal shock safety analysis reports for pressurized water reactors. [8] R. Bonadé, P. Mueller, P. Spätig, 2008. Fracture toughness behavior in the ductile–brittle transition region of the tempered martensitic Eurofer97 steel: Experiments and modeling. Engineering Fracture Mechanics 75, 3985–4000. [9] P. Mueller, P. Spätig, 2009. 3D Finite element and experimental study of the size requirements for measuring toughness on tempered martensitic steels. Journal of Nuclear Materials. 389, 377-84.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

151

IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen Autor und Koautoren

M. Borgerhoff, J. Marti, F. Martinez, F. Riesner, J. Rodriguez, C. Schneeberger, M. Stadler, F. Stangenberg, R. Zinn

Beauftragte Institution

Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH in Zusammenarbeit mit Basler & Hofmann und Principia Ingenieros Consultores

Adresse

Viktoriastr. 47, 44787 Bochum

Tel., E-Mail, Internetadresse

+49-234-961300, spi@stangenberg.de, www.stangenberg.de

Dauer des Projekts

Januar 2012 bis Dezember 2014

ZUSAMMENFASSUNG

und zwar ein Versuch zum Studium des Durch-

Das Projekt IMPACT III («Impact of an aircraft

stanzverhaltens in Form von Hartgeschoss-

against a structure«) wird vom «VTT Technical

Penetration/Perforation (Punching tests, P-Se-

Research Centre» (Finnland) organisiert und

ries),

zwei

Versuche

zum

Studium

des

hat eine Laufzeit von 2012 bis 2014; es be-

Biegetragverhaltens infolge Weichgeschoss-

schäftigt sich mit dem Tragwerksverhalten

Anprall (Flexural tests, F-Series) und ein Ver-

von Stahlbetonstrukturen unter stossartigen

such zum Studium des kombinierten Biege-/

Einwirkungen, wobei der Schwerpunkt auf

Durchstanztragverhaltens

der Durchführung von Impact-Versuchen mit

schoss-Anprall (combined bending and pun-

Variation zahlreicher Versuchsparameter liegt.

ching tests, X-Series). Das Jahr 2013 stand aus-

infolge

Weichge-

Das Projekt wurde im Erfahrungs- und For-

serdem im Zeichen der Planung der Versuche

schungsbericht des Vorjahres bereits vorge-

zur Erschütterungsweiterleitung und Dämp-

stellt, daher konzentriert sich der vorliegende

fung (Induced vibration and damping tests, V-

Bericht auf ausgewählte Arbeiten des Jahres

Series).

2013. Das ENSI beteiligt sich zusammen mit

Im vorliegenden Bericht werden der 2013

den Bauexperten von Basler & Hofmann (B&H),

durchgeführte kombinierte Biege-/Durchstanz-

Principia und Stangenberg und Partner (SPI) an

versuch X3 und der geplante Versuch V1 zur

diesem Projekt.

Erschütterungsweiterleitung von nichtlinear

Im Rahmen von IMPACT III wurden 2013 vier

beanspruchten Stahlbetonstrukturen vorge-

Versuche bei VTT in Finnland durchgeführt,

stellt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

153

Projektziele Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Daten und Informationen zu physikalischen Phänomenen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbetonstrukturen zu erarbeiten. Mit dem Projekt IMPACT wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsmethoden in Bezug auf die Einwirkung Flugzeugabsturz zur Verfügung steht. Die Validierung

Abbildung 1: Versuchsaufbau für Test X3.

der Berechnungsmodelle fördert eine realistischere Abschätzung von Versagensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven. Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem Projekt das Know-how zur Auslegung der Kernanlagen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regelmässiger Austausch zu dieser Thematik mit den Experten und nuklearen Aufsichtsbehörden anderer Länder. Damit wird ein wesentlicher Bei-

Abbildung 2: Projektil für Test X3.

trag zur Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse Versuchseinrichtung und Versuchsparameter Test X3 Die Versuche werden im «VTT Technical Research Centre» in Espoo (Finnland) durchgeführt. Abbildung 1 zeigt den Versuchsaufbau für den kombinierten Biege-/Durchstanztest X3 mit der in einem Stahlrahmen gelagerten Stahlbetonplatte und den im Hintergrund erkennbaren «Backpipes», die die horizontale Abstützung bilden. Abbildung 2 zeigt das in diesem Test verwendete Profil, das mit einer

Abbildung 3: Lastfunktionen-Test X3.

Wandstärke von 6,35 mm noch als «Weichgeschoss» (Projektil stark deformierbar im Vergleich zur getroffenen Wand) angesehen werden kann; 154

die Projektilmasse betrug 50 kg, die Aufprallgeschwindigkeit 140 m/s.

Simulation des Tests X3 mit ABAQUS Die Simulation des Tests X3 mit dem Programm ABAQUS [1] erfolgte durch Principia. Der Beton wurde hierbei auf Volumenelemente mit der Möglichkeit von Erosion von Elementen, der Bewehrungsstahl auf Stabelemente abgebildet, vgl. [2]. Das Projektil wurde auf Schalenelemente abgebildet und mit dem Plattenmodell gekoppelt; das Kontaktproblem wurde auf Basis der Anfangsgeschwindigkeit des Projektils gelöst. Aus Symmetriegründen konnte sich die Abbildung auf ¼ der

Abbildung 4: Deformiertes Projektil nach Versuch X3 (oben) und aus ABAQUS-Vorberechnung (unten).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 7: Äquivalente Dehnungen in Bewehrungsstäben.

Abbildung 5: Bruchdehnungen (-).

Abbildung 8: Verschiebungsmessgeber.

Abbildung 6: Äquivalente Zugdehnungen und Vergleich mit gerissenen Zonen auf Plattenrückseite.

Struktur beschränken; die Gesamtzahl der Elemente beträgt etwa 150.000. In einer Vorberechnung wurde die zu erwartende Lastzeit-Funktion aus dem Projektilanprall auf eine starre Wand ermittelt; Abbildung 3 zeigt die sich ergebende Last im Vergleich zu einer aus dem

Abbildung 9: Berechnete und gemessene Verschiebungen.

Riera-Modell [3] abgeleiteten Lastfunktion. Aus der FEM (Finite-Elemente-Methode)-Vorberechnung ergaben sich vier Faltungen des Projektils, die sich mit dem später durchgeführten Versuch in Übereinstimmung befinden, vgl. Abbildung 4. Von den Ergebnissen der ABAQUS-Simulation werden in Abbildung 5 Bruchdehnungen zum Zeitpunkt 20 ms gezeigt; zum gleichen Zeitpunkt ergaben sich die in Abbildung 6 dargestellten äquivalenten Zugdehnungen, wobei die braun dargestellten Bereiche Werte über 0,001 bezeichnen. Es ist daraus erkennbar, dass ein Zustand nahe unterhalb einer Perforation der Platte erreicht wurde. In Abbildung 7 sind äquivalente plastische Dehnungen in Bewehrungsstäben dargestellt. Schliess-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

155

Tabelle 1 IMPACT III, Daten des Versuches X3.

Blinde Vorberechnung

Test X3

Druckfestigkeit fc [MPa]

44.1

46.6

Zugfestigkeit fct [MPa]

2.98

3.09

26,341

27,989

Streckgrenze ReH [MPa]

536.7

559/629

Zugfestigkeit Rm [MPa]

629

644.3/702

Gleichmassdehnung Agt [%]

11.2

11.2/5.83

Biegebewehrung (Ø 10, s = 90 mm e.w.e.f.), [cm²/m]

8.73

Schubbewehrung (geschlossene Bügel Ø 6 mm)

17.45

Beton

E-Modul Ec [MPa] Bewehrungsstahl (Biegebewehrung/Bügel)

[cm²/m²] Abbildung 10 (links): Verschiebungen in Plattenmitte.

Abbildung 11 (rechts): Vergleich der Antwortspektren D = 5% der Lastfunktionen.

Abbildung 12 (links): Einfluss des Stanzwinkels auf die Verschiebungen, Schnitt über Platte zum Zeitpunkt der maximalen Verschiebung.

θ = 32° (gegen Horizontale)

Abbildung 13 (rechts): Gemessene und berechnete Auflagerkräfte. θ = 45° (gegen Horizontale)

156

lich werden Verschiebungen an der Rückseite der

und Forschungsbericht 2012 vorgestellt, sodass

getroffenen Platte angegeben, siehe Lage der

sich die folgenden Darstellungen auf die in Tabelle

Messgeber in Abbildung 8 und Zeitverläufe ge-

1 zusammengestellten Versuchsparameter und auf

messener und berechneter Verschiebungen in Ab-

ausgewählte Vergleiche der blinden Vorberech-

bildung 9 (der Messgeber P1 ist im Versuch ausge-

nungen mit den Versuchsergebnissen konzentrie-

fallen). Die höhere Dämpfung der berechneten

ren können.

Verschiebungen im Ausschwingbereich führt Prin-

Abbildung 10 zeigt einen Vergleich der Verschie-

cipia darauf zurück, dass das Berechnungsmodell

bungen in Plattenmitte für die beiden in Abbildung

nicht die Stahlrahmen und die Backpipes umfasst.

3 dargestellten Lastzeitfunktionen. Trotz der starken Oszillationen der (wirklichkeitsnahen)

Simulation des Tests X3 mit SOFiSTiK

FEM-Lastfunktion im Vergleich zur einfachen Last-

Die Simulation des Tests X3 mit dem Programm

funktion aus dem Riera-Modell ergeben sich für

SOFiSTiK [4] erfolgte durch SPI. Das Finite-Ele-

beide Lastfunktionen fast die gleichen Ergebnisse;

mente-Modell ist im Grundsatz das gleiche wie das

das liegt daran, dass sich die starken Oszillationen

Modell der Tests X1 und X2 und wurde wie auch

der Lastfunktion erst im höheren Frequenzbereich

das Berechnungsverfahren bereits im Erfahrungs-

ab etwa 300 Hz auswirken, vgl. Abbildung 11, die

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

massgebende Plattenfrequenz jedoch bei 50 Hz liegt. Ein weiterer Parameter der Berechnung ist der

Abbildung 14: Vertikalschnitt der zersägten Platte.

Stanzwinkel, der aufgrund der näherungsweisen Erfassung des nichtlinearen Querkraftverhaltens in SOFiSTiK vorabgeschätzt werden muss. Der Einfluss unserer Vorabschätzungen des Stanzwinkels 32° und 45° wird an den Beispielen der Verschiebungen über die Platte zum Zeitpunkt der maximalen Verschiebungen in Abbildung 12 und der Auflagerkräfte in Abbildung 13 demonstriert. Das Rissbild der nach dem Versuch zersägten Platte (Abbildung 14) bestätigt die Annahme des Stanzwinkels im o. g. Bereich. Die nachfolgend dokumentierten Ergebnisse beziehen sich auf die Lastfunktion Riera und den Stanzwinkel 45°. Abbildung 15 zeigt gemessene und berechnete Verschiebungen, Abbildung 17

Abbildung 15: Gemessene und berechnete Verschiebungen.

zeigt gemessene und berechnete Dehnungen des Bewehrungsstahls an den in Abbildung 16 gezeigten Orten. Es zeigt sich zwischen den Ergebnissen der blinden Vorausberechnungen und der Versuche insgesamt eine zufriedenstellende Übereinstimmung. Interessant ist, dass die gemessenen Stahldehnungen am Ort B4 deutlich grösser als die berechneten sind, während Mess- und Rechenwerte an den Orten B3 und B5 in der Grössenordnung übereinstimmen. Wie man aus Abbildung 14 ableiten kann, liegt der Ort B4 offenbar genau

Abbildung 16: Messgeber für Stahldehnungen.

in einem Riss, was wahrscheinlich die Erklärung für den vorstehenden Effekt ist.

Versuchsplanung des Tests V1 Ziel der Testreihe V ist es, die Weiterleitung von Erschütterungen und die dabei auftretende Dämpfung von Stahlbetonstrukturen, die durch extreme Stossbelastungen im Anprallbereich nichtlinear beansprucht werden, zu ermitteln. Das Design des Testkörpers sowie Vorberechnungen zum ersten 157

derartigen Test V1 wurden seitens ENSI im Berichtszeitraum durchgeführt. Die Struktur besteht aus einer Vorderwand (Anprallwand), einer verbindenden Bodenplatte und einer Rückwand, seitlich sind Dreieckswände zur Stabilisierung von Vorderwand und Bodenplatte angeordnet, vgl. schematische Darstellungen in den Abbildungen 18 und 19. Die interessierenden induzierten Erschütterungen werden an der Rückwand ermittelt. Die Struktur ist horizontal am Ende der Bodenplatte zur Verhinderung eines Gleitens und vertikal an der Oberseite der Vorderwand zur Verhinderung eines Abhebens abgestützt. Eine Lagerung erfolgt auf Elastomerstreifen unter Vorder- und Rückwand

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 17: Gemessene und berechnete Stahldehnungen.

Abbildung 18 (links): Seitenansicht des Testkörpers für V1.

Abbildung 19 (rechts): Ansicht von oben des Testkörpers V1.

Abbildung 20 (links): FE Modell für Test V1.

Abbildung 21 (rechts): Lastfunktionen–Test V1.

von 0,15 m und 0,25 m Breite entsprechend der

Dehnungen einstellen. In den weiteren Bereichen

Wandstärken dieser beiden Wände.

der Struktur ergeben sich nur geringfügige und

Es sind eine Betongüte C40/50 und ein Beweh-

örtlich begrenzte plastische Dehnungen.

rungsstahl S500 vorgesehen; die Grundbeweh-

Als weitere Berechnungsergebnisse werden hori-

rung beträgt Ø 6 mm c/c 50 mm mit Zulagen in

zontale und vertikale Verschiebungen an Vorder-

den Eckbereichen, Bügel sind lediglich im Bereich

und Rückwand (Abbildungen 26 und 27) sowie Be-

der Lasteinleitung erforderlich. Die dynamischen

schleunigungs-Antwortspektren

Analysen erfolgen mit dem Programm SOFiSTiK,

und Unterkante der Rückwand (Abbildungen 28

wobei die Betonstruktur auf Schalenelemente und

und 29) angegeben. Bei den Antwortspektren er-

die Lagerungen auf Federelemente abgebildet

geben sich für die FEM-Lastfunktion und die nach

sind, vgl. Abbildung 20.

Riera ermittelte Lastfunktion wie beim Test X3 erst

Um die Unsicherheiten auf der Lastseite gering zu

oberhalb etwa 300 Hz unterschiedliche Ergeb-

halten, wird vorgeschlagen, für V1 das bereits

nisse. Bei den horizontalen Antwortspektren ist ein

beim Biegeversuch B1 eingesetzte Projektil mit der

Abfall der zur ersten Biegeschwingung der Vorder-

dortigen Anprallgeschwindigkeit 110 m/s zu ver-

platte gehörenden linear-elastischen Eigenfre-

wenden. Aus den Analysen zum Test B1, der auch

quenz 74,7 Hz in Abhängigkeit der Anprallge-

beim Projekt IRIS als Referenzfall diente, ist be-

schwindigkeit zu erkennen.

Oberkante

kannt, dass die in Abbildung 21 dargestellten 158

blauen Lastfunktionen zu sehr guten Übereinstimmungen Messung/Rechnung führten. Diese bei-

Nationale Zusammenarbeit

den Lastfunktionen sowie eine zur Absicherung

Aus der Schweiz ist die Firma Basler & Hofmann

nach oben vorgenommene Grenzbetrachtung mit

AG (Zürich) im Team ENSI beteiligt.

Anprallgeschwindigkeit 160 m/s (vgl. rote Kurve in Abbildung 21) wurden daher im Rahmen der Auslegung des Tests V1 verwendet.

Internationale Zusammenarbeit

Die Abbildungen 22 bis 25 zeigen ausgewählte Stahldehnungen und Betonstauchungen mit ihren

Im IMPACT-Projekt arbeiten 10 Teams aus 7 Län-

über den Zeitbereich aufgetretenen Maximal-

dern (Deutschland, Finnland, Frankreich, Kanada,

werten. Für die Anprallgeschwindigkeit 110 m/s

UK, USA, Schweiz) mit. Von den Ländern Finnland,

bleiben die nichtlinearen Dehnungen auf den An-

Kanada, UK, USA, Schweiz sind die nuklearen Auf-

prallbereich begrenzt, während sich bei 160 m/s

sichtsbehörden direkt vertreten. Aus Deutschland

auch im oberen Bereich der Vorderwand plastische

ist die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsi-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 22 (links): Maximale Stahldehnungen der Vorderwand in ‰ für v = 110 m/s.

Abbildung 23 (rechts): Minimale Betondehnungen der Vorderwand in ‰ für v = 110 m/s.

Abbildung 24 (links): Maximale Stahldehnungen der Vorderwand in ‰ für v = 160 m/s.

Abbildung 25 (rechts): Minimale Betondehnungen der Vorderwand in ‰ für v = 160 m/s.

Abbildung 26 (links): Horizontale Verschiebungen für v = 110 m/s.

Abbildung 27 (rechts): Vertikale Verschiebungen für v = 110 m/s.

159

Abbildung 28 (links): Antwortspektren D = 5% an Oberkante der Rückwand.

Abbildung 29 (rechts): Antwortspektren D = 5% an Unterkante der Rückwand.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

cherheit (GRS) beteiligt, die die deutschen nuklearen Aufsichtsbehörden berät. Im Team ENSI sind Stangenberg und Partner (Bochum) und Principia (Madrid) beteiligt.

Bewertung 2013 und Ausblick 2014 Die vom Team ENSI 2013 geleisteten Arbeiten führten zu sehr zufriedenstellenden Resultaten. Der ursprünglich für den Sommer 2013 geplante neue Versuchsaufbau in einer neuen Halle, der Versuche mit Betonplatten 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100 kg Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlauben wird sowie der für Ende 2013 geplante erste «Induced vibration test» V1 wurden noch nicht realisiert, sodass schon jetzt klar ist, dass VTT das Projekt IMPACT III nicht wie geplant bis Ende 2014 abschliessen kann.

Publikationen M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, and R. Zinn (2013): Conclusions from Combined Bending and Punching Tests for Aircraft Impact Design, Transactions, SMiRT-22, San Francisco, USA

Referenzen [1]

SIMULIA (2013) «Abaqus Analysis User’s Manual», Version 6.13, Rhode Island

[2]

J. Rodríguez, J. Martí, F. Martínez, C. Schneeberger, and R. Zinn (2013): Analysis of Punching of a Reinforced Concrete Slab within IRIS_2012, Transactions, SMiRT-22, San Fran-

160

cisco, USA [3]

J. D. Riera (1968): On the Stress Analysis of Structures Subjected to Aircraft Impact Forces, Engineering and Design, Vol. 8, No. 4, pp. 415-426

[4]

SOFiSTiK AG (2010): SOFiSTiK, Analysis Programs, Version 25.0, Oberschleissheim

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Expertengruppe Starkbeben

Author and Co-author(s)

D. F채h, S. Wiemer, B. Edwards, V. Poggi, D. Roten, R. Grolimund, M. Spada, B. Schechinger, J. Woessner

Institution

Swiss Seismological Service

Address

Sonneggstrasse 5, CH-8092 Z체rich

Telephone, E-mail, Internet

+41-44-633 3857, d.faeh@sed.ethz.ch, www.seismo.ethz.ch

Duration of the Project

July 2010 to June 2014

ABSTRACT

medium demonstrate the feasibility of the

The project for the time period 2012/2013 is

method to explore physical limits to ground

split into 5 subtasks with the goal to improve

motions during large events. Within subproject

regional and local seismic hazard assessment in

3 the earthquake catalogue for the period

Switzerland. Subproject 1 was focused on the

between 1878 and 1900 was progressively

investigation and improvement of ground-

analysed and the macroseismic information

motion attenuation models and earthquake

contained in the Annual Reports of the SED

source scaling for Switzerland. A variety of

systematically integrated into the database for

novel solutions have been developed and pub-

events with an assumed intensity of V and

lished, including: methods for automatic site

stronger. A common database for the compila-

amplification determination; Swiss specific

tion of palaeoseismological findings from vari-

ground-motion prediction models; the investi-

ous research fields was established and is cur-

gation of earthquake sources and their 3D

rently being filled with data. In subproject 4,

crustal distribution; and development of refer-

we present new methodologies to characterize

ence velocity, amplification and attenuation

seismogenic source zones in Switzerland,

profiles for arbitrary sites, including those at

advancing towards more realistic and physi-

depth. Within subproject 2 we finalized our

cally constrained models. Finally subproject 5 is

routine for retrieval of dilatancy parameters

related to geological disposal repositories with

from strong motion recordings acquired on

a focus on the possible impacts of strong earth-

vertical arrays, and development continued

quakes on the repository itself and the infra-

on the implementation and verification of

structure during the operating phase. We

Drucker-Prager plasticity in a 3D finite differ-

developed an initial conceptual framework to

ence code. Simulations of wave propagation

assess the hazard posed by induced earth-

from an M 7.8 earthquake in a nonlinear

quakes.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

161

Project goals

systematic investigation, the assessment of event parameters such as magnitude and location and

The project for the time period 2012/2013 is split

the investigation of the historical context of his-

into 5 subtasks with the main goal to improve

torical earthquake records to ensure their correct

regional and local seismic hazard assessment in

interpretation. New findings relating to large

Switzerland. The sub-projects described in this

earthquakes in other periods, including yet

report are:

unknown archival sources, archeological and pal-

1. Ground-motion attenuation models and earth-

aeo-seismological findings are followed closely.

quake scaling for Switzerland; 2. Modelling of wave propagation in complex, non-linear media; 3. Revision of the Swiss earthquake catalogue 1878–1960; 4. Improved seismotectonic zonation for Switzerland;

Subproject 4 strives to add physical constraints to the generation of improved seismotectonic models for Switzerland and subproject 5 is related to the definition of possible earthquake impacts on deep geological disposals, the analysis of observations in underground structures, and the issue of induced seismicity.

5. Earthquake scenarios for deep geological disposal. Subproject 1 has focused on the development and improvement of earthquake ground-motion attenuation and source-scaling models for Switzerland, with focus on predictions valid for the subsurface. The complete understanding in terms of physical parameterization of such models is crucial in order

Work carried out and results obtained 1. Ground-motion attenuation models and earthquake scaling for Switzerland

to decouple different effects: for instance to

162

remove the influence of the near-surface geology

In the previous reporting period, we developed

from recorded ground-motions. In order to do this

and published a ground-motion prediction model

we have investigated new parameterizations of

for Switzerland [Edwards and Fäh, 2013a]. This

stochastic-based simulation models, improved

simulation model has now been parameterized for

understanding of global ground motion prediction

engineering applications using a function depen-

equations (GMPEs) and investigated new methods

dent on magnitude and distance. We have tested

of magnitude-scaling.

this model against macroseismic intensities of

The scope of subproject 2 is to improve determin-

larger historical Swiss earthquakes, determining

istic predictions of ground motion, especially with

the best stress-drop to use for the national seismic

respect to nonlinear behaviour in sedimentary

hazard maps and the ShakeMap system.

rocks and soft soils. Records of strong ground

The investigation of seismic sources in Switzerland

motion that are clearly characterised by nonlinear

is important to understand how to simulate larger

soil behaviour will be studied and reproduced

events. As well as investigating wider-European

using advanced constitutive soil models. Because

large magnitude earthquakes [Edwards and Fäh,

such models require many parameters, which are

2013b] we have published the results of our inves-

difficult to define, an important aspect of this sub-

tigation into the 3D spatial distribution of the

project is the calibration of dynamic soil properties

stress-drop of earthquakes in Switzerland [Goertz-

from standard geotechnical tests. A further aim is

Allmann and Edwards, 2013] (Figure 1). Strong

to study the propagation of body and surface

regional variation was found to be related to the

waves in nonlinear materials by performing numer-

Alpine front and areas of uplift.

ical simulations in two- and three-dimensions.

As well as further developing Swiss-specific mod-

As instrumental measurements only provide reli-

els, we have developed implementations of host to

able data from seismic activity in Switzerland since

target adjustments used for correcting global or

1975, the assessment of seismic hazard chiefly

regional GMPEs to a Swiss specific, or site-specific

relies on historical records of earthquakes. The

target. These Vs-Kappa corrections take into

main focus of subproject 3 is on the historical-crit-

account differences in the local velocity and atten-

ical revision of the Swiss earthquake catalogue for

uation between the host (GMPE) and target. Two

the period 1878–1960. This includes the extension

approaches have been implemented: (1) an

of the completeness of the event list based on a

approach based on random-vibration theory (RVT),

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

in which both host and target are parameterized in

we have developed a simplified method [Edwards

terms of a stochastic model; and (2) a newly devel-

et al., 2013] which is based on the use of the quar-

oped method [1] based on inverse RVT, allowing

ter-wavelength approximation [2]. The attenuation

the direct estimation of response spectrum com-

relevant for an arbitrary velocity profile is also

patible Fourier spectra.

essential to correctly model and interpret amplifi-

The separation of the effects of source, path and

cation, particularly at high frequencies. We

site on observed ground-motion is important so

extended the approach originally proposed by [2]

that we can develop simulation models. We have

to simultaneously model both the reference shear-

therefore improved an application for the decou-

wave velocity profile and the corresponding atten-

pling of source path and site effects based on a

uation ([3]; Poggi et al., 2013). The method has

Bayesian approach. The method has been applied

been extensively tested on the Japanese KiK-Net

to the Japanese KiK-Net database, and the result-

Network by comparing site-specific attenuation

ing decoupled amplification has been compared

measurements with quarter-wavelength average

with surface-to-borehole ratios. We have pub-

velocities at 36 soil and rock sites. Finally, a para-

lished a method employed within the real-time

metric model developed with this approach gives

seismic observation network for the determination

us the possibility to estimate anelastic attenuation

of site amplification [Edwards et al., 2013]. The

of a rock site with an arbitrary velocity profile or

implementation continuously analyses recorded

even Vs30 and provides the base for host-to-target

earthquakes and updates a database of amplifica-

adjustments of real or modelled ground-motion.

tion (elastic and anelastic) for all of the stations connected to the network. The resulting amplifications are displayed on an SED-internal website for easy access.

2. Modelling of wave propagation in complex, non-linear media

The definition of a common soil or rock reference is a key issue when predicted or observed ground

Research in subproject 2 focuses on both nonlinear

motion is compared for sites of different character-

behaviour of soft soils near the surface and nonlin-

istics. In order to correct modelled or empirical

earity in the fault zone at depth. A procedure has

amplification functions to a common reference,

been developed to retrieve the dilatancy para-

Figure 1: Lateral variations of stress drop for using a depth-dependent Q model. The main Alpine fronts are shown by the bold-dashed lines (J.F., Jura Front; H.F., Helvetic Front; P.F., Penninic Front).

163

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 2: Permanent plastic strain in the southern San Andreas fault zone following the M 7.8 ShakeOut scenario earthquake.

meters of the Iai [4] cyclic mobility model directly

earthquake on the southern San Andreas fault) for

from strong ground motion recorded on vertical

a medium governed by Drucker-Prager plasticity.

arrays. During 2012/2013 this method was further

We showed that plasticity in the fault zone, and, to

improved. A new misfit definition based on the

a lesser extent, nonlinear behaviour in shallow

Stockwell transform was introduced, which guides

sediments, could reduce the earlier predictions of

the inversion routine to models that accurately

large long-period ground motions in the Los Ange-

reproduce the frequency-time evolution of the

les basin by 30–70% [Roten et al., 2013b, 2013e].

observed signals. We quantified the dilatancy

These results suggest that the role of plasticity in

parameters at the Wildlife liquefaction array (WLA),

the saturation of ground motions is not limited to

at Kushiro port (KP) and the KiK-Net site FKSH14.

extreme events, such as the maximum physically

Liquefaction resistances derived from strong

possible earthquake assumed for Yucca mountain

motions tend to be higher than predictions from

[7], but remains significant for earthquake sce-

field and laboratory tests, and indicate that cyclic

narios that are considered very plausible.

mobility effects may occur on soils with a high liquefaction resistance during strong and prolonged shaking [Roten et al., 2013a, 2013c]. Development continued on a tool that defines

3. Revision of the Swiss earthquake catalogue 1878–1960

dilatancy parameters from cone penetration tests, 164

which was simplified for easier use by non-special-

In the assessment of earthquakes with a maxi-

ists. The tool was applied for characterization of

mum intensity of less than VI (EMS) for the period

nonlinear soil properties at two Swiss strong

1878–1900 we have realized that the large but

motion instrument sites.

heterogeneous data pool available in the annual

Continuing efforts have been made in collabora-

reports of the Swiss Earthquake Commission is

tion with the SCEC/USGS dynamic rupture code

only incompletely integrated in the current Earth-

verification project [5] to verify our implementation

quake Catalogue of Switzerland (ECOS-09). Most

of plasticity in the AWP-ODC finite difference code.

of the information regarding events inherited

We have implemented viscoelastic relaxation [6]

from the catalogue version MECOS-99 is ques-

and shown that it is a condition for convergence of

tionable, as the process of their determination is

the numerical solution, which has led to the devel-

neither documented nor reproducible and proved

opment of a new verification benchmark sched-

to be inconsistent with the critical examination of

uled for early 2014.

the information documented in the annual

We also simulated the ShakeOut earthquake sce-

reports. The comparison of each event with its

nario (widely used for drills, assuming an M 7.8

counterpart in the annual reports resulted in the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

correction of a large number of entries and to the

evant for the period of ca. 1878–1955 was dis-

integration of a considerable number of new

posed of in the late 1950s. A further notable result

events, especially in the case of earthquake

of our research in the SED’s archives is the discov-

sequences. We started the reinterpretation of the

ery of unknown historical dia-positives, showing

events based on the reconstruction of their mac-

building damage and environmental effects of the

roseismic field. Currently we have integrated the

1946 earthquake in Sierre.

macroseismic information contained in the annual

For some areas, the recurrence intervals of strong

reports for all events with an assumed intensity of

earthquakes largely exceed the time span of his-

V and V–VI. Moreover, a significant number of yet

torical documentation. For this reason we designed

unconsidered reports were added to previously

a database to compile palaeoseismological evi-

reassessed larger events.

dence of large prehistorical earthquakes in Swit-

A study on the so called «dark ages» of documen-

zerland documented in studies from various disci-

tation at the SED in the period 1964–1971 in rela-

plines. Data is currently progressively integrated in

tion to the administrative, cultural and technologi-

collaboration with the sediment dynamics group of

cal changes is currently under review. [Grolimund

the Institute of Geology at ETH. This integration

et al., 2013]. This study not only provided insights

needs to be completed with archaeological and

into the reliability of data produced in this period

speleological datasets in the future. In a short note

and on the history of the SED and its technological

in preparation [Grolimund and Fäh, 2013b], we

development but also into the source material situ-

compare the tentative conclusions on possible pal-

ation in the SED’s archives and the transmission of

aeo-events in Switzerland with the very few avail-

earthquake data. We could provide compelling evi-

able relevant written sources on seismic events in

dence that an important collection of primary

the Early Middle Ages and the Late Iron Age. The

sources (questionnaires, letters etc.) of the former

analysis indicates that the location of a very strong

archives of the Swiss Earthquake Commission rel-

217 BC event indicated in the Catalogue of Strong

Figure 3: Events of the period 1879–1900 prioritized with respect to the maximum reported epicentral intensity, the wealth of available macroseismic information and discrepancies between the catalogues.

165

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 4: Map of Switzerland, colour code is the forecasted annual rate of earthquakes with magnitudes greater or equal to 4.5 in each grid cell using the newly constructed smooth seismicity model.

(13017 0.05˚x0.05˚ cells)

CH13 Area Smoothed 51˚

51˚ _ m4.5 rate of 0.55 events) log 10 (> −2.8 −3.0 −3.2 −3.4 −3.6 −3.8 −4.0 −4.2 −4.4 −4.6 −4.8

50.5˚ 50˚ 49.5˚ 49˚ 48.5˚ 48˚ 47.5˚

47˚

46.5˚

46˚

45.5˚

45˚

44.5˚

44˚

43.5˚

100 km

43˚

43˚ 3˚

4˚

5˚

6˚

7˚

8˚

9˚

10˚

11˚

12˚

13˚

Italian Earthquakes [8] and the interpretation of

(rheology and faults), forming the basis of numeri-

the 563 AD Tauredunum-event at lake Geneva as

cal model building.

a rock fall in the Earthquake Catalogue of Switzer-

The finding that the relative earthquake size distri-

land [9] might have to be reassessed.

bution of earthquakes varies systematically with depth, as predicted by laboratory measurements

4. Improved seismotectonic zonation for Switzerland

and by the strength profile of the crust, has been finalised and published [Spada et al., 2013b]. Results for Switzerland are currently being implemented in OpenQuake in order to evaluate the

166

Seismogenic source models are the starting point

hazard sensitivity; it will likely be a part of the

of the assessment of seismic hazard. The objective

upcoming release of the new national seismic haz-

of our research is to move beyond the state of the

ard model. Efforts to quantify the resolution ability

art defined in the PEGASOS and PRP «source»

of 3D seismic surveys in order to integrate this

groups by adding physical-rheological constraints

information in a quantitative sense into probabilis-

to existing statistical and subjective zonation

tic hazard studies are progressing. This new tech-

approaches. The analysis of the crustal structure

nique, which we call Probabilistic Seismic Fault

using combined controlled-source seismology and

Imaging has been further refined by adding filters

receiver function information to derive 3D Moho

that account for faulting styles, depth, dependent

topography beneath the alpine region has been

imaging resolution etc., a publication on the topic

completed and published [Spada et al., 2013a].

is currently in preparation [Schechinger et. al.,

Together with related efforts to determine crustal

2013]. Work related to time-dependent models

structures and high-resolution earthquake loca-

for Switzerland has been completed; the model is

tion, these findings will allow for a much more

available on the SED Intranet, updated regularly

accurate correlation of seismicity and structure

after significant earthquakes.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

We have developed a smooth stochastic earth-

induced near deep geological repositories. Because

quake rate model for Switzerland as an alternative

a fully coupled thermo-, hydro-, and geomechani-

to the existing areal source models. The model

cal computational framework to assess induced

applies techniques developed by Hiemer et al. [10,

earthquakes in a probabilistic sense is currently

11] for California and Europe to Switzerland

both unconstrained and computationally expen-

[Woessner et al., 2013]. The model applies tech-

sive, we have developed and partially calibrated a

niques for California [10] and Europe [11] to Swit-

so called «hybrid» approach. In this approach, first

zerland. The spatial component of the model is

order physical constraints such as pore pressure

based on the kernel density estimation technique,

variation and strain are modelled explicitly, while

which we applied to both, past earthquake loca-

geomechanical coupling is achieved through a

tions and slip rates on mapped crustal faults.

calibrated model of stochastic seed faults. Their

Accordingly, our forecasts rely on the assumption

size-distribution and failure is distributed assum-

that the occurrence of past seismicity is a good

ing an inverse relationship between applied shear

proxy to forecast occurrence of future seismicity,

stresses and size-distribution (an extension of

and that future large-magnitude events are more

Mohr-Coulomb Failure theory). This allows first

likely to occur in the vicinity of known faults. We

order predictions on the likelihood of felt earth-

computed earthquake rates by estimating the a-

quakes as a function of depth, faulting regime

and b-value of a truncated Gutenberg-Richter

cohesion or coefficient of friction to be made. It

magnitude distribution for the entire study area

also represents a conceptual framework in which

based on a maximum likelihood approach that

to build improved seismogenic source models

considers the spatial and temporal completeness

(subproject 4). For example, this model qualita-

history of the seismic catalogue. Thus the final

tively predicts the depth-dependence of the rela-

annual rate of our forecast is purely driven by cata-

tive earthquake size distribution (b-value) observed

logue data, whereas its spatial component incor-

in Switzerland [Spada et al., 2013a]. Using the

porates contributions from both earthquake and

work by Mignan et al. [2013], and the GMPE

fault moment-rate densities. Retrospective and

related efforts discussed in subproject 1, we are

pseudo-prospective testing shows that the new

also able to convert forecasted, time dependent

model performs significantly better than the tradi-

earthquake rates into hazard, specifically cali-

tional areal source model for Europe. The model

brated for induced and very shallow events.

applied to Switzerland is shown in Figure 4. The work will be completed with a publication and will form a part of the new Swiss national seismic haz-

National Cooperation

ard model to be released in 2014. Collaboration is continuing with the Institute of

5. Earthquake scenarios for deep geological disposal

Geotechnical Engineering at ETHZ for calibration of nonlinear material properties. A working group for palaeoseismology with members of the Sediment Dynamics Group of the Geological Institute

This task is related to the definition of possible

at ETH was established. Finally, the SED started a

earthquake impacts on deep geological disposal,

cooperation with Engineering Geology (Florian

the analysis of observations in underground struc-

Amann) with a common workshop on October 7,

tures, and the problem of induced seismicity. In

2013.

this context the SED participated in the technical meeting on «Earthquake impact on fracturing and groundwater flows – Considerations for the long-

International Cooperation

term safety of geological disposals» organized by IRSN in Paris on November 22–23rd 2012, and

We hosted Sanjay Bora, a PhD student from Uni-

supported ENSI to prepare a summary of possible

versität Potsdam, who was working on new gen-

earthquake impacts on deep geological disposals.

eration GMPE development, supervised by Profes-

Using synergies with ongoing and independently

sor Frank Scherbaum. Sanjay presented the results

funded research related to deep geothermal

of his PhD studies, which focused on how to pre-

energy we have made substantial progress on set-

dict ground-motion using models of earthquake

ting up a framework to model earthquakes

Fourier spectra and duration using RVT. We estab-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

167

lished a cooperation and began working together

ing 2014 we will participate in the SCEC/USGS

on the RESORCE Database (Reference Database for

code verification benchmark to verify the imple-

seismic ground motion in Europe).

mentation of Drucker-Prager plasticity in AWP-

We are working with Fabian Bonilla from IFSTAR

ODC against a number of finite element codes.

on the calibration of nonlinear soil properties from

New developments will include a GPU-version of

strong motion records. The implementation of

the finite difference code with plasticity that will

Drucker-Prager plasticity in AWP-ODC was done in

take advantage of the next generation of super-

collaboration with San Diego State University and

computers. Nonlinear response of soft soils will be

the San Diego Supercomputing Center. For the

studied by using the 2D version of the fully nonlin-

verification of the method against other codes we

ear code NOAH.

collaborate with the United States Geological Sur-

Due to the unexpectedly incomplete integration of

vey (USGS) and the Southern California Earth-

the data contained in the Annual Reports of the

quake Center (SCEC).

Swiss Earthquake Commission and the relatively

We cooperated with European groups working on

large amount of heterogeneous data available

historical earthquakes and contributed to the

describing weaker earthquakes our progress was

workshop «Macroseismicity: Sharing and use of

slower than initially planned in subproject 3. We

historical data», April 3rd 2013 in Paris. A working

expect to be able to process all intensity greater

meeting with the newly established historical seis-

than or equal to V events until 1912 by the end of

mology group at the Landeserdbebendienst

the project, which corresponds the year of the dis-

Baden-Württemberg took place on October 29,

solution of the Swiss Earthquake Commission.

2013.

The efforts related to improving seismogenic

Work on induced seismicity and probabilistic fault

source models (subtask 4) are immediately useful

imaging was embedded in the framework of the

as they can be implemented in the next generation

EU Projects GEISER and IMAGE, results were shown

Swiss national hazard model. They will also be

at the European Geothermal Congress in Pisa, June

used for the baseline for the next generation of

6, 2013. Work on short term forecasting was con-

modelling tools and ultimately for the upcoming

ducted in collaboration with the EU project REAKT,

PSHA of deep underground repositories. Work

where time-dependent forecast models are being

related to probabilistic fault imaging will be com-

evaluated independently. Results were presented

pleted by June 2014 with a publication submitted

at the 2nd annual REAKT meeting in Zurich, Octo-

by then.

ber 23, 2013.

With respect to subtask 5, induced seismicity, we plan by June 2014 to have implemented a first

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

application of these new tools explicitly targeted at deep geological repositories. Using the strain footprint of the repository as an input, we will compute probabilistic scenarios and perform first order sen-

The reporting period 2013 has been very success-

sitivity analyses that can help guide the decisions

ful, with several publications related to subproject

on future research needs in this domain.

1. We have made significant progress in the ability 168

to determine Swiss or site-specific ground-motion in terms of horizontal and vertical components, including sites at depth, and improved our under-

Publications in the reporting period

standing of how to decouple the earthquake source, path and site effects. For 2014 we plan to

Edwards, B. and D. Fäh (2013a). A Stochastic

further refine the implementations determined so

Ground-Motion Model for Switzerland, Bulletin

far, and specifically focus on the impact of buried

of the Seismological Society of America 103,

locations on the seismic wave-field.

78–98, doi: 10.1785/0120110331.

In subproject 2, the inversion of vertical array

Edwards, B. and D. Fäh (2013b). Measurements

records for dilatancy parameters has been con-

of stress parameter and site attenuation from

cluded successfully for three sites. Development on

recordings of moderate to large earthquakes in

the plasticity implementation in the 3D finite dif-

Europe and the Middle East, Geophysical Journal

ference code AWP-ODC has continued and a num-

International 194, 1190–1202, doi: 10.1093/gji/

ber of production runs have been completed. Dur-

ggt158.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Edwards, B., Michel, C., Poggi V. and Fäh, D.,

Spada, M., T. Tormann, S. Wiemer, and B. Enescu

(2013). Determination of Site Amplification from

(2013b). Generic dependence of the frequency-

Regional Seismicity: Application to the Swiss

size distribution of earthquakes on depth and its

National Seismic Networks. Seism. Res. Lett.,

relation to the strength profile of the crust, Geo-

Volume 84, Issue 4, 611–621.

phys Res Lett. DOI: 10.1029/2012GL054198.

Goertz-Allmann, B.P. and B. Edwards (2013).

Woessner, J., S. Hiemer, S. Wiemer and E. Kissling

Constraints on crustal attenuation and three-

(2013). A smooth seismicity forecast model for

dimensional spatial distribution of stress drop in

Switzerland, Swiss Journal of Geoscience, in

Switzerland, Geophysical Journal International,

preparation.

doi: 10.1093/gji/ggt384. Grolimund, R. and D. Fäh (2013a). History matters: bref aperçu de la sismologie historique en

Conference contributions in the reporting period

Suisse. In: Gazette des Archives 103(2), Paris.

Edwards, B., V. Poggi, D. Fäh. Improving Refer-

Grolimund, R. and D. Fäh (2013b). Evidences for

enced Ground-Motion Prediction through Physi-

very Large (Pre)historic Alpine Earthquakes in

cally-Based Site-Specific Adjustments. Seismo-

both Natural and Historical Archives – a Work-

logical Society of America Annual Meeting,

shop Report. In preparation.

17–19 April 2013, Salt Lake City, Utah.

Grolimund, R., Sellami, S., Fäh, D. and N. Deich-

Edwards, B., V. Poggi, and D. Fäh. A Kappa.

mann (2013). Earthquakes in Switzerland and

Model to Predict the Attenuation Characteristics

Surroundings 1964–1974. Submitted to Swiss

of Gradient-Like Velocity Profiles. Seismological

Journal of Geosciences.

Society of America Annual Meeting, 17–19 April

Mignan, A., D. Landwing, B. Mena and S. Wiemer

2013, Salt Lake City, Utah.

(2013). Induced seismicity risk assessment for the

Poggi, V., B. Edwards and D. Fäh. Combined esti-

2006 Basel, Switzerland, Enhanced Geothermal

mation of kappa and shear-wave velocity profile

System project: Role of parameter uncertainty on

of the Japanese rock reference. European Geo-

risk mitigation, Geothermics, under revision.

sciences Union General Assembly, Vienna, Aus-

Poggi, V., Edwards, B. and Fäh, D., (2013). Refer-

tria, 7–12 April 2013.

ence S-wave velocity profile and attenuation

Roten, D., Olsen, K.B., Day, S.M., Dalguer, L.A.

models for ground-motion prediction equations:

and Fäh, D. (2013d). Large-scale 3D simulations

application to Japan, Bull. Seim. Soc. Am., Vol-

of spontaneous rupture and wave propagation

ume 103, Issue 5, 2645–2656.

in complex, 3D media, Annual meeting of the

Roten, D., D. Fäh and F. Bonilla (2013a). High-

Seismological Society of America, April 17–19,

frequency ground motion amplification during

Salt Lake City, Utah.

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Roten, D., Olsen, K.B., Day, S.M., and Fäh, D

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Roten, D., Olsen, K.B., Day, S.M., and Fäh, D.

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lead to revision of southern San Andreas earthquake scenarios, to be submitted. Roten, D., Fäh, D., and Bonilla, L.F. (2013c).

169

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170

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Projekt SMART 2013 Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken

Autor und Koautoren

Y. Mondet1), I. Sevdali1), M. Billmaier1), R. Zinn2), C. van Exel2), M. Borgerhoff2), T. Szczesiak (ENSI)

Beauftragte Institution

1) Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich 2) Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH, Bochum, Deutschland

Adresse

1) Forchstrasse 395, Postfach, CH-8032 Zürich 2) Viktoriastrasse 47, D-44787 Bochum

Telefon, E-mail, Internetadresse

1) +41 (0)44 387 13 63, yves.mondet@baslerhofmann.ch 2) +49 (0)234 96 13 00, zinn@stangenberg.de

Dauer des Projekts

März 2013 bis November 2014

ZUSAMMENFASSUNG

ler & Hofmann (B&H) und Stangenberg und

Das Commissariat à l'Energie Atomique CEA

Partner (SPI), im Jahr 2013 durchgeführt.

führt zusammen mit der Electricité de France

Das ENSI Team entwickelte zwei unterschied-

EDF das internationale Forschungsprojekt

liche nichtlineare numerische Modelle mit den

SMART 2013 durch. Es ist ein Folgeprojekt von

kommerziellen Programmen SAP2000 und SO-

SMART 2008 (siehe ENSI Forschungs- und Er-

FiSTiK. Die ersten Tests zeigten die Unter-

fahrungsbericht 2011) mit verbessertem Ver-

schiede im Material- und Elementverhalten der

suchsaufbau und stärkerer Erdbebenanregung.

beiden Modelle. Diese Unterschiede resultie-

Im Mittelpunkt des Programms stehen Rüttel-

ren aus den verschiedenen Eigenschaften und

tischversuche der CEA. Ein typisches 3-stö-

Fähigkeiten der verwendeten Programme so-

ckiges Stahlbetongebäude wird im Modell-

wie aus den von den Prüfingenieuren unter-

massstab 1:4 auf dem Rütteltisch unter starken

schiedlich interpretierten Vorgaben, insbeson-

Erdbebenanregungen untersucht. Von beson-

dere den Materialeigenschaften und daraus

derem Interesse sind dabei das räumliche Trag-

getroffenen Annahmen. Die Kalibrierung der

werksverhalten mit Torsion und das nichtline-

Modelle bei schwacher Anregung zeigte, dass

are Materialverhalten.

die Dämpfung ein Haupteinflussfaktor darstellt

Die Versuche liefern die Vergleichsdaten für die

neben der Steifigkeit der Modellkopplung von

vorausgehenden numerischen Berechnungen

Specimen und Rütteltisch und den nume-

mit nichtlinearen Modellen, die von 36 interna-

rischen Einstellungen der Zeitverlaufsberech-

tionalen Teams durchgeführt werden. In der

nung. Die Resultate der kalibrierten Modelle

ersten Phase des Projekts werden die nume-

stimmen gut mit den Resultaten aus dem Test

rischen Modelle entwickelt und es wird ihr

mit schwacher seismischer Anregung überein.

Element- und Materialverhalten auf Element-

Basierend auf dieser guten Ausgangslage, wer-

ebene mit lokalen Tests geprüft. Die zweite

den im Jahr 2014 in der dritten Phase des Pro-

Phase dient dazu, die numerischen Modelle

jekts die Vorausrechnungen der hohen seis-

mittels Resultaten aus den Tests mit schwacher

mischen Anregung als Benchmark zu erbringen

Anregung zu kalibrieren. Diese beiden Phasen

sein. Weiterhin sollen in der vierten Phase ge-

des Projekts wurden vom ENSI Team, beste-

zielt die Einflüsse der Unsicherheiten in der An-

hend aus Erdbebenspezialisten des ENSI, Sek-

regung und in den Modellparametern unter-

tion BATE, sowie den Prüfingenieuren von Bas-

sucht werden. Damit werden Erkenntnisse für

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

171

die Berechnung von Verletzbarkeitskurven

Rahmen eines internationalen Workshops in

(Fragility-Kurven) gewonnen.

Paris im November 2014 präsentiert und disku-

Die Vergleiche der Berechnungen und Resul-

tiert.

tate der 36 teilnehmenden Teams werden im

Projektziele

getestet, siehe Abb. 1. Im Vergleich zu SMART 2008 [3] und [4] bietet das an der Fundation und in

Das Ziel des internationalen Forschungsprojekts

der Verbindung Fundation und Rütteltisch verbes-

SMART 2013 (Seismic design and best-estimate

serte Specimen und die stärkere Einwirkung im Test

Methods Assessment for Reinforced concrete buil-

die Chance, das nichtlineare Erdbebenverhalten

dings subjected to Torsion and non-linear effects,

der aussteifenden Stahlbetonwände und dessen

[1] und [2]) ist das Verhalten eines Kernkraftwerk-

Auswirkung auf die Etagenantwortspektren zu stu-

typischen Stahlbetongebäudes unter hoher Erdbe-

dieren. Das Projekt SMART 2013 wird von der CEA

beneinwirkung im nichtlinearen Bereich zu verste-

in Zusammenarbeit mit der Electricité de France

hen und Methoden zu testen, mit denen dieses

EDF finanziert und durchgeführt und von der Inter-

Verhalten berechnet bzw. simuliert werden kann.

national Atomic Energy Agency IAEA unterstützt.

Dazu wird ein im Vergleich zum Forschungsprojekt

Das ENSI beteiligt sich mit einem kompetenten

SMART 2008 verbessertes typisches Stahlbeton-

Team von Erdbebenspezialisten am Projekt SMART

gebäude im Massstab 1:4 (sogenanntes Specimen)

2013. Es besteht aus Erdbebenspezialisten des

auf dem AZALEE-Rütteltisch des Commissariat à

ENSI, Sektion BATE, sowie den Prüfingenieuren

l'Energie Atomique CEA in Saclay bei Paris unter

von Basler & Hofmann (B&H) und Stangenberg

steigender Erdbebeneinwirkung bis zu rund 1.7 g

und Partner (SPI). Um den Nutzen hinsichtlich Wis-

Abb. 1: Specimen auf dem AZALEE-Rütteltisch (SMART 2013, CEA)

172

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

SAP2000-Modell (Phase 2)

SOFiSTiK-Modell (Phase 2)

Decken

Horizontale lineare Schalenelemente, Beton

Lineare Schalenelemente, Beton

Stütze und Unterzug

Lineare Balkenelemente, Beton

Lineare Schalenelemente, Beton

Wände

Lineare Schalenelemente, Beton Vertikale nichtlineare «layered» Schalenelemente, Beton nichtlinear S11, S22, S12, Betonstahl nichtlinear S11, S12 (S22 inaktiv)

Fundation

Vertikale lineare Schalenelemente, Beton

Lineare Volumenelemente, Beton

Verbindung Specimen und Rütteltisch

Starre Verbindung der Knoten von Fundation und Rütteltisch auf Höhe OK Tisch in der Wandachse

Starre Verbindungen an den Verankerungspunkten zwischen Rütteltisch und Versuchsaufbau

Rütteltisch

Lineare Schalenelemente, Aluminium

Lagerung des Rütteltischs an den Orten der Hydraulikzylinder

Je 6 in Richtung der hydraulischen Zylinder fixierte Knoten bei den vier horizontalen Hydraulikzylindern Je 16 in die Richtung der hydraulischen Zylinder fixierte Knoten bei den vier vertikalen Hydraulikzylindern (UK Rütteltisch)

Beton

Standard-Betongesetz von SAP2000: E-Modul zwischen 24.4 GPa und 29.5 «C35/45, Eurocode», angepasst wie GPa nach Tabelle 2 aus [2] folgt: E = 28 GPa, v = 0.19, fc' = 38 MPa und fct' = 3.8 MPa, Hysteresetyp «Takeda», Materialgesetz siehe Abb. 3

Betonstahl

Standard Betonstahlgesetz von SAP2000: «Rebar, Europe», angepasst wie folgt: 2 Gruppen gemäss Durchmesser der Bewehrung, für Ø3/Ø4: fy = 650 MPa, fu = 690 MPa, E = 323 GPa, für Ø6/Ø8/Ø10: fy = 510 MPa, fu = 570 MPa, E = 257 GPa, Hysteresetyp «Kinematic«, Materialgesetze siehe Abb. 3

–

Dämpfung

Rayleigh-Dämpfung cM = 2.899927 und cK = 0.000612, resultierende Dämpfungswerte siehe Tab. 2

Rayleigh-Dämpfung α = 1.093101 und β = 0.000959, resultierende Dämpfungswerte siehe Tab. 2

Masse

Siehe Tab. 2

Einwirkung der Erdbeschleunigung

Eigengewicht als Primärlastfall Vorgängiges linear gesteigertes Aufbringen der Lasten innerhalb von 1 s (Berechnungszeitschritt 0.05 s)

Erdbebeneinwirkung

Erdbebeneinwirkung in der Form von 4 horizontalen und 4 vertikalen Verschiebungszeitverläufen an allen entsprechenden Lagerungspunkten

Berechnungsverfahren

Nichtlineare Zeitverlaufsanalyse nach der «Hilber-Hughes-Taylor» Methode mit alpha=0

Zeitschrittmethode mit direkter Integration nach Newmark-Wilson

Zeitschritt der Berechnung

Run006 mit Länge 53 s: input 0.004885 s, output 0.00977 s Run007 mit Länge 7 s: input- und output 0.004885 s

Run006 mit Länge 53 s: input 0.005862 s, output 0.005862s Run007 mit Länge 7 s: input- und output 0.000977 s

Tab. 1: Numerische Modelle und deren Eigenschaften (Phase 2).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

173

Abb. 2: Numerische Modelle inkl. Rütteltisch (links SAP2000-Modell, rechts SOFiSTiK-Modell)

Abb. 3: Materialgesetze Zug und Druck für Beton (links) und Betonstahl (rechts).

Tab. 2: Masse, Eigenfrequenzen und zugehörige Dämpfungsmasse, EG: Eigengewicht Specimen, AL: Auflast Specimen, RT: Rütteltisch.

CEA gemessen (Run006) [5]

SAP2000-Modell

SOFiSTiK-Modell

70.8

70.3

70.6

Masse EG / AL / RT [t]

11.9 / 33.9 / 25.0

12.7 / 33.9 / 23.6

12.6/34.4/23.6

Eigenfrequenzen [Hz] (x-Rtg. / y-Rtg. / Torsion)

6.28 / 7.86 / 16.50

6.04 / 9.00 / 20.13

5.84 / 9.09 / 19.50

2.6 / 4.2 / 5.5

5.0 / 4.3 / 5.0

3.3 / 3.7 / 6.3

Totale Masse [t]

Dämpfungen [%]

174

sensaustausch und vertiefter Wissensbildung zu

züglich auslegungsüberschreitender Naturereig-

maximieren, erfolgt eine enge Zusammenarbeit

nisse ebenfalls gestiegen sind, werden in Zukunft

mit intensivem technischem Austausch im Team.

bei den bestehenden Schweizer Kernkraftwerken

Mit der Teilnahme am Projekt SMART 2013 bleibt

voraussichtlich vermehrt nichtlineare dynamische

das ENSI über den Stand von Wissenschaft und

Berechnungen zur Nachweisführung eingesetzt.

Technik für die Erdbebenberechnungen der Kern-

Damit kann das Tragverhalten der Bauwerke

anlagen informiert und erhält vollen Zugang zu

detaillierter und bis zum Erreichen der Versagens-

den Daten, Resultaten, Dokumentationen und

grenzen untersucht werden, sodass Tragreserven

Workshops.

erkannt und ausgewiesen werden können. Eine

Die Anfang 2014 abgeschlossene Gefährdungs-

grosse Bedeutung hat auch eine zuverlässige

studie (PEGASOS Refinement Projekt PRP) führt

Bestimmung der allfälligen Schäden und Ver-

bei den bestehenden Schweizer Kernkraftwerken

sagensmechanismen. Es werden deshalb im Pro-

zu einer höheren Erdbebeneinwirkung als bisher.

jekt SMART 2013 vom ENSI-Team Berechnungs-

Da die Anforderungen an die Sicherheit (Stress-

methoden,

tests nach Fukushima) insbesondere auch be-

verwendet, die für die zukünftige Praxis der

Modelle

und

Rechenprogramme

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abb. 4: Massgebende horizontale Eigenformen in x-Rtg., y-Rtg. und Torsion, links SAP2000, rechts SOFiSTiK.

175

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abb. 5:

Die Projektziele des Jahres 2013 sind das Durch-

Test c.3: Beton unter einachsigem Zug und Druck.

führen der ersten zwei Phasen des Projekts und die Abgabe der entsprechenden Resultate an die CEA. Es handelt sich dabei in der Phase 1 um den Aufbau der numerischen Modelle in den ComputerProgrammen und um die Durchführung der sogenannten lokalen Tests zur Dokumentation des nichtlinearen Element- und Materialverhaltens. In der Phase 2 werden die numerischen Modelle an den zur Verfügung gestellten Testresultaten mit einer geringen seismischen Anregung im elastischen, (quasi) linearen Bereich kalibriert.

Abb. 6: Test c.4 und c.5: Elastische Oberfläche und Bruchoberfläche des Betons bei zweiachsiger Scheibenbeanspruchung.

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse Es wird im Folgenden nur auf die im Jahr 2013 durchgeführten Arbeiten und Ergebnisse des ENSITeams eingegangen. Der Vergleich mit den rund 30 anderen Teams ist noch nicht ausgewertet und wird deshalb erst in einem Jahr präsentiert.

Phase 1: Entwicklung der numerischen Modelle und deren lokale Tests In der Phase 1 wurden vom ENSI-Team zwei nume-

Abb. 7:

rische Modelle des Specimen inkl. dem Rütteltisch

Test rc.1: Resultierendes SpannungsDehnungs-Diagramm vom bewehrten Beton unter einachsigem Zug und Druck.

entwickelt: einerseits ein nichtlineares SAP2000Modell durch die Prüfingenieure von Basler & Hofmann und andererseits ein nichtlineares SOFiSTiKModell durch die Prüfingenieure von Stangenberg und Partner. Die beiden Modelle verfügen über die in der Tab. 1 zusammengestellten Eigenschaften und sind in Abb. 2 dargestellt. Die in den Modellen verwendeten Materialgesetze für den Beton und den Betonstahl sind in Abb. 3 zu sehen. Sie wurden von den Prüfingenieuren auf Basis der von CEA gemessenen und in den Projektspezifikationen [2] zur Verfügung gestellten Materialeigenschaften fest-

176

Erdbebenberechnungen von Kernanlagen reprä-

gelegt.

sentativ sein werden. Im Vordergrund stehen

Die Tab. 2 zeigt die drei massgebenden Eigenfre-

nichtlineare

mit

quenzen und die zugehörigen Dämpfungsmasse

der Finite-Element- oder Fiber-Element-Methode

gemäss den verwendeten Rayleigh-Dämpfungen.

und den kommerziellen Computer-Programmen

In der Abb. 4 sind die entsprechenden Eigen-

SAP2000 und SOFiSTiK. Die Erfahrungen und

formen dargestellt. Der Vergleich mit den im Test

Erkenntnisse daraus werden im Hinblick auf

bei white noise Einwirkung (Run006) gemessenen

die Aufsichtstätigkeit für die Schweizer Kern-

und auch in Tab. 2 angegebenen Werten der CEA

kraftwerke ausgewertet und genutzt, insbeson-

aus [5] zeigt, dass die beiden numerischen Modelle

dere als Grundlage für allgemeine Festlegungen

die Wirklichkeit hinsichtlich der dynamischen Ei-

zur Verwendung von nichtlinearen Berechnungs-

genschaften relativ gut abbilden können. Dennoch

methoden (Anwendungsbereiche, Modellierung,

ist zu erkennen, dass die erste Eigenfrequenz in

Materialgesetze) in deterministischen und proba-

den numerischen Modellen leicht zu tief ist und die

bilistischen Sicherheitsanalysen.

zweite und insbesondere die dritte Eigenform zu

dynamische

Berechnungen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

hoch sind. Mehrere Gründe können dafür verant-

die aufgrund des gewählten hysterischen Verhal-

wortlich sein: zu steife Modellierung der Verbin-

tens (nach Takeda) des Betons entstehen. Da das

dung zwischen der Fundation des Specimen und

im numerischen Modell SOFiSTiK verwendete Ma-

dem Rütteltisch, siehe dazu Phase 2, leicht unter-

terialgesetz schneller die Bruchdehnung erreicht,

schiedlichen Masseverteilung, siehe Tab. 2, und

sind bei den SPI-Kurven keine «hysteretic loops»

leichte Nachgiebigkeit der hydraulischen Zylinder,

sichtbar. Da die aufgebrachte Dehnung im nume-

die in den nummerischen Modellen nicht abgebil-

rischen Modell SAP2000 die Bruchdehnung erst

det sind (fixe Auflager).

ganz am Ende des Zeitverlaufs erreicht, weist die-

Während der ersten Phase des Projekts SMART

ses Modell nach der Druckseite wieder eine anstei-

2013 mussten verschiedene lokale Tests der nume-

gende Zugfestigkeit auf.

rischen Modelle ausgeführt werden, um deren Ver-

Abb. 6 zeigt für die beiden numerischen Modelle

halten und Effizienz zu prüfen und um herauszu-

die elastische Oberfläche und Bruchoberfläche des

finden, welche Hauptphänomene die numerischen

Betons bei zweiachsiger Scheibenbeanspruchung.

Modelle inkl. Materialgesetze berücksichtigen. In

Die äusseren Grenzen des elastischen Bereichs

den Abbildungen 5 bis 8 werden die Resultate aus-

hängen vom Materialgesetz und der Definition der

gewählter lokaler Tests (c.3, c.4, c.5 und rc.1) der

Elastizitätsgrenzen in den numerischen Modellen

beiden numerischen Modelle SAP2000 und SOFi-

ab. Im numerischen Modell SAP2000 ist die Elasti-

STiK dargestellt und verglichen. Wo nicht anders

zitätsgrenze bei derjenigen Dehnung gewählt, bei

angegeben, wurden dabei die Modelleinstellungen

der die Steifigkeit im Materialgesetz nicht mehr

der Wände gem. Tab. 1 verwendet.

konstant ist, während im numerischen Modell SO-

Abb. 5 zeigt das Resultat für den Test c.3 Betonver-

FiSTik Werte aus dem Eurocode 8 (Druckseite, εel

halten unter einachsigem Zug und Druck. Die

bei 0,4 fck) und der Literatur (Zugseite, εel bei 0,9 fct)

Kurve des numerischen Modells SAP2000 weist

verwendet wurden. Hinsichtlich der Bruchoberflä-

auf der Zugseite deutliche «hysteretic loops» auf,

che des Betons wurden bei beiden numerischen

Abb. 8: Run006 Verschiebungen in x- und y-Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000 (B&H), blau: SOFiSTiK (SPI).

Abb. 9: Run006 Etagenantwortspektren für x- und y-Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000 (B&H), blau: SOFiSTiK (SPI).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

177

Abb. 10:

rische SAP2000-Modell, berücksichtigt jedoch

Run007 Verschiebungen in x- und y-Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000 (B&H), blau: SOFiSTiK (SPI).

nicht die Spannungsreduktion auf der Gegenseite infolge der Verfestigung. Des Weiteren ist der horizontale Endbereich im Verhalten des nummerischen SOFiSTiK-Modells nicht erklärbar.

Phase 2: Elastische Kalibrierung der nummerischen Modelle In der Phase 2 wurden die Modelle mittels Resultaten aus den nummerischen Tests mit schwacher Anregung kalibriert. Es wurden dazu die absoluten Verschiebungs- und Beschleunigungsresultate von zwei Testläufen (sogenannten Runs) verwendet: Run006 synthetische white noise Anregung mit

Abb. 11:

peak ground acceleration (pga) von 0.1 g und Zeit-

Run007 Etagenantwortspektren für x-, y- und z-Richtung, Vergleich Testdaten mit Modellergebnissen, schwarz: Testdaten CEA, rot: SAP2000 (B&H), blau: SOFiSTiK (SPI).

dauer von 53 s und Run007 schwache Erdbebenanregung mit pga von 0.1 g. Bei diesen beiden Einwirkungen bleibt das Specimen quasi elastisch. In den Abb. 8 bis 11 ist ein Vergleich der gemessenen Testdaten (CEA, [5]) mit den nummerisch berechneten Modellergebnissen für den Eckpunkt D auf der obersten Decke dargestellt. Es zeigt sich, dass mit den entwickelten nummerischen Modellen eine relativ gute Übereinstimmung mit den Testdaten erreicht werden kann. Dies gilt insbesondere für die schwache seismische Anregung von Run007. Bei der synthetischen white noise Anregung ergibt sich in den nummerischen Modellen eine Art Resonanzschwingung in x-Richtung, deren Grund noch unklar ist, die jedoch im Zusammenhang mit dem Aufbringen der Anregung in Form von Verschiebungszeitverläufen sein kann, was aus verschiedenen Gründen nummerisch nicht unproblematisch ist. Die Kalibrierung erfolgte einerseits darin, wie in den nummerischen Modellen die Fundation und deren Verbindung mit dem Rütteltisch modelliert wurde und andererseits in der Wahl der Dämpfung, die ein Haupteinflussparameter für die Resultate darstellt.

178

Die Fundation und deren Verbindung mit dem Rütteltisch wurden im nummerischen SAP2000Modellen die standardmässig eingestellten Werte

Modell möglichst einfach modelliert, siehe Tab. 1.

der Dehnung bei Höchstlast benutzt. Es ist zu se-

Die im SOFiSTik-Modell verwendete Modellierung

hen, dass das «nonlinear layered shell element»

mit Volumenelementen ist leicht aufwendiger,

von SAP2000 eine konservative quadratische

aber immer noch linear. Bei beiden Modellen

Fliessbedingung verwendet, während SOFiSTiK

wurde damit die Flexibilität der Verbindung von

eine realistischere Fliessbedingung ansetzt.

Specimen und Rütteltisch bei Zugbeanspruchung,

In Abb. 7 ist das aus dem Test rc.1 resultierende

die sich aus den im Test verwendeten nicht vorge-

Spannungs-Dehnungs-Diagramm vom bewehrten

spannten Ankern ergibt, vernachlässigt. Numme-

Beton unter einachsigem Zug und Druck darge-

rische Versuche mit Gap- und Hookelementen

stellt (mittlerer resultierender stress Fx/A). Das

bzw. nichtlinearen Verbindungselementen (unter-

nummerische SOFiSTiK-Modell zeigt eine stärkere

schiedliche Zug- und Druckeigenschaften) in

Verfestigung («strain hardening») als das numme-

SAP2000 zeigten eine massive Erhöhung der Re-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

chenzeit und konnten deshalb bisher nicht gerech-

rechnungen hinausreicht. Im Team ENSI ist die

net und ausgewertet werden.

Firma Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH

Die gewählten Rayleigh-Dämpfungen für die Runs

(Bochum, Deutschland) beteiligt.

006 und 007 sind in Tab. 1 aufgeführt: im SAP2000Modell von B&H zu rund 5% «konstanter» RayleighDämpfung und im SOFiSTiK-Modell von SPI mit möglichst gut an die gemessenen Frequenzen der

Bewertung 2013 und Ausblick 2014

CEA angepasst Rayleigh-Dämpfung, siehe Tab. 2. Es ist zu sehen, dass die von der CEA gemessenen

Wie anhand der dargestellten Resultate ersichtlich

Dämpfungsmasse im nummerischen SOFiSTiK-

ist, konnten die Projektziele des Jahres 2013 voll-

Modell zu zu kleiner Dämpfung der ersten beiden

ständig erfüllt werden. Die nummerischen Modelle

Eigenfrequenzen führen. Das gleiche Phänomen

wurden aufgebaut und konnten sowohl in den

zeigte sich auch beim nummerischen SAP2000-

lokalen Tests als auch in der Kalibrierung mit den

Modell, weshalb von B&H höhere Dämpfungs-

Testresultaten der schwachen seismischen Anre-

masse für die ersten beiden Eigenfrequenzen ge-

gung erfolgreich geprüft werden.

wählt wurden, siehe Tab. 2. Grundsätzlich stellt sich

Die gute Übereinstimmung bei schwacher seis-

die Frage, von wo diese für eine quasi elastische Be-

mischer Anregung stellt eine gute Ausgangslage

anspruchung eines Stahlbetongebäudes relativ ho-

dar, um die Vorausrechnungen der starken Erdbe-

hen Dämpfungsmasse kommen. Eine mögliche

beneinwirkung in der nächsten Phase 3 im Früh-

Quelle könnten die hydraulischen Zylinder sein, die

jahr 2014 in Angriff zu nehmen. Dabei wird sich

zur Anregung des Rütteltisches verwendet werden.

zeigen, wie gut die nummerischen Modelle im

Weiterhin zeigte die Kalibrierung, dass für die

Stande sind, das nichtlineare Material- und Bauteil-

nichtlineare Berechnung im Zeitschrittverfahren

verhalten bei starker Erdbebeneinwirkung abbil-

mit Verschiebungszeitverläufen als Anregung in

den zu können. Weiter wird sich zeigen, ob die fixe

SAP2000 mit einem Berechnungszeitschritt von

Modellierung zwischen Fundation des Specimen

≤ 0.004885 s gerechnet werden muss, um ver-

und dem Rütteltisch im Vergleich zur Wirklichkeit

nünftige Resultate zu erhalten. Grössere Berech-

nicht zu steif ist.

nungszeitschritte (z.B. 0.00977 s) führen dazu,

Es werden dazu in Phase 3 mindestens 4 Runs mit

dass die höheren Eigenformen durch die Verschie-

steigender Erdbebeneinwirkung bis zum «Haupt-

bungseinwirkung nicht korrekt angeregt werden,

beben» und 1 Run als schwächeres «Nachbeben»

was sich in unrealistischen Ergebnissen in den Eta-

vorauszuberechnen sein. Die gemessenen Test-

genantwortspektren im höherfrequenten Bereich

daten werden von der CEA mit den Ergebnissen

(> 16 Hz) zeigt.

der nummerischen Berechnungen der 36 internationalen Teams verglichen, woraus Schlüsse über

Nationale Zusammenarbeit

die Fähigkeiten der nummerischen Modelle und Berechnungsmethoden gezogen werden können. In der letzten Phase 4 des Projekts wird eine Ver-

Aus der Schweiz ist die Firma Basler & Hofmann

letzbarkeitsanalyse durchgeführt mit dem Ziel, Fra-

AG (Zürich) im Team ENSI beteiligt.

gility-Kurven zu entwickeln, unter den Teams zu vergleichen und zu diskutieren. Als Schadenskrite-

Internationale Zusammenarbeit

rien sollen dabei die Stockwerkschiefstellungen und der Eigenfrequenzabfall dienen. Die Unsicherheiten sind über die Betonzugfestigkeit, Funda-

Rund 30 Teams weltweit aus diversen Organisati-

tionssteifigkeit, Fundationsdämpfung und Speci-

onen der führenden Nationen der Kerntechnik und

mendämpfung einzuführen.

des Erdbebeningenieurwesens nehmen am Projekt

Die CEA und EDF organisieren im November 2014

SMART 2013 teil. Sie simulieren das Erdbebenver-

in Paris einen Schlussworkshop, wo die Ergebnisse

halten mit verschiedensten Methoden im Voraus,

der verschiedenen internationalen Teams präsen-

bringen ihre Erfahrungen ein und entwickeln diese

tiert, verglichen und diskutiert werden. Das ENSI

weiter. Damit bildet SMART 2013 wie bereits

und die Prüfingenieure von Basler & Hofmann und

SMART 2008 eine gewichtige internationale Platt-

Stangenberg und Partner werden daran teilneh-

form für einen Erfahrungsaustausch, welcher weit

men, ihre Ergebnisse präsentieren und sich in den

über die engere Zielsetzung der Versuche und Be-

Diskussionen einbringen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

179

Referenzen [1]

Internetseite des internationalen Forschungsprojekts SMART 2013, www.smart2013.eu

[2]

B. Richard, T. Chaudat: Presentation of the SMART 2013 International Benchmark, CEA Specification Technique DEN/DANS/DM2S/ SEMT/EMSI/ST/12-017/E, 09.09.2013

[3]

Basler & Hofmann: SMART 2008, Final Report Phase 1, Bericht Nr. B 3210.401-01, 30.09.2009

[4]

Basler & Hofmann: SMART 2008, Final Report Phase 2: Parametric & Vulnerability Study, Bericht Nr. B 3210.401-02, 08.12.2010

[5]

B. Richard, P. E. Charbonnel: SMART 2013 International Benchmark, Experimental data for stage #2, CEA Note Technique DEN/ DANS/DM2S/SEMT/EMSI/NT/13-035/A, 31.07.2013

[6]

B. Richard, T. Chaudat: SMART 2013 Data Acquisition Project, CEA Note Technique DEN/DANS/DM2S/SEMT/EMSI/NT/13-003/B, 17.07.2013

180

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Human Reliability Analysis

Author und Co-author(s)

V.N. Dang, L. Podofillini

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

OHSA/D16, 5232 Villigen PSI

Telephone, E-mail, Internet address

056 310 2967, vinh.dang@psi.ch, safe.web.psi.ch

Duration of the Project

2010â&#x20AC;&#x201C;2013

ABSTRACT

evaluations of the situational factors by the

In the Human Reliability Analysis (HRA-IV) Proj-

analyst. The guidance for the evaluation of

ect, models and methods for analyzing human

the situational factors was also revised.

factors in the Probabilistic Safety Assessments

the documentation of an initial version of

(PSAs) of nuclear power plants (NPPs) are

guidelines for the collection of HRA data in

developed, applied, and evaluated. The project

simulators. These guidelines include a com-

aims are to a) develop a method to address

pilation of existing context and performance

errors of commission (EOCs) and use it to

outcome measures used in human factors

assess plant-specific EOC risk, b) reduce the

engineering and related disciplines. These

variability and uncertainty in the results of

will be used in the future as a basis for defin-

HRAs, and c) develop HRA methods for PSAs

ing measures appropriate for the collection

for external event initiators. In 2013, the topics

of HRA data.

addressed and results achieved include:

lessons learned on the consistency of HRA

the development of new user guidance for

analyses derived from the U.S. HRA Empirical

the CESA-q method for the quantification of

Study. This study extends the earlier work in

EOCs. CESA-Q was revised to address trace-

this area to address differences in analyses

ability issues, as recommended in the HRA

performed by multiple analysis teams apply-

Empirical Study assessment of the method.

ing the same method.

This revision entailed adopting a model- The overall outcomes of the project are sumbased approach for quantification, in which

marized in this report.

the error probability directly follows from the

181

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Project goals

review of the technical correctness and realism of the EOC scenarios by the plant’s experts is per-

Human performance is central to the safe and reli-

formed as part of the process of finalizing the

able operation of nuclear power plants and other

study report.

complex systems. In the Probabilistic Safety Assessment (PSA) of human-technical installations,

Quantification of EOCs

Human Reliability Analysis (HRA) is the part that

2. Documentation of revised CESA-q quantifica-

addresses the human element. In the HRA, the

tion method.

essential personnel actions contributing to and

CESA-q is PSI’s method for the quantification of

required in potential accident scenarios are identi-

errors of commission ([1]; Podofillini, Dang, 2013a).

fied, qualitatively analyzed, and their probabilities

The aims of the revision of PSI’s CESA-q method for

of failures are estimated. A realistic evaluation of

the quantification of EOCs are to improve the

the human contribution is key to a sound evalua-

traceability of the method and analyses performed

tion of safety and of the potential weaknesses of a

with the method and to extend its scope. A new

facility. This soundness is important to licensee and

concept for EOC quantification in CESA-Q (intro-

regulatory decisions that support and enhance

duced in 2012) is based on an explicit model: the

safety in all areas, e.g., plant design, operation,

error probabilities are produced by the model in

maintenance, and accident prevention and mitiga-

correspondence of analyst assessments of the

tion. The project Human Reliability Analysis (HRA-

input factors (each factor addressing specific task

IV) addresses the following issues:

features influencing the error probability). The

The analysis of Errors of Commission and, more

2013 goals in this area included the preparation of

broadly, decision-related failures, the issue of

new user guidance for the quantification aspects

HRA dependence that is closely related to these,

of the method. As additional support for the guid-

and the recovery of decision failures.

ance document, comprehensive examples of the

Variability in the results of HRAs.

application of the CESA-Q method, based on the

The extension of HRA applications to scopes

EOC-III study as well as previous EOC studies, are

other than internal initiating events in Full Power

provided.

and Low Power and Shutdown (LPSD) operating It includes four subprojects: 1) EOC plant-specific

Simulator Data for HRA and Method Assessment

pilot study III, 2) Quantification of EOCs,

3. Evaluation of HRA predictions and method

3) Simulator data for HRA and HRA method

assessment in the U.S. HRA Empirical Study.

assessment, 4) Technical basis for seismic HRA.

The goal was to develop and document the overall

modes, for instance external events.

findings from the International HRA Empirical The main goals for 2013 were:

Study (Forester et al, 2013) and its follow-up study, the U.S. HRA Empirical Study [2] [3].

182

EOC plant-specific pilot study III

In the HRA Empirical Studies, multiple crews in

1. Finalization and publication of the EOC-III study

simulated emergency scenarios were observed in

report.

the simulator. A compilation of some of the key

The technical work to identify EOCs and quantify

observations and insights from the simulator stud-

the failure scenarios was performed in 2012. A

ies of crew performance in these specific emergency scenarios was a second goal. 4. Development of guidelines for data collection in

In parallel to this research project, PSI/NES supports

simulators.

ENSI through on-call tasks. The tasks related to HRA

Simulator studies designed to collect data for HRA

are mainly oriented towards reviews of the HRAs sub-

are one of the primary means to obtain qualitative

mitted to ENSI by the Swiss utilities as a part of their

and quantitative data on the crew response to the

Probabilistic Safety Assessments (PSAs). The work

abnormal and emergency scenarios modeled in

carried out within on-calls provides impulses for the

PSAs. The main 2013 objective was the publication

research and motivates the development efforts to

of a first version of the guidelines for HRA data

enhance current methods. As the on-call tasks are

collection in nuclear power plant training simula-

funded separately, their specific content and results

tors.

are not addressed in the present report.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Technical basis for seismic HRA

parameters of a Bayesian Belief Network model are

5. Finalization of the reports

used to derive the remaining parameters. For the

The publication of a report on earthquake experi-

development of the CESA-Q model, the known

ences at nuclear power plants and the documenta-

parameters were based on the CESA-Q database (a

tion of a questionnaire to be used in interviewing

set of 26 operational events including EOCs ana-

subject matter experts on the factors influencing

lyzed and quantified in [5]). This database is not

human performance in scenarios initiated by earth-

sufficient to derive all of the model parameters;

quakes were the goals in this area.

consequently, the ranked-nodes method is used to obtain the missing model parameters. The responses of two sub-models were tested on the

Work carried out and results obtained

operational events; one sub-model is used to represent EOC situations of types «Misleading Indications», «Adverse Exception», «Adverse Distrac-

EOC plant-specific pilot study III

tions» while the second sub-model covers EOC

The overall study results and the corresponding

situations of type «Risky Incentive». Fig. 1 shows

report were reviewed by plant experts (two PSA

the predictions of the first sub-model on selected

specialists, one operator trainer). The study report

operational events of the types covered by this

was issued (Podofillini, Dang, 2013b).

model. The results for both sub-models show that the BBNs are able to represent and distinguish the

Quantification of EOCs

increasing impact of the error-forcing conditions

The definitions of the CESA-Q factors (the «adjust-

across the events, ranging within different levels,

ment factors», in the method’s terminology, used

from low to high impacts (the operational events in

to characterize the strength of the conditions influ-

Fig. 1 are ordered by increasing EOC probability,

encing the EOC probability) were revised, generally

from left to right). For the extreme levels «very

to simplify the rating scale and to extend the evalu-

low» and «extremely high», overestimation and

ation guidance – this work has been reported in

underestimation of the error forcing impact are

(Podofillini, Dang, 2013a).

observed, respectively. While the underestimation

The CESA-Q quantification model (i.e. the mathe-

of extremely high error forcing impact is certainly

matical engine that produces the EOC probabilities

an issue for the use of the model in practical PSA

given the evaluations of the input factors) was

applications, the relationships that correspond to

completed. The model parameters representing

these (and similar) combinations of input factors

the relationships were determined using the

can be easily modified (manually) to represent the

ranked-nodes method [4], in which some known

higher impact. The updated guidance for applica-

Figure 1:

1.E+00

EOC probability

1.E-01 [LEA 09-302] 5%, BBN 95%, BBN

1.E-02

Mode (HEP), BBN

EOC cases

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

AE.8

All_neg

AE.7

MI.2

AE.5

MI.4

MI.1

AD.5

AD.3

AD.2

AD.4

MI.3

AD.1

AE.9

AE.4

AE.2

AE.3

AE.6

AE.1

All_pos

1.E-03

Model (BBN) predictions, EOC probability with confidence bounds, on the operational events informing the relationship subset («Misleading Indications»: MI, «Adverse Exception»: AE, «Adverse Distractions»: AD). Mode(HEP): most probable HEP value. «All_pos» and «All_neg» represent the cases where all input factors are positively and negatively rated, respectively; these correspond to the lowest and highest HEPs that can be obtained with the BBN.

183

tion of the CESA-q, reflecting the BBN model-

cern for PSA applications; and the high-level char-

based quantification approach, and its technical

acteristics of EOCs that warrant a given type of

basis are documented in (Podofillini, Dang, 2013a).

quantification method.

As an additional input to improve the method’s HRA methods, developed relatively recently, ATHE-

Simulator Data for HRA and Method Assessment

ANA [6] and MERMOS [7], which, as CESA-Q are

The overall findings from the International HRA

suitable for the analysis and quantification of

Empirical Study were published as a Halden Project

EOCs. The main aim of the assessment has been to

Report (Forester et al, 2013). Work to prepare the

understand if/how any features of these methods

findings from the U.S. HRA Empirical Study for

can suggest improvements to CESA-Q. The assess-

publication as a NUREG report, presented in pre-

ment was based on the applications of the three

liminary form in [2] [3], is nearly complete. The

methods in the context of the International HRA

report will appear in 2014.

Empirical Study (Forester et al, 2013). Key results of

An initial version of the guidelines for the collec-

the assessment are as follows. Common strengths

tion of HRA data in simulators was prepared (Park,

of the three methods relate to the rich qualitative

Dang, 2013). Our cooperation partner, KAERI, initi-

analyses underlying all of them. In addition, all

ated an external peer review. One of the key

three methods develop multiple contexts for a

achievements of the guideline is the identification

given HFE, in which different failure modes and

of various observation measures and scales that

mechanisms may apply. The assessment identified

have been reported in the literature for the perfor-

some features of the two methods that could be

mance factors and outcomes. The identified mea-

relevant for CESA-Q. The assessment underscored

sures, primarily associated with human factors and

the fact that CESA-Q is based on a structured fac-

human interface verification and validation, will

tor analysis in support of the qualitative analysis as

form a basis for defining measures specific for HRA

well as of the quantification. This feature is unique

data. The guidelines will be revised to account for

to CESA-Q when compared to ATHEANA and

the peer review comments in 2014. The work on

MERMOS: it allows systematic factor consideration

the definition of HRA-appropriate measures

as well as analysis traceability that cannot be found

includes (Podofillini et al, 2013) and (Park, Dang,

in the two other methods. This is a very important

2013).

guidance, CESA-Q was assessed against two other

feature that is expected to foster practical applications of CESA-Q. Indeed, the PSI’s method has

Technical basis for seismic HRA

been developed from its early beginnings with the

The final report on the survey of earthquake expe-

goal of combining depth in the qualitative analyses

riences at nuclear power plants was published

of performance contexts (typical of second genera-

(Dang, Podofillini, 2013a). A survey or interview

tion HRA methods) with the aspects of the more

questionnaire for the elicitation of information rel-

classical HRA methods that made them successful

evant to the technical basis for seismic HRA was

among practitioners (their being PSF-based). The

published (Dang, Podofillini, 2013b).

comparison of CESA-Q with these two methods Dang, 2013e).

Outcome of the project – EOC plant-specific pilot study III

As a further element of the EOC quantification

The inclusion of Errors of Commission (EOCs)

guidance, the EOC analyses performed in the con-

extends the scope of state-of-the-art PSA. EOCs

text of PSI’s EOC plant-specific studies were col-

refer to PSA Human Failure Events (HFEs) modeling

lected in a report (Podofillini, Dang, 2013f). These

the performance of actions that aggravates an

analyses include applications of CESA-Q as well as

accident scenario. They can be contrasted to HFEs

of other methods and make up a set of reference

where a required action is not performed, and on

analyses in support of future EOC analyses. More-

which state-of-the-art PSA typically focuses. Pilot

over, conclusions on the types and role of EOCs in

study III (Podofillini, Dang, 2013b) is the third

the PSA framework were derived. These include

plant-specific, industrial-scale application of the

the general assessment of the risk importance of

Commission Errors Search and Assessment (CESA)

EOCs in an industrial PSA; the understanding of

method. The study follows two earlier EOC studies

the functional failures (and failure modes) induced

with CESA for Swiss plants [8], [9]. The pilot char-

by EOCs on those safety-relevant systems of con-

acterization of these studies relates to the need for

and the assessment is reported in (Podofillini, 184

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

further development in the method for the estima-

as a Bayesian Belief Net (BBN), which is a mathe-

tion of EOC probabilities. The results of pilot study

matical framework to model complex probabilistic

III suggest that the most important EOC (con-

causal relationships [11]. The model-based

nected with a misalignment of the cooling water

approach reduces the subjectivity in the quantifica-

system during scenarios initiated by the failure of

tion, because the applicable error probability

the auxiliary cooling water system) would contrib-

directly follows from the situational factor evalua-

ute to an increase in the core damage frequency of

tions, without the need for additional judgments

about 5% (for internal initiating events at full

by the analyst.

power). This contribution is comparable to that of

The technical core of the revised method has been

the most important errors of omission typically

published in an international journal (Podofillini,

considered in the PSA. The contribution of the

Dang, 2013c). The guidance for CESA-q, which

other EOCs to the risk profile was found to be lim-

addresses the evaluation of the CESA-Q factors as

ited, thus highlighting the defense against EOCs

well as the model-based quantification is pre-

provided by the plant technical and administrative

sented in (Podofillini, Dang, 2013a). CESA-Q was

protections. The third pilot study has further con-

applied to quantify the EOCs in the scenarios iden-

firmed the importance of including EOC contribu-

tified in Pilot Study III. A compilation of example

tions in the plant risk characterization. The three

applications of CESA-q (Podofillini, Dang, 2013f) is

plant-specific studies also underscore the feasibility

provided as a companion volume to the guidance

of a systematic treatment of EOC: the studies iden-

report.

tified a limited number of EOC situations (about cance comparable to that of the most important

Outcome of the project – U.S. HRA Empirical Study

errors of omission [10]. The identified EOC situa-

The HRA Empirical Studies are assessments of HRA

tions possibly suggest safety-enhancing improve-

methods based on a benchmark of method predic-

ments (generally related to procedural guidance)

tions against crew performance data obtained in

aimed at decreasing the opportunities for commit-

simulated nuclear power plant emergency scenar-

ting these errors. The search process, based on the

ios. The U.S. Study [2] [3] is a follow-on effort to

systematic screening of potential errors character-

the International HRA Empirical Study. In addition

ized by low risk-importance and plausibility pro-

to assessing the methods based on comparing

vides further confirmation of the plant technical

HRA predictions against data, its main aims are to:

and administrative protections.

1) evaluate the variability in the HRA results

5–10 scenario-specific EOCs), with a risk signifi-

obtained by different analysts using the same

Outcome of the project – Quantification of EOCs (Enhancements of the CESA-Q method)

method, which was not possible in the design of

Based on the findings on CESA in the frame of the

additional cases and the use of a full-scope training

International HRA Empirical Study (Forester et al,

simulator at a U.S. nuclear power plant.

2013), the CESA-q method for quantifying EOCs

To allow comparisons to be made among analysts

was revised to increase traceability. A major change

applying the same HRA method, two to three anal-

in the method is the evolution of the quantification

ysis teams each applied one of the four methods

approach from a match-and-adjust approach in

treated in the study. In 2012, the evaluations and

the original approach [1] to a model-based

assessments of the analyses continued and were

approach. Formerly, after the situational factors for

reviewed within the assessment team. Overall

the EOC to be quantified were characterized,

results were reported in preliminary form in [2]

quantification consisted of a) identifying closely

while the results related to comparing the results

related EOCs from a set of 26 EOCs that were pre-

of the different HRA analysis teams that used the

viously analyzed qualitatively and quantitatively,

same method were reported in [3]. Quantitatively,

and b) adjusting starting from their HEPs used as

the ranking of the HFEs were generally consistent

reference values. Given the limited number of

with the reference data derived from the simulator

entries in the database, the identification of a very

observations. For most HFEs, the probabilities esti-

close match is rare and guidelines for adjusting the

mated by the different teams using the same

reference are limited. In the CESA-q update, quan-

method were within one order of magnitude. A

tification now uses an explicit model implemented

detailed comparison of the HRA analyses suggests

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

the earlier «international» study, and 2) extend the conclusions from the method assessments through

185

pensated for method limitations underlie the dif-

Outcome of the project – Technical basis for seismic HRA

ferences in the estimated probabilities. The detailed

A survey focused on the human performance

study results identify these limitations, suggest

aspects of earthquake responses at NPPs was per-

ways to improve individual methods, and identify

formed. The survey identified 5 major earthquakes

general areas in HRA that would benefit from addi-

worldwide, impacting seven nuclear power plant

tional guidance. For instance, one means to reduce

sites, that led to ground motions or accelerations

variability would be to extend the scopes and rat-

exceeding the safe shutdown earthquake (SSE)

ing scales for performance shaping factors to bet-

level. Four of these earthquakes occurred in Japan.

ter address various issues that tend to arise in the

One is the 2011 Tohoku earthquake (and associ-

more challenging scenarios. In addition, guidance

ated tsunamis) that led to the accidents at the

and example analyses are needed to ensure that

Fukushima Daiichi NPP; the fifth affected the US

analysts model HFEs more consistently. The final-

North Anna NPP in 2011. In some events, the SSE

ization of this report is nearly complete, with pub-

was exceeded in some units while other units on

lication expected in 2014.

the same site were subject to lesser accelerations,

that differences in how the analysts teams com-

due to differences within the site. This set of events

186

Outcome of the project – Guideline for HRA Data Collection in Simulators

represents the automatic shutdown of 22 units. In

In 2009, the Working Groups on Risk Assessment

a Loss of Offsite Power condition, with AC power

and on Human and Organizational Factors of the

provided by emergency diesel generators. An

CSNI organized a workshop on «Simulator Studies

examination of this earthquake experience shows

for HRA Purposes» [12]. One of the conclusions of

no or very limited damage to structures, systems,

the workshop was the need for guidelines for HRA

and components (SSCs) important to safety or

data collection in simulators, which would ensure

needed for shutdown, even in the units where the

the quality and usability of the collected data by

SSE was exceeded. However, for Fukushima Dai-

recommending acceptable practices for such data

ichi, earthquake damage to SSCs is not thought to

collection, support consistency of the data among

have been a significant factor in the severity of the

different organizations, and reduce the resources

accident although future inspections are needed to

required to initiate such programs.

make a definitive determination. The main techni-

Within the discipline, many types of data and infor-

cal contributor to the severity is the tsunami that

mation are referred to as «HRA data». This diver-

led to a loss of AC and DC power (with conse-

sity poses challenges for the discussion of specific

quences not only on safety functions but also on

data needs because of the differences in the

instrumentation, control, and on-site communica-

understanding of the terminology and scope of the

tions) and loss of ultimate heat sink.

data types. A review of the literature on data col-

The overall experience highlights several issues rel-

lection efforts and HRA-related databases of infor-

evant for seismic HRA. Damage to non-safety

mation has been performed to identify and sort

related equipment was common and represented

out some of these differences. (Prvakova, Dang,

an additional workload for plant personnel, e.g. in

2013).

fire-fighting and assessing equipment status. Sec-

In the work to develop the guidelines for simulator

ond, earthquake aftershocks may require re-

data collection, international and national require-

assessment of equipment status or interrupt per-

ments, standards, and good practice documents

sonnel actions within the plant. For the Japanese

related to PSA and HRA were reviewed to define

plants, tsunami warnings also led to interruptions.

the types of information and data needed by HRA

In general, increased workload was found at levels

practitioners. In a second step, these were related

well below the SSE design basis. Finally, access to

to different phases or types of training simulator

the site or within the site for personnel and logisti-

data collection sessions. An initial version of the

cal support could be impeded, even if safety-

guideline for HRA data collection in simulators rep-

related SSCs were not directly impacted.

resents the final deliverable of the 2010–2013

The preparation of a questionnaire for the elicita-

project in this area.

tion of information relevant to the technical basis

many cases, these plant shutdowns occurred under

for seismic HRA concludes the work in this area within the 2010–2013 project. It is intended to be used in structured interviews of a diversity of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

experts (human factors, psychology, nuclear opera-

outcomes. These measures and scales will then be

tions, emergency preparedness).

tested in simulator studies.

National Cooperation

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

A Swiss nuclear power plant supported the EOC the PSA, plant procedures, and access to plant

Errors of Commission/ EOC plant-specific pilot study III

operators and trainers. Observations of crew per-

The publication of the final report for pilot study III

formance in the plant’s full-scope training simula-

completes the overall project goal in this area. The

tor were performed to provide information about

proposed follow-on work is a pilot study for the

crew practices in accident scenarios, the applica-

fourth of the four Swiss NPP sites. In addition,

tion of procedures, and operator actions in abnor-

EOCs in the context of external (area) events, e.g.

mal scenarios. The plant’s experts also reviewed

scenarios initiated by fires or earthquakes, will be

the EOC study report prior to its publication.

addressed for all four sites. In contrast to the serial

pilot study carried out for this project by providing

pilot studies, the goal is to perform these studies in

International Cooperation

parallel.

PSI contributes to the study design and assess-

HRA data/Simulator data for HRA and method assessment

ments of the HRA methods in the U.S. HRA Empir-

The completion of the U.S. HRA Empirical Study

ical Study, coordinated by the U.S. Nuclear Regula-

has provided new insights concerning the consis-

tory Commission (USNRC) and the OECD Halden

tency of HRA results by different analysis teams

Project under its Joint Programme, in which Swit-

using a given HRA method. Such results could not

zerland (ENSI) is also a member. A diverse set of

be obtained in the International HRA Empirical

further partners on the assessment group and HRA

Study, due to that study’s design. These new

analysis teams include industry, regulators, and

insights confirmed some generic weaknesses in

research institutes: EPRI, Sandia National Laborato-

HRA methodology, in particular in the qualitative

ries, Idaho National Laboratory, SAIC, all US; NRI,

analysis phase, as well as identifying areas of

Czech Rep.

potential improvements for the four examined

PSI is participating in a task of the OECD NEA/

methods: THERP/ASEP, the EPRI HRA Calculator,

Committee for the Safety of Nuclear Installations

ATHEANA and SPAR-H.

(CSNI), «Establishing Desirable Attributes of Cur-

The usefulness of HRA data collection in simulators

rent Human Reliability Assessment Techniques In

was confirmed by this work, although its orienta-

Nuclear Risk Assessment». This joint task of the

tion to HRA method assessment should be noted.

Working Group on Human and Organizational

A first step focusing on HRA data collection, in

Factors and the Working Group on Risk Assess-

particular to support HRA analyses, was achieved

ment is led by the U.K. Nuclear Installations Inspec-

with the data collection guideline developed with

torate. Its aim is an international technical evalua-

KAERI. The goal of defining a set of HRA-appropri-

tion of HRA methods, considering criteria shared

ate context and performance measures that would

by the member countries and other common crite-

be needed in a comprehensive data collection

ria. A draft final report of the task was distributed

guideline was not reached. On the other hand, the

to the task group members for comment in

existing measures used in human factors engineer-

November 2013, with publication of the finalized

ing and experimental psychology, closely related

report planned for 2014.

disciplines in which the use of plant simulators is

In the area of HRA data, PSI is establishing a coop-

established (much more so than in HRA) have been

eration with the Korean Atomic Energy Research

identified.

Institute (KAERI) to develop simulator data collec-

The literature review of HRA data collection efforts

tion guidelines. The focus of the next stage is on

(including but not limited to simulator data) sug-

the selection of HRA-appropriate measures and

gests that methods for using the data are essential

scales for the performance context, e.g. perfor-

to the collection efforts. Consequently, the devel-

mance shaping factors, as well as the performance

opment of a method to use the data collected in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

187

simulator studies for HRA will be central in this

ANA and MERMOS, LEA-13-304, Paul Scherrer

work and defined as an initial milestone. The

Institute, Villigen PSI, Switzerland, 2013e

development and testing of the measures to be

L. Podofillini, J. Park, V.N. Dang: Measuring the

used in the collection of simulator data for HRA

influence of task complexity on human error

purposes, the collection of HRA data in a Swiss

probability: an empirical evaluation, Nuclear

nuclear power plant simulator, and its application

Engineering and Technology, Volume 45, n.2,

are proposed for future work in this area.

April 2013, p. 151–164. L. Podofillini, V.N. Dang: A collection of refer-

Technical basis for seismic HRA

ence Error of Commission Analyses, LEA-13-

The report on the earthquake experiences at

305, Paul Scherrer Institute, Villigen PSI, Switzer-

nuclear power plants, focused on the human per-

land, 2013f

formance element, and the documentation of a

J. Park, V.N. Dang: Performance factors for the

multidisciplinary survey questionnaire on human

analysis of crew responses to nuclear power

reliability in emergency scenarios initiated by earth-

plant simulated emergencies. Proc. European

quakes were the goals for 2013 in this area. These

Safety and Reliability 2013 (ESREL2013), Amster-

fall short of the original project goals, which

dam, The Netherlands, 29 September–2 October

included the expert elicitation/interviews of subject

2013.

matter experts in each of the diverse areas. This

J. Park, V.N. Dang: A guideline to collect HRA

task is proposed for the follow-on work.

data in the simulator of nuclear power plants, report, Korea Atomic Energy Research Institute,

Publications

November 2013. V.N. Dang, L. Podofillini: A review of earthquake experience in nuclear power plants, LEA 13-306,

188

J.A. Forester, A. Bye, V.N. Dang, E. Lois, J. Julius,

Paul Scherrer Institute, Villigen PSI, Switzerland,

S. Massaiu, H. Broberg, P.O. Braarud, R. Boring,

2013a.

I. Männistö, H. Liao, G.W. Parry, P. Nelson: The

V.N. Dang, L. Podofillini: Human performance

International HRA Empirical Study – Final Report

conditions and issues in post-earthquake nuclear

– Lessons Learned from Comparing HRA Meth-

power plant operations – questionnaire and

ods Predictions to HAMMLAB Simulator Data,

background, LEA 13-307, Paul Scherrer Institute,

OECD Halden Reactor Project, HPR-373, March

Villigen PSI, Switzerland, 2013b.

2013, Halden, Norway.

L. Podofillini, D. Pandya, V.N. Dang: Represen-

L. Podofillini, V.N. Dang: CESA-Q: a method for

tation of Parameter Uncertainty in Bayesian

quantifying Errors of Commission Enhanced

Belief Networks for Human Reliability Analysis.

method guidance and its technical basis, LEA

Proc. European Safety and Reliability 2013

13-302, Paul Scherrer Institute, Villigen PSI, Swit-

(ESREL2013), Amsterdam, The Netherlands,

zerland, 2013a.

29 September-–2 October 2013.

L. Podofillini, V.N. Dang: A Pilot Study for Errors

S. Prvakova, V.N. Dang: A review of the current

Of Commissions: Pilot Study III, a Boiling Water

status of HRA data: Proc. European Safety and

Reactor, LEA-13-303 Laboratory for Energy Sys-

Reliability 2013 (ESREL2013), Amsterdam, The

tems Analysis, Paul Scherrer Institute, Villigen

Netherlands, 29 September– 2 October 2013.

PSI, Switzerland, 2013b. L. Podofillini, V.N. Dang: A Bayesian Approach to Treat Expert-Elicited Probabilities in Human Reli-

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86–98, January 2013d.

HRA Study», Proc. 11th Probabilistic Safety

L. Podofillini, V.N. Dang: Assessment of CESA-q

Assessment and Management / European

against two II-generation HRA methods: ATHE-

Safety and Reliability 2012 (PSAM11/

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

ESREL2012), Helsinki, Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM. [3]

J. Marble, H. Liao, M. Presley, J. Forester, A. Bye, V.N. Dang, E. Lois: Results and Insights Derived from the Intra-Method Comparisons of the US HRA Empirical Study», Proc. 11th Probabilistic Safety Assessment and Management / European Safety and Reliability 2012 (PSAM11/ESREL2012), Helsinki, Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

189

STARS Safety Research in relation to Transient Analysis of the Reactors in Switzerland

Author and Co-author(s)

Hakim Ferroukhi, O. Zerkak, A. Vasiliev, G. Khvostov and Project Team

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

CH-5232 Villigen PSI

Telephone, E-mail, Internet address

056 310 4062, Hakim.Ferroukhi@psi.ch http://stars.web.psi.ch

Duration of the Project

1.1.2010 â&#x20AC;&#x201C; 31.12.2012

ABSTRACT

reactor dynamics, the BWR stability methodol-

During 2013, STARS renewed its collaboration

ogy was further developed, both on the basis

agreements with ENSI on scientific support and

of an on-going international benchmark as

research related to multi-physics multi-scale

well as for the analysis and interpretation of

modelling of Light-Water-Reactors (LWR) and

complex stability tests carried out at the KKL

with emphasis on safety analyses of the Swiss

plant. Also, the development of a new spatial

reactors. On this basis, one scientific support

coupling scheme for TRACE/S3K plant system/

activity was to undertake steps towards provid-

core simulations was initiated and first studies

ing verifications of new core designs and in

towards a more reliable modelling of reactivity

that framework, the latest KKL core loading

feedback effects in case of strongly heteroge-

submitted for licensing was evaluated with the

neous coolant conditions were conducted. The

STARS independent modelling and analysis

complementary TRACE/PARCS code system

capabilities. In the area of thermal-hydraulics,

was also evaluated, revealing several limita-

research was oriented towards a consolidated

tions in many parts and steps of the computa-

approach for the validation of TRACE models

tional flow. Finally, the methodology for nuclear

of the Swiss reactors. Also, a transition from

data uncertainty quantification was strength-

FLICA to COBRA-TF for more versatile sub-

ened by establishing methods to propagate

channel capabilities was launched. For the

depletion as well as decay related uncertainties

usage of CFD methods in multi-physics simula-

and a first assessment was carried out to esti-

tions, the validation of STAR-CCM+ for coolant

mate decay heat uncertainties in the context of

mixing phenomena was strengthened and

spent fuel pool safety analyses. Concerning

OpenFOAM was in this context also introduced

fuel modelling, the analyses with FALCON of

as complementary solver. And in the perspec-

LOCA experiments at the Halden reactor and

tive of a CFD multi-scale approach to enhance

involving high burnup fuel samples from the

heat transfer models of thermal-hydraulic

Swiss BWRs, was continued. This included a

codes, a first assessment of the STAR-CCM+

validation against a recent test with cladding

capabilities for boiling phenomena was carried

burst and the design of a new test aimed at

out. Finally, a PhD thesis was launched to

significant ballooning but with no cladding

address uncertainties in physical models of

rupture. And in relation to this, a PhD thesis

thermal-hydraulic codes. Regarding neutronics

was also launched to develop enhanced mod-

and core analysis, the transition to CASMO-5

els for fuel fragmentation, relocation and dis-

for the Swiss core models was continued and a

persal during LOCAs. For PCI/PCMI related fuel

first assessment of the new SIMULATE-5

failures, selected BWR and PWR power ramp

advanced core simulator was conducted in the

experiments from the SCIP-II program were

framework of a newly launched PhD thesis. For

studied with FALCON in order to understand

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

191

the effects from fuel and ramp characteristics.

stage, emphasis was given to estimate the

The performance of the FALCON criteria for

effects from modelling uncertainties on the

PCI failures was in this context also evaluated.

predicted fuel temperature during base irradia-

Finally, an important step was to start the

tion and to establish global sensitivity analysis

development of uncertainty quantification

methods to determine the main contributors

methodology for FALCON analyses. At this

to the uncertainty.

Project goals

2013â&#x20AC;&#x201C;2015 with continued emphasis on: development and validation of reference plant system/

STARS aims at research related to multi-physics

core/fuel models for the Swiss reactors, higher-

multi-scale modelling and simulations of Light-

order methods, coupled multi-physics methodolo-

Water-Reactors (LWR) with emphasis on applica-

gies and best-estimate safety analysis with uncer-

tions to safety analyses of the Swiss reactors. The

tainty quantifications. Within this framework, the

main components of STARS are the two coopera-

objectives for 2013 were as shown in Table 1.

tion agreements with ENSI on scientific support

This report provides an overview of the status and

and research respectively. During 2013, these

progress achieved for selected activities conducted

two agreements were renewed for the period

in relation to these objectives.

Table 1: Objectives 2013

Plant System and ThermalHydraulics

Modelling with TRACE of KKL Fast Run-Up of new Recirculation Pumps Updates of KKG TRACE Model for SGTR Accident Analyses Analysis of OECD/NEA PREMIUM Phase-3 with TRACE plus CIRCE UQ Methodology Validation of STAR-CCM+ for PKL-2/PKL-3 Rocom Tests Development and Testing of STAR-CCM+ CFD Mesh for KKG Vessel

Core Behaviour and Reactor Physics

Support to Licensing of new KKL Core Loading Development and Testing of CMSYS/FLICA Methodology for PWR DNBR Calculations Assessment of Hybrid Monte-Carlo/Deterministic Scheme for Enhanced LWR Reflector Modelling Validation of S3K for OECD/NEA Oskarshamn Stability Benchmark Development of Methodology for Nuclear Data Uncertainty Propagation in CASMO-5M Depletion Calculation

Fuel Modelling and ThermoMechanics

Validation of FALCON for Halden LOCA Test 2 and Design of Test 3 Completion of FALCON Assessment for Modelling of Cladding Lift-Off at High Burnup Development and Validation of Reference Methodology for Base Irradiation of Swiss Fuel Rod Designs Continued Validation of FALCON for PCI/PCMI Fuel Rod Failures

Multi-Physics

Consolidated Verification of COBALT Methodology for TRACE/S3K Analyses Enhancements of TRACE/S3K Coupling Scheme for Heterogeneous Feedback Distributions Participation to OECD/NEA UAM Phase 2 for Fuel performance, Assembly Depletion and Bundle Thermal-Hydraulics

192

Scientific support

such as to accommodate for the modelling and

During 2013, a main scientific support activity was

analysis (M&A) flow shown in Fig. 1. Although this

to conduct a pilot study aimed at independent

update has so far only been made for KKL, it

verification analyses of the new KKL core design.

allowed to carry out the RLA calculations for the

For this, the CMSYS platform had first to be

new KKL Cycle 30 core design. A quantitative eval-

updated. So far, this platform was mainly used as

uation of some main operation and safety relevant

framework to conduct for each of the Swiss reac-

parameters was performed including core reactiv-

tors, periodic model updates (PMU) consisting in

ity, three-dimensional (3-D) power/burnup distri-

the development and validation of reference core

butions, core pressure drop, thermal limits, shut-

models up to the latest completed cycle. To inte-

down margins, reactivity coefficients, kinetic

grate the new types of calculations required for

parameters, control rod worth for rod drop acci-

core licensing and referred to as reload licensing

dents as well as core characteristics for stability

analyses (RLA), the platform was updated both in

analyses. To qualitatively assess the performance of

terms of architecture and computational modules

the new core design, all the parameters were com-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 1 (left): 1.55 Cycle X

Cycle X+1

Valida on M&A

BOC Model

Reference RLA

PMU [X+1]

New CMSYS Modeling and Analysis Flow.

1.5 1.45

RLA [X+2] Cycle X+1

Cycle X+2

Predic ve M&A

Design M&A

Preliminary RLA

Design RLA

Cycle X+1

Cycle X+2

Valida on M&A

BOC Model

Reference RLA

RLA [X+3] Cycle X+2

Cycle X+3

Predic ve M&A

Design M&A

Preliminary RLA

Design RLA

Minimum SDM (%)

PMU [X]

1.4 1.35 1.3 1.25 1.2 1.15

C25 C26 C27 C28 C29 C30

1.1

Figure 2 (right): Comparison of Minimum SDM between Cycle 30 and Previous Cycles.

1.05 1

Figure 3: Left - Revised KKL Feedwater model. Right - Solid Model of the KKG Reactor used to Derive Updated TRACE Component Models.

pared to those obtained for the five preceding

update of the KKG TRACE model was launched.

operated cycles. This indicated that the Cycle 30

The new model will use a three-dimensional VES-

core design would be well in line with recently

SEL component for the reactor pressure vessel. To

operated cycles ([2], [3]) and no particular devia-

do so, a detailed three-dimensional solid model of

tion could be identified. This is illustrated in Fig. 2

the KKG reactor core as well as other regions of the

where a comparison of the cycle minimum cold

primary system has been developed (see Fig. 3).

shutdown margin, reflecting the margin to cold

This solid model was already useful for two aspects

criticality when the highest worth control rod

of the revision work; the exact flow paths of leak-

remains fully withdrawn, is presented.

age and bypass flows in the reactor core were not well understood and the model helped to clarify a

Developement of TRACE plant system models for the Swiss reactors

number of issues. The solid model also provides an

During 2013, a thorough review towards updates

from which updated TRACE models of the various

of the TRACE models for the Swiss nuclear power

components can be derived. Some effort has

plants (NPPs) was initiated for the KKG, KKL and

already been made in this direction and preliminary

KKM plants and following the latest TRACE best

automated approaches for obtaining VESSEL and

practice guidelines. On the BWR side, the update

PIPE components directly from solid model geom-

of the TRACE KKL model was started with focus on

etry have been tested.

exact geometric representation of the KKG reactor

reviewing the steam line and associated control reason for a rather poor performance of the TRACE

Assessment of TRACE code using ITF and STF experiments

plant system response when analysing a turbine

Parallel to the updates of the KKG TRACE model,

trip test conducted at the plant and representing a

work towards an On-Call on Steam-Generator-

typical type of transient included in reload licensing

Tube-Rupture (SGTR) accidents was launched. To

submittals. Progress was however limited due to

that aim, an SGTR experiment referred to as Test-4

lack of sufficient information and discussions were

of the OECD/NEA ROSA-2 project and carried out

therefore undertaken with the plant to address this

at the JAEA/LSTF Integral-Test-Facility (ITF) was

issue. Also, an in-depth review of the feedwater

modeled and analyzed with TRACE. As can be seen

system was carried out, resulting in the updated

in Fig. 4, the results obtained so far show that the

model illustrated in Fig. 3. As for the TRACE KKM

primary and secondary pressure of both loops is

model, a revision of the model for steam line break

captured adequately, providing confidence in the

analysis was completed, ensuring thereby capabili-

TRACE capabilities to simulate such scenarios for

ties to analyze such transients. For PWRs, an

the Swiss plants. Sensitivity analyses are now being

system models. These were identified as the main

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

193

Figure 4: Left- TRACE Analysis of ROSA SGTR Right - Validation of TRACE against Becker Single Rod CHF Test .

Tests 270, 271 & 272: P = 70 bars, G = 1000 kg/m2.s EXPERIMENT TRACE Low Heat Flow flux TRACE Med. Heat Flow flux TRACE High Heat Flow flux

Becker et al., 70 Bars

conducted to determine the optimal nodalization

sidered as necessary. In particular, this code should

to be employed for the KKG simulations. Regard-

allow for BWR applications since it models the

ing experiments aimed at separate-effects, main

liquid water as two separate fields (a liquid film

focus in 2013 was on validating the critical-heat-

attached to the wall and an entrained droplet

flux (CHF) and post-CHF models of TRACE. A series

field), something that could theoretically allow for

of CHF tests selected such as to confine the phe-

BWR dryout predictions based on mechanistic

nomenon to the simplest possible conditions, were

principles. Therefore, during 2013, a first evalua-

analyzed with focus on two aspects: the capability

tion of COBRA-TF for BWR simulations was con-

to predict the correct CHF location and the capabil-

ducted by modelling and analysing the OECD/NEA

ity to predict the right post-CHF wall axial tem-

BWR Full-size Fine-mesh Bundle Test (BFBT) bench-

perature distribution. The results for one of the

mark. For illustration purpose, the results obtained

Becker test are presented in Fig 4. Although not

for case 4101-40 of assembly Type 4 (pressure =

shown there, for most flow conditions, a CHF mul-

7.144 MPa, flow rate = 20.03 t/h, inlet sub-cool-

tiplier had to be applied in order to capture the

ing = 52 kJ/kg and exit quality = 0.70) is presented

correct CHF location. The next difficulty was that

in Fig. 5. There, experimental versus predicted

despite a correct CHF location, TRACE would tend

void distributions are shown as a function of the

to underpredict the wall temperature, sometimes

sub-channel number. When considering the sub-

by up to a few hundred Kelvin. This gives thus a

channels starting from the corners linked diago-

first quantitative indication of the uncertainty level

nally together, it can be observed that the pre-

in TRACE post-CHF predictions.

dicted sub-channel void agrees well with the measurements even in the presence of strong diver-

194

Sub-channel modelling

sion and turbulent mixing. Complementary sensi-

After earlier efforts towards using the PWR FLICA4

tivity analyses confirmed that COBRA-TF would

code for subchannel CHF calculations coupled to

provide satisfactory local void predictions except

3-D core simulations, a migration to the more ver-

for corner and inner subchannels. And a tendency

satile code COBRA-TF was for several reasons con-

for increased spread between measured and calculations was observed at low flow conditions,

Figure 5: Modelling and Assessment of COBRA-TF for BFBT Bundle Experiments.

pointing to the need for further assessment focused on the code models for turbulent mixing as well as void drift coefficients.

CFD methods for safety applications and multi-scale modelling To gradually implement CFD models to estimate complex three-dimensional flow structures required in multi-physics simulations, a validation of the STAR-CCM+ code was performed on the basis of mixing experiments from the ROCOM facility and included as part of the OECD/NEA PKL-2 project. Particular focus was given to two

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 6:

modelling approaches for the turbulent heat flux.

Top – STAR-CCM+ Assessment against PKL2 ROCOM Test – Bottom – STAR-CCM+ Modelling of Pool Boiling for Simplified Heating Device Experiment.

In the first approach, a standard constant value for the turbulent Prandtl number (CTP) was employed while in the second approach, a variable turbulent Prandtl number (VTP) accounting for turbulent local flow conditions was implemented. The results (see Fig. 6) showed that both models would be capable to describe the time-evolution of the temperature field at the core inlet but the VTP approach would be clearly superior in terms of capturing the separation line between two temperature zones that build up in the downcomer due to thermal stratification and mixing. Regarding usage of CFD for multi-scale modelling, an assessment of STARCCM+ for pool boiling was carried out in the perspective of enhancing the TRACE heat transfer models for simulations at very low pressure stagnant flow conditions. This research was conducted with support from a guest scientist invited to the project through an IAEA fellowship program. The study consisted in assessing the latest STAR-CCM+ boiling models for a) full scale representations of passive-containment-cooling-system (PCCS) exper-

Figure 7:

small scale experiments from a simplified heating

1200.0

up device. For the former, no conclusive results could be obtained due to several convergence issues and to the complexity of the PCCS modelling requirements. On the other hand, for the simpler experiment, the obtained results showed a satisfactory performance when comparing against measured temperatures (exp) and previous CFX

30.0

RMS Error [C-E] - PLANT = 14 ppm - CMSYS [ C4 ] = 13 ppm - CMSYS [ C5 ] = 9 ppm

20.0

1000.0

10.0

800.0

0.0

600.0

-10.0

400.0

-20.0

200.0

-30.0

0.0

Differences [C - E] (ppm)

1400.0

Boron Concentra on (ppm)

iments carried out at the PSI PANDA facility and b)

Assessment of CASMO-5 for CMSYS Predictions of Critical Boron concentration of KKG Cycle 30.

-40.0 0

Cycle Burnup (GWD/MT) Measured [E] [C-E]=0

Plant [C] Plant [ C - E ]

CMSYS C4 [C] CMSYS C4 [ C - E ]

CMSYS C5 [C] CMSYS C5 [ C - E ]

solutions. As well, qualitatively correct velocity distributions and void fractions, including void fraction rising trends and void appearance time, were obtained.

considered as remarquable. Also on the PWR side, an assessment of the advanced SIMULATE-5 core

Reactor physics and core analysis methods

simulator was started with focus on evaluating the

During 2013, the transition from the 2-D lattice

effects of the new radial sub-meshing method on

code CASMO-4 (C4) to its successor CASMO-5

pin power calculations. This showed among other

(C5) for the Swiss core models was continued. As

things, a non-negligible impact especially for fresh

part of this, specific emphasis was given to develop

Gd rods as well as MOX assemblies. For BWRs,

a new burnup condensation scheme for the KKG

significant validation activities were carried out to

reactor and to refine the modelling of the aeroball

improve the KKL models and the KKM models

detector system. To illustrate the results, the calcu-

were also brought in-line with the latest operated

lated boron concentration for the latest KKG cycle

cycle. In addition, a study of the void reactivity

modelled in CMSYS is shown in Fig. 7. Compared

coefficient (VRC) was carried out for an ATRIUM

to both C4 as well as to the plant reference calcula-

assembly model. Special emphasis was given to the

tions, the C5 based results provide two significant

evolution of an unphysical behaviour seen in the

enhancements. First, the within cycle variation of

C4 VRC around 70-90% void when using the

the reactivity bias does not show as distinct bur-

ENDF/B-IV based L-Library. When quantifying the

nup-dependant trends. Secondly, the cycle average

VRC evolution as function of gradual changes in

bias (RMS) is now below 10 ppm which can be

CASMO code and associated neutron data librar-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

195

ies, it was confirmed that only the older L-library

captured by the PSI validation so far and available

presents this unphysical behaviour but mainly at

solutions from other organisations have indicated

beginning-of-life (BOL). Reactivity decompositions

the same systematic underprediction of the decay

ratio (DR). Several hypotheses have been investi-

capture and point to library adjustments made for

gated but none could lead to conclusive state-

this reaction in order to render the VRC less nega-

ments regarding this behaviour. Therefore, atten-

tive, something that could have been aimed at e.g.

tion was given to one aspect not investigated in

improving the cycle length predictions in relation

details before, namely the reactivity feedback

to the BWR stretch-out spectral shift operation

under conditions characterized by heterogeneous

phase.

active versus bypass flow conditions. To that aim,

confirmed that this behaviour is guided by

238

the test was re-analysed by applying the standard

Reactor dynamics and stability

code feedback model for such conditions. While

During 2013, the development of the SIMULATE-

this allowed to better capture the resonance fre-

3K (S3K) methodology for BWR stability analysis

quency, it severely aggravated the DR underpredic-

was continued in several areas. First, significant

tion (see Fig. 8). Therefore, a new approach was

progress was achieved for the OECD/NEA bench-

instead developed and tested based on the con-

mark on the Oskarshamn 2 instability event with a

cept to ensure at the initial steady-state conditions,

very close agreement against plant data of the pre-

the same reactivity feedback as the static core

liminary S3K solution. Regarding the Swiss BWRs,

simulator SIMULATE-3. Without any intervention

investigations were continued on the out-of-phase

on any other models or assumptions, this new

regional instability mode that occurred during the

approach, referred to the static heterogeneous

KKL Cycle 7 test. An in-depth analysis of the pre-

feedback reactivity model (SHFRM), allowed to

dicted LPRM responses was performed and allowed

capture the core dynamics with remarquable preci-

to better relate the oscillating versus rotational

sion. Although this approach needs further

behaviour of the core symmetry line to the excita-

research, it is believed to have revealed one even-

tion modes of the neutron fluxes. Bifurcation stud-

tual reason for the long-standing unresolved issue

ies were also carried out, indicating that the

of poor code performance for this specific test.

observed Cycle 7 regional mode corresponds to a been undertaken to couple S3K with modal analy-

Modelling and analysis of fuel rod behaviour during LOCA

sis methods in order to understand more precisely

A post-test analysis of the Halden LOCA Test IFA-

the excitations of the various neutronic modes and

650.13 using a High-Burnup (HBU) fuel sample

the conditions under which these are triggered.

from the KKL plant was carried out as a part of the

Concerning the global stability mode, in-depth

projectâ&#x20AC;&#x2122;s continuous modeling support to the OECD

sensitivity analyses were conducted in relation to

Halden Reactor Project (HRP). These new experi-

the S3K validation for KKL Cycle 10 and special

ments were adopted in order to study new phe-

focus was given to Record 10 during which the

nomena taking place at high burn-up, particularly

core was practically unstable. This has not been

Fission Gas Release (FGR). Similarly as before, the

super-critical Hopf bifurcation. Steps have now

Figure 8: Modelling and Analysis with S3K Analysis of KKL Cycle 10 Record 10 Test.

Predicted Power Response - S3K Analysis 44.5

1.1

Valida on Standard Feedback Model NEW SHRFM Approach

44.0

Calculated vs Measured Stability Characteris cs

1 0.9

43.5

0.8 C/E (-)

Thermal Power (% Rated)

196

43.0 42.5

0.7 0.6 0.5 0.4

42.0

0.3 0.2

41.5 0.0

2.0

4.0

6.0

8.0 Time (s)

10.0

12.0

14.0

16.0

Decay Ra o (-)

Resonance Frequency (Hz)

Valida on - Standard Feedback Model - NEW SHFRM Approach

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 9:

above mentioned test IFA-650.13 was designed by

FALCON/GRSW-A Analysis of HALDEN LOCA IFA-650.13 Burst Test.

PSI using the FALCON code coupled with the GRSW-A model and with the objective to produce a significant ballooning as well as a burst of the cladding. This was effectively achieved when the test was conducted towards end of 2012. Experimental data obtained after the test were used during 2013 for a post-analysis aimed at general code validation but also aimed at verifying findings obtained from the preceding test (IFA-650.12). This shed light on: (1) Axial distribution of LHGR in the fuel rod, in consideration of its reduced length; (2) the fuel-sample specific cladding surface emissivity to precisely calculate the cladding temperature during the experiment; (3) the narrowed down range of calculated damage index for predicting cladding failure during the LOCA; (4) the method for estiby the HBU fuel during the early phase of the LOCA

Assessment of fuel performance codes for PCI/PCMI failures

transient. Regarding Point 3, the mutual evolution

During 2013, STARS continued its participation to

of the calculated Cumulative-Damage-Index (CDI)

the OECD/NEA SCIP-II program to assess the mod-

of the cladding and the rod pressure during the

eling capabilities of FALCON coupled to GRSW-A

pressure reduction phase caused by the ballooning,

for predictions of PCI/PCMI fuel failures. In this

is shown in Fig. 9. It can be seen that the measured

context, analyses of selected ramp tests involving

pressure reduction falls precisely in the range cor-

both PWR and BWR samples were carried out. One

responding to CDI values between 0.5 and 0.7. This

objective was to investigate and discriminate

is well in line with the PSI design recommendations.

effects from ramp and fuel characteristics on

Moreover, a comparison of the measured and cal-

occurrence of fuel failure. The main results are

culated pressure reduction confirms that the clad-

summarized on the left hand side of Fig. 10. First,

ding failure took place rather at a lower limit of

it is observed that a stepwise power ramp mode

critical CDI range, ca. of 0.5. This is also consistent

appears to be more crucial in terms of avoiding fuel

with a value of 0.56 estimated as the CDI at burst

failure than a large peak LHGR because such ramp

for IFA-650.12. An important outcome of the above

mode allows for significant stress and strain relax-

post-test validation of FALCON/GRSW-A is that it

ations during each ramp hold time. Secondly, it

has underlined the key role of an adequate predic-

appears that the ramp rate has a stronger role on

tion of the rod pressure reduction â&#x20AC;&#x201C; relating to the

fuel failure compared to burnup. Third, the ramp

reached maximum â&#x20AC;&#x201C; due to the ballooning until

mode and rate affect the strain rate which is found

cladding burst.

to be determinant regarding the time to failure: a

mating the quantity of fission gases to be released

high strain rate leads to short time to failure and 197

vice-versa. A second objective was to evaluate the performance of the two fuel failure criteria used by

Figure 10: Segments PR-2 Failure

PR-3 NO Failure

BR Failure

High Single Step High Low High Short Short

Low Single Step High Low High Short Short

Low Stepwise Low High Low Very Short

High Stepwise High Low Low Long Very Long

1.49 535.5

1.02 522.7

--506.9

--629.7

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

1.2 1

Ra o (-)

Test Outcome Characteris cs Burnup Ramp Mode Ramp Rate Peak LHGR Strain Rate Time-to-Failure Lasted me with high Stress Failure Criteria Cumula ve Damage Index (-) Peak Hoop Stress (Mpa)

1.4

PR-1 Failure

0.8

Ra o [Calculated / Threshold for 50% Failure Probability] PR-1 PR-2 PR-3 BR

0.6 0.4 0.2 0 Cumula ve Damage Index (-)

Peak Hoop Stress (Mpa)

FALCON/GRSW-A Modelling and Analysis of SCIP-II PWR (PR) and BWR (BR) Ramp Tests.

Figure 11: REFERENCE HETEROGENEOUS MODEL

Boron Reac vity Coefficient Differences Homogeneous Models against Reference Heterogeneous Model HVOI40 / 25 GWD/MT / 200-400 ppm Void= 0% / X=VW Void= 0% / X=VDW Void=25% / X=VW Void=25% / X=VDW Void=50% / X=VW Void=50% / X=VDW Void=75% / X=VW Void=75% / X=VDW

60 Absolute Differences (%)

CASMO Studies of Heterogeneous Boron Distributions across Active and Bypass Zone of BWR Assemblies.

Moderator

Inter-Assembly

Intra-Assembly

BYPASS BYPASS Boron Concentra on

Coolant Ac ve

50 40 30 20 10 0 -10 -20 -30 0.25

0.75 1.25 Bypass/Ac ve Boron Ra o (-)

1.75

ACTIVE Boron Concentra on

FALCON in relation to PCI failures: the Cumulative

a certain threshold will increase the probability for

Damage Index (CDI) method and the Peak Hoop

failure. As the time duration is not accounted for

Stress (PHS) approach.

in the PHS approach, this could partially explain

Although the CDI was found to predict a non-

that more convincing failure probabilities were

negligible failure probability, it remained signifi-

not obtained also with this approach.

cantly lower than the currently applied threshold for 50% probability failure (see Fig. 10, right).

Multi-physics and coupling methodologies

One reason might be that it does not account for

During 2013, an activity was launched to enhance

the strain level and relies only on hoop stresses. A

coupled neutronic/thermal-hydraulic code systems

second difficulty is that it could not be applied to

for situations where the thermal-hydraulic (T-H)

step-wise ramping modes. The PHS approach was

feedback is characterised by very heterogeneous

on the other hand found to predict more consis-

distributions between the active and bypass zones

tent trends with experimental results: lowest fail-

of fuel assemblies. For BWRs, studies with the

ure probability for the rodlet that did effectively

CASMO lattice transport solver were first initiated

not fail (PR-3) and around or above 50% proba-

to evaluate the feedback effects from heteroge-

bility for the ones that failed. However, the stud-

neous 10B concentrations. Several methods to cap-

ies have indicated that not only a low peak hoop

ture this feedback in downstream coupled codes

stress but also a short time duration over a certain

confirmed that a volumetric-density weighting

threshold is critical for survival. Conversely, a high

(VDW) rather than only volume weighting (VW)

peak stress combined with a long duration above

would be adequate to reduce the over or under prediction of the (negative) boron reactivity coef-

198 Figure 12: Comparison of 2-D assembly Average Coolant Density Distributions between TRACE/PARCS and SIMULATE-3.

ficient (BCOEFF). However, for transient time periods during which more boron would accumulate in the active zone, the BCOEFF magnitude will be overpredicted specially for highly voided core regions. On the contrary, if the boron is transported to the bypass before entering the active fuel, the BCOEFF will tend to be less negative. Another main activity was to launch the development of an external coupling scheme for the TRACE/S3K code system. Compared to the existing internal coupling mode, the external mode intends to use S3K for all core physics, i.e. both neutronics and T-H, while TRACE will now handle the T-H only for the system and out-of-core com-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

ponents. Preliminary testing of this new coupling

tivity analysis (S/A) were strengthened and spread

mode has been launched for open public OECD/

across all three main technical areas of the project.

NEA benchmarks and the work remains under

For thermal-hydraulics, a PhD thesis was started

progress. Concerning TRACE/PARCS, a master

with the aim to derive uncertainties in physical

thesis (MSc) project followed by a 3 month intern-

models (e.g. correlations, empirical models)

ship was conducted. During the MSc project,

employed by thermal-hydraulic codes. On the neu-

focus was given to establish and verify on the

tronics side, the development of methods to prop-

basis of the KKL plant, methodologies for 1)

agate half-lives (HL), energy-per-decay (EPD), and

PARCS core model initialization; 2) TRACE stand-

fission yield (FY) uncertainties through the

alone plant system model initialisation; 3) coupled

CASMO-5 code was launched. Although several

TRACE/PARCS model initialization. The follow-up

simplifications and assumptions remain and will

practicum had as objective to resolve or mitigate

need to be gradually tackled, a first application

many of the TRACE/PARCS limitations encoun-

was to evaluate decay heat uncertainties due to

tered during the MSc project. First, a simplification

nuclear data in the context of spent fuel pool

of the CASMO cross-section structure was found

safety analyses. The relative contributions from the

necessary for usage by the PARCS XS model. Sec-

various classes of nuclear data to the decay heat

ondly, a plenum-to-plenum 648 full core TRACE

uncertainty were in this context also estimated

model was developed in order to reduce the large

indicating, as shown in Fig. 13, that the largest

errors in core void fractions caused by lumped

uncertainty contributions come from FYs, indepen-

channel models. This allowed to enhance the

dently of burnup or cooling time. Decay data (HLs,

steady-state TRACE/PARCS solution when com-

EPDs) uncertainties play a non-negligible role dur-

pared to SIMULATE-3 and TIP measurements.

ing the cooling phase but their contributions

However, the unclear treatment by PARCS of

decrease as function of cooling time. And cross-

reflector T/H variables and the limitations in han-

section (XS) uncertainties start to play a role only

dling coupled reactivity effects, did not allow to

for high assembly discharge burnups.

fully resolve the k-eff discrepancies and the power

Another important milestone is that UQ methodol-

distribution errors at the core radial/axial peripher-

ogy development for fuel analyses with FALCON

ies. On the TRACE side, the lack of water rod

was started through participation to the OECD

models in the current KKL model was found to

LWR UAM Phase-2 benchmark (UAM-II). At this

produce a too low bypass flow fraction, produc-

stage, focus has been given to the steady-state

ing thereby a major part of the coolant density

benchmark cases aimed at assessing the impact

differences against SIMULATE-3 (see Fig. 12) and

from model uncertainties (e.g. design, geometry,

leading through this to relatively large power dis-

materials) on fuel temperature predictions. To that

tribution differences.

aim, an interface was developed between FALCON and the URANIE platform selected and installed in

Uncertainly analysis

STARS during the year to serve as general UQ and

During 2013, the STARS activities on methodolo-

S/A platform. On that basis, sampling of uncertain

gies for uncertainty quantification (UQ) and sensi-

model parameters was performed using a Latin

Rela ve Contribu on (%)

Figure 13:

100 90 80 70 60

4 DAYS Step 1 - HL + EPD (Decay Only) Step 1 - HL + EPD (Decay Only) - 128 DAYS Step 1 - HL + EPD (Decay Only) - 365 DAYS Step 2 - HL + EPD (Deple on) - 4 DAYS Step 2 - HL + EPD (Deple on) - 128 DAYS Step 2 - HL + EPD (Deple on) - 365 DAYS Step 3 - XS - 4 DAYS Step 3 - XS - 128 DAYS Step 3 - XS - 365 DAYS Step 4 - FY - 4 DAYS Step 4 - FY - 128 DAYS Step 4 - FY - 365 DAYS

50 40 30 20 10 0 10

Assembly Burnup (GWD/MT)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Nuclear Data Uncertainty Contributions to CASMO-5 Decay Heat Uncertainty.

199

International Cooperation

Figure 14: Pellet OD Clad ID Pellet surface roughness Clad surface roughness Rod fill pressure

1.0 0.8

Fuel density Clad thickness

1.2E-4

1.0E-4

8.0E-5

0.6

6.0E-5

Pellet-clad gap

0.4

4.0E-5

0.2

Pellet-clad gap thickness (µm)

1.2

Sensitivity indecies (filled: first, empty: total)

FALCON/URANIE Estimations of First and Total Sensitivity Indices of Fuel Temperature upon Modelling Uncertainties.

2.0E-5

0.0 0

Burnup (MWd/kgU)

0.0 30

At the international level, the project collaborates with international organisations (OECD/NEA, IAEA) principally as part of working/expert groups as well as through international research programs. Also, the project collaborates with the IAEA for the training of scientists from emerging nuclear countries in the area of LWR safety analyses. The project also collaborates with other research organisations, on the one hand through e.g. EU 7th FP NURESAFE

Hypercube Sampling (LHS) method and the uncer-

project and on the other hand, through bilateral

tainty in predicted parameters was quantified,

cooperation e.g. GRS, CEA, IRSN, Urbana-Cham-

showing for instance, an increased fuel tempera-

paign, Chalmers university. An active cooperation

ture uncertainty as function of burnup. To assess

with the Finnish regulatory body STUK for safety

the contributors to the output uncertainties, a

evaluations related to the GIII/GIII+ EPR is also

global sensitivity analysis approach based on the

being continued and with AREVA, discussions

Sobol method was also tested. Preliminary results,

towards research cooperation on advanced core

illustrated in Fig. 14, indicate that at low burnups,

simulation methods has been started. Finally, close

the gap thickness plays a key role on the fuel tem-

cooperation with code developers and/or providers

perature uncertainty while after gap closure, inter-

is necessary and conducted principally with US

actions between parameters start to jointly con-

NRC (TRACE), Studsvik Scandpower (CASMO/SIM-

tribute to the uncertainty, noting that rod fill pres-

ULATE-3/SIMULATE-3K) and EPRI/ANATECH (FAL-

sure and fuel density are indicated as being mostly

CON).

involved in the interactions. Further research is now on-going to verify these results, in particular regarding differences between first order and total sensitivity indices as some of the differences seen

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

in Fig. 13 at e.g. low burnup could be due to numerics and/or indicate the need for a larger

During 2013, progress was achieved with regards

number of samples.

to most of the goals. In particular, a pilot study on core licensing was completed in order to provide

National Cooperation

independant verifications of the new KKL core loading. Concerning research, a significant milestone was reached by enlarging the development

200

To carry out its research and scientific support

of uncertainty analysis methodologies to all techni-

activities, the STARS project collaborates with ENSI

cal areas of the project, including fuel modelling.

as well as with swissnuclear and NAGRA for opera-

On the education side, three new PhD projects

tional and waste management issues. The project

were launched including uncertainty analysis

also collaborates with other laboratories at PSI,

related to physical models of thermal-hydraulic

among which the Laboratory for Thermal-Hydrau-

codes, development and assessment of advanced

lics (LTH), the Laboratory for Energy Systems Analy-

methodologies for full core 3-D pin-by-pin trans-

sis (LEA) and the Laboratory for Nuclear Materials

port methods and modelling of fuel fragmenta-

(LNM) can be mentioned. Finally, the project is also

tion, relocation and dispersal during LOCA. On the

collaborating with the Swiss federal polytechnic

other hand, some few but important goals could

institutes ETHZ/EPFL for the elaboration and super-

not be achieved. Due to the departure of the

vision of relevant MSc and/or PhD theses as well as

responsible scientists for KKL plant system analysis

for the realisation of courses for the Nuclear Engi-

and sub-channel modelling, the YUMOD On-call

neering Master Program including mainly, «Special

could not be completed as desired and the estab-

Topics in Reactor Physics» and the «Nuclear Com-

lishment of a capability for DNB predictions in core

putation Laboratory» course on reactor simula-

simulations was not launched. On the fuel model-

tions.

ling side, the high priority given to LOCA fuel safety work as well as PCI/PCMI and uncertainty

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

analysis, did not allow to complete the studies on clad-lift-off. Also, the development of a fuel management system (FMSYS) for reference models of Swiss fuel rod designs was not started. For 2014, the main objectives are as follows.

Plant System and ThermalHydraulics

Completion of On-Calls on KKL Fast Pump Run-up Transients and KKG SGTR Transient Consolidate Validation of System Code Thermal Hydraulic Models for CHF Predictions Assessment of Sub-Channel Models for Single and Multi-Assembly Analyses Development of CFD Vessel Model with Coupling Approach to TRACE for a Swiss PWR Validation and Application of CFD Code for Boron Dilution and Coolant Mixing Transients

Core Behaviour and Reactor Physics

Core Analyses for Support to Reload Licensing of the Swiss Reactors Start Transition to SIMULATE-5 for a Swiss Reactor Establishment of nTRACER for Full Core Transport Analyses Modelling and Assessment of 3-D Kinetics Solver for RIA Experiments Development of Methodology for Nuclear Data Uncertainty Propagation to Few-Group Cross-Sections

Fuel Modelling and ThermoMechanics

Review and Verification of KKM Fuel Performance Code Modelling Support to Fuel Safety Experimental programs and Assessment of DIFFOX for Clad Oxygen Diffusion Establishment and Assessment of Falcon V1 Reference Steady-State Methodology for Swiss Fuel Rod Designs Participation to RIA Code Benchmark with Uncertainty Analysis

Multi-Physics Development of COBALT-X towards PWR Full Core LOCA Analyses Development and Assessment of External Coupling Scheme for TRACE/S3K Analyses Continue and Enlarge Participation to OECD/NEA UAM Phase 2 for Bundle Thermal-Hydraulics

Publications

Mathematics and Computations M&C 2013, Sun Valley, USA, May 5–9, 2013

[1]

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

PASSPORT Methodology for the analysis of safety system performance in relation to coupled plant system and containment processes

Author and Co-author(s)

D. Papini, C. Adamsson, O. Zerkak, B. Niceno, H. Ferroukhi, H.- M. Prasser

Institution

Paul Scherrer Institut

Address

CH-5232 Villigen PSI

Telephone, E-mail, Internet address

+41 (0)56 310 4062, Hakim.Ferroukhi@psi.ch http://stars.web.psi.ch

Duration of the Project

January 1, 2010 to December 31, 2013

ABSTRACT

experimental data better than either of the

The PASSPORT project aims at the develop-

two individual codes in the early stage of the

ment and validation of a novel computational

transient. And an additional advantage is that

methodology for the performance assessment

the coupled code system makes available in a

of LWR safety systems during design-basis acci-

single evaluation model the three-dimensional

dents and beyond-design-basis accidents. The

capabilities of GOTHIC for prediction of gas

primary objective is to provide an integrated

distribution in a multi-compartment geometry.

analysis tool for the treatment of interactions

As a last step, the coupled code was applied to

between the primary circuit and the contain-

simulate a postulated Loss-Of-Coolant-Acci-

ment, by developing a numerical coupling

dent (LOCA) using a simplified plant/contain-

scheme between the TRACE (primary system)

ment model representative of Swiss operating

and GOTHIC (containment) codes.

nuclear power plants. This case study involved

During 2013, the validation activities for the

comparing TRACE stand-alone, TRACE with

in-house coupled TRACE-GOTHIC code were

one iteration prescribing the back-pressure

completed. The ISP-42 integral test experiment,

transient from GOTHIC stand-alone, and

Phase B, in the large-scale PANDA facility was

TRACE-GOTHIC coupled instance. With refer-

selected as validation case. Interactions

ence to the selected accident, the differences

between the primary reactor system and con-

were deemed between minimal and negligible.

tainment were identified in the activation of

However, these results were obtained based on

the passive emergency cooling system and rel-

simplified representations of the various com-

ative feedbacks on the gas distribution in the

ponents and systems. Therefore, a confirma-

drywell compartment. For an objective evalua-

tion of these findings would truly require pro-

tion of the added-value of the coupling, the

ceeding with a more detailed coupled model.

same experiment was simulated using stand-

Furthermore, it is considered likely that further

alone versions of the two codes and models,

improvements of the coupled simulation could

and compared with the coupled code solution.

be achieved after implementation, with the

Despite the large uncertainty associated with

coupled model now available, of the recircula-

the initial conditions of this particular experi-

tion cooling mode between containment sump

ment, the TRACE-GOTHIC coupled code was

and the safety injection system of the primary

proven to reproduce the pressure transient

circuit. As the project is now being completed,

with an accuracy that matches the results

these studies are not planned to be conducted

obtained with the TRACE and GOTHIC codes

but could be part of further research related to

used separately. As a matter of fact, the cou-

advanced coupled plant/containment method-

pled code was found to be able to simulate the

ologies and analyses.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

203

Project goals

where interactions between primary coolant/containment systems are mainly driven by physical

The PASSPORT project was launched as a joint

phenomena. As a last step, the applicability of the

research activity between ENSI and the Paul Scher-

coupled methodology for safety analyses of the

rer Institut (PSI) and involves a technical collabora-

nuclear power plants operating in Switzerland

tion between the STARS project at the Laboratory

(Gen-II) was investigated.

for Reactor Physics and Systems Behaviour (LRS)

For 2013, the specific objectives of the project

and the Laboratory for Thermal-Hydraulics (LTH).

were as follows.

The PASSPORT activities aimed at the development

Conclusion and scientific publication of the vali-

and validation of a novel computational methodol-

dation activities for the coupled system/contain-

ogy for the performance assessment of LWR safety

ment code by using data from the PANDA ISP-42

systems during design-basis-accidents and beyond-

integral test experiment.

design-basis accidents. One foreseen advantage of

Exploration of additional experimental tests and

this methodology is to allow for a more advanced

analyses to enlarge the validation basis as well as

modelling and thereby more accurate simulations

of supplementary capabilities for the coupling.

of accidents involving weak to strong interactions

Simulation of a postulated accident in a Swiss-

between the primary coolant circuit and the con-

like nuclear power plant using the coupled code

tainment. As this might be relevant not only for

and an ad-hoc demonstrative GOTHIC model of

safety analyses of current operating Gen-II reactor

the containment.

types but also in order to bring forward the state-

This report presents the status and progress

of-the-art in this area for the analysis of Gen-III/III+

achieved during 2013 in relation to the above

concepts, especially those relying on passive sys-

objectives and depicts the outcome and achieve-

tems, the underlying principle is to achieve a com-

ments of the whole project.

prehensive and generic methodology for a wide range of applications. Thus, the primary objective is to develop a numerical coupling scheme between the best-estimate state-of-the-art codes TRACE for

Work carried out and results obtained

1-D system analysis and GOTHIC for 3-D contain-

Figure 1: PANDA facility: vessel layout (a) and configuration for Phase B of ISP-42 (b).

ment behaviour. The second and complementary

Definition of the target scenario

objective is to validate this methodology on the

Advanced Light Water Reactors (ALWRs) with pas-

basis of available integral and/or separate effect

sive safety systems, which rely on relatively weak

test experiments, with special emphasis on tests

gravity and buoyancy forces, exhibit a higher

204

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Gas Temperature

Lower drum

Pipe group 4

Pipe group 3

Pipe group 2

100 C

Vent line

Upper drum

140 C

Lower drum

Example from the TRACE model of the simulated flow and temperature distribution pattern in the PCC for normal operating mode (a) and for recirculatory flow (b).

Pipe group 4

Upper drum

140 C

Pipe group 1

100 C

Feed line

499.4s

Pipe group 1

Gas Temperature

Figure 2:

Pipe group 3

Feed line

483.1s

Pipe group 2

Vent line

Drain line

degree of interaction between the primary system

with the objective of comparing the capabilities of

and the containment compared to reactors with

the two codes in simulating one typical cooling

traditional active safety systems. In order to accu-

system. The Passive Containment Cooling System

rately simulate the effects of the containment pres-

(PCCS), which in the ESBWR design consists of pas-

sure on the primary system behaviour it becomes

sive condensers submerged in a boiling pool on

necessary to couple the system and containment

top of the containment, was studied. TRACE and

codes and execute them as a single model. Then,

GOTHIC have been independently assessed on a

the availability of an appropriate integral test is a

variety of phenomena characterizing the primary

necessary step to perform the code assessment.

side of the condenser (condensation of steam in

The PANDA facility at PSI [1] has been identified as

vertical tubes, with and without non-condensable

the premiere source of assessment. In particular,

gas) and the secondary side (subcooled pool boil-

the ISP-42 integral test series â&#x20AC;&#x201C; investigating the

ing). The code assessment made use of separate

overall performance of the ESBWR passive concept

effect test data, available from the series of the

â&#x20AC;&#x201C; was considered as a suitable validation option.

B-tests [2].

Interactions between primary reactor system and

The PCC systems are designed to remove the decay

containment have been identified in the ISP-42

heat from the containment, following an accident

Phase B, including the activation of the passive

where the RPV is depressurized. They rely on the

emergency core cooling system GDCS (Gravity

condensation of steam in the steam-air (or steam205

Driven Cooling System) and the effects of the discharge of subcooled water into the RPV (Reactor Pressure Vessel). The GDCS injection, passively triggered when the hydrostatic head wins the pressure difference between RPV and containment, is the most typical example of such coupled phenomenology. Figure 1 shows a 3-D sketch of the PANDA facility and the configuration used for Phase B of ISP-42.

Pre-studies on the PANDA facility As previously reported, pre-studies on the PANDA facility were carried out with stand-alone calculational models developed with TRACE and GOTHIC

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 3: Comparison of the experimental wall temperatures in case of pure steam and heavy (air) and light (helium) non-condensable gas.

nitrogen) mixture, which transfers the residual heat

upper part of the PCC pipes and induce a circula-

to the water of the external pool and, from there,

tory flow pattern (Figure 2). This different mode of

to the environment. Performance of the PCCS in

operation of the PCC is likely to be less efficient

presence of light gas (hydrogen, simulated by

than the normal operation mode. The degradation

helium) must be considered to account for postu-

of the heat transfer due to accumulation of non-

lated accidents with core heat-up.

condensable gas is made evident by the outer wall

The studies showed that both codes were able to

temperatures (Figure 3). It is shown that in case of

achieve fair agreement with experiments. The

helium the degradation is more localized and

GOTHIC containment code could be applied to

occurring in the centre and at the top (heat trans-

simulate passive safety systems with pipe geometry

fer deterioration from simulations occurs instead

and related phenomena, such as natural circula-

primarily in the lower part of the tubes). This can

tion in a two-phase loop. As concerns the perfor-

be seen as an indication that the flow pattern

mance of the PCC (namely, heat transfer degrada-

might have reversed in the experiments in a way

tion due to non-condensable gas), the GOTHIC

that was not captured by the models.

model generally predicted the overall performance general trends were well predicted by both codes.

Development of a numerical coupling between TRACE and GOTHIC

The pool boiling model of TRACE (Gorenflo corre-

The coupled code has been based on TRACE ver-

lation [3]) was proven to perform better than the

sion 5.0, patch 2 [5] and GOTHIC version 7.2b [6].

model of GOTHIC (Chen correlation [4]).

The coupling allows the two-phase mixture as well

More insight – considered for publication – has

as non-condensable gases to flow from the domain

uncovered another issue that helps to explain

of one code into the domain of the other at an

some discrepancies between models and experi-

arbitrary number of coupling points. Each code

ments. Whereas the experiments showed that the

treats the coupling points essentially as boundary

«light» gas helium has a larger impact on the PCC

conditions that are continuously updated based on

performance, both GOTHIC and TRACE models

data provided by the other code. This principle

have predicted an opposite behaviour (i.e., less

minimizes the ingress that has to be made into the

degradation of the heat transfer with same molar

codes as the implementation is restricted to the

fraction of helium compared to «heavy» gas air).

boundary conditions without modifying the actual

These results have been interpreted in view of the

equation solvers of the codes.

pre-study indicating that the light gas (helium),

During 2013, the coupling scheme and its imple-

due to buoyancy force, may accumulate in the

mentation were verified in several steps, starting

better than the TRACE model even though the

Figure 4: TRACE-GOTHIC model of the PANDA facility and coupling points.

206

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

from small GOTHIC models involving various

The stand-alone analyses on the Phase B of the

lumped and subdivided volumes and connected by

ISP-42 have shown that this particular experiment

one or more junctions. Liquid, vapour and non-

is highly sensitive to the initial concentration of air

condensable gases were made to pass through

in the DW (DryWell), which was, unfortunately, not

these junctions by means of gravity, initial pressure

measured with sufficient accuracy in the experi-

differences or forced by connecting a flow bound-

ment. The validation was hence conducted by

ary condition to one or more of the volumes. The

varying this parameter within a reasonable range

results were satisfactory, as also by partially repeat-

(from 1 kPa to 10 kPa air partial pressure), in order

ing the study published previously. The validation

to assess the sensitivity.

results were finally based on the simulation of the

The time evolution of the DW and wetwell pres-

ISP-42, Phase B, integral test as described next.

sure is the most significant parameter for safety

Figure 5: ISP-42 Phase B DW pressure transient simulated with TRACEGOTHIC code compared with TRACE 5.0 patch 1 (a), TRACE 5.0 patch 2 (b) and GOTHIC ver.7.2b (c). Plot (d) shows the early phase, just after GDCS injection.

considerations. The simulated and experimental

Validation results for the TRACE-GOTHIC coupled code

DW pressures are shown in Figure 5. As a refer-

The validation case has been simulated first with

versions of TRACE and GOTHIC are shown with

TRACE and GOTHIC used separately and then in a

1 kPa and 10 kPa of initial air pressure. The band

coupled mode. When using the coupled TRACE-

formed by the two simulations with different air

GOTHIC code, the model of PANDA was parti-

pressure may be regarded as an uncertainty related

tioned so that each code was used where its mod-

to the incomplete knowledge of the initial air pres-

els were deemed most appropriate, as depicted in

sure. The stand-alone analyses, as well as the cou-

Figure 4. The PCCS was modelled in GOTHIC

pled calculation, have been used to corroborate a

according to the outcome of the aforementioned

physical interpretation of the highlighted sensitiv-

studies. In total seven coupling points between the

ity. The amount of the pressure reduction in the

TRACE and GOTHIC models were introduced,

DW is related to the time the PCCS stays active

namely in the three PCCS drain lines, the two main

after the steam source has vanished and this time

steam lines and the GDCS pressure equalization

is determined by the rate of accumulation of air in

lines.

the PCCS. With a small concentration of air in the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

ence, the results of simulations using stand-alone

207

DW the PCCS takes longer time to shut down and

of boiling (via the saturation temperature). All in

hence the pressure reduction is larger. The pressure

all, the pressure is thus a fundamental parameter

transient in the system is also influenced by the

of this system as it is coupled to many different

initial fast loss of pressure induced by the prompt

aspects of the transient but can, unfortunately, not

condensation when the cold water from the GDCS

be predicted with any great accuracy.

enters the RPV and quenches the boiling. This

The main motivation to simulate the containment

effect was, specifically, better predicted using

with GOTHIC rather than a simpler lumped param-

TRACE 5.0 patch 2 compared to earlier version

eter model is to better capture the distribution of

patch 1 (compare Figure 5-(b) with Figure 5-(a)),

various gases in the containment vessel. The pres-

thanks probably to some change in the heat trans-

ent experiment is known to be very sensitive to the

fer models. Therefore, the coupled code (using

presence of air in the DW and, during this tran-

TRACE 5.0 patch 2 for the RPV) predicts the early

sient, air is released back in the DW following any

phase of the transient better than the stand-alone

VB (Vacuum Breaker) opening (when DW pressure

GOTHIC code (Figure 5-(d)). The pressure behav-

decreases below wetwell pressure). An example of

iour affects also the predicted time of resumption

the 3D distribution of air as calculated by GOTHIC

Figure 6: Distribution of air (molar fraction) in the two drywells resulting from the opening of VB, as predicted by GOTHIC 3D model.

Figure 7: 208

Axial air profile in DW1 from TRACE and coupled code calculations compared with measurements.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 8: GOTHIC demonstrative model for a large dry PWR containment.

profiles in DW1, as calculated with TRACE and the

Application of the coupled code to LOCA simulation in a nuclear power plant

coupled code, are compared with the experimental

The TRACE-GOTHIC coupled code was finally used

profile in Figure 7. It must be noted, however, that

to simulate a Loss Of Coolant Accident (LOCA) for

the predicted amount of air in the DW depends on

an operating Gen-II reactor [7]. A PWR system was

the time the vacuum breaker stays open (strongly

selected and to that aim, a demonstrative contain-

dependent on initial air concentration); hence, just

ment model was developed to represent the essen-

qualitative observations could be made. After the

tials of a large dry PWR containment (Figure 8). The

VB opening the experiments indicate that most of

containment model was adapted to match with

the air entering from the wetwell (WW) stays close

the TRACE model of a reference PWR plant [8] (it

to the bottom of the DW. The coupled code (using

turned out to be crucial to add a Refueling Water

GOTHIC for the DW), on the other hand, predicts a

Storage Tank (RWST) as water source for the spray

more uniform distribution, whereas the profile pre-

injection during the early blowdown phase).

dicted by TRACE (1 kPa initial air pressure) shows

The investigated sequence is a Medium Break

some stratification. In the late stage, however, all

LOCA (MBLOCA) with failure of the recirculation

air is expelled from the DW when the boiling in the

cooling. It is assumed that the operator fails to

RPV resumes. This is well predicted by GOTHIC

align the Safety Injection System (SIS) from the

while TRACE predicts that some air remains at the

RWST to the containment sump (the same should

bottom in contradiction with experimental data.

apply for the spray system). Therefore, when the

The whole validation results are planned for jour-

RWST is empty, the SIS stops, cooling of the core is

nal publication in 2014.

not possible anymore and core damage takes place

is shown in Figure 6. The axial air concentration

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 9: Primary system response from TRACE stand-alone, two-step and coupled code calculations: level in RPV (a) and primary pressure (b).

209

Figure 10: Final assessment of coupled code calculations for a G-II system: primary system (a) and containment (b) response.

the transient as a result of a conservatively high back-pressure calculated with GOTHIC by disabling the active safety in the containment (sprayers and fan cooler). On the whole, the coupled code proved to be sufficiently robust to simulate an entire LOCA in a Gen-II system (most challenging phase is the blowdown, due to high pressure difference among the two sides of the break). Nonetheless, some problems related to the coupled code were identified. The choked flow model in TRACE was often a disturbing issue in the simulations (independently of

the coupling) – by unrealistically enlarging the loss of coolant (Figure 10-(a)) – as well as numerical disturbances were affecting the prediction of the blowdown peak occurrence (Figure 10-(b)). The effectiveness of the coupled code should be tested on a longer-term scale, where the situation here depicted might change (it is needed a lower pressure on the primary side to make effective the influence of the containment pressure). One foreseen continuation of the work could be the implementation of the sump recirculation mode with the coupled code, to assess the influence of thermal stratification in the sump on the ECCS perfor-

Figure 11:

mance (Figure 11).

Illustrative behaviour of temperature in containment sump.

National Cooperation The project has been carried out in a close collaboration between the Laboratory of Reactor Physics and Systems Behaviour (LRS), the Laboratory for Thermal-Hydraulics (LTH) and ENSI. The lessons learned from the project are expected to promote synergies with the Swiss federal polytechnic institutes ETHZ/EPFL, through the preparation and super-vision of MSc and PhD theses. 210

(the accident turns into a severe accident with fuel cladding temperature rising) [8].

International Cooperation

The same case was repeated with TRACE standalone (constant atmospheric pressure as boundary

The application of TRACE-GOTHIC to a Gen-II sys-

condition), TRACE two-step analysis (containment

tem has been performed by organizing the MSc

pressure transient calculated with the GOTHIC

thesis work (4 month internship) for a student

model as boundary condition) and a TRACE-

coming from École Centrale Paris and enrolled in

GOTHIC coupled instance. Coupled phenomena

the European Master in Innovation in Nuclear

were investigated on the response of the primary

Energy (EMINE) program.

system by comparing the coolant level in the core and the primary pressure transient (Figure 9). The difference between the several approaches was minimal and deemed negligible. The two-step case predicts a slightly higher level in RPV at the end of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

Publications D. Papini, C. Adamsson, M. Andreani, and H.-M.

The main goals for 2013 and for the whole project

Prasser. Assessment of GOTHIC and TRACE codes

were achieved as follows. First, the benchmark of

against selected PANDA experiments on a passive

GOTHIC and TRACE on the simulation of different

containment condenser, Submitted to Nuclear

PANDA experiments has led to a good understand-

Engineering and Design.

ing of the capabilities and limitations of the two

C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, and H-M.

codes and thus hinted at the potential comple-

Prasser. Simulation of International Standard Prob-

mentarities in a coupled configuration. Then,

lem ISP-42 Phase B using In-House Coupled Code

TRACE and GOTHIC have been successfully cou-

GOTHIC-TRACE, in Proceedings of the 15th Inter-

pled (fully explicit coupling scheme with synchro-

national Topical Meeting on Nuclear Reactor Ther-

nized adaptive time steps) and the coupled code

mal-Hydraulics (NURETH-15), Pisa, Italy, May

has been validated against the ISP-42, Phase B

12–17, 2013.

experiment. The simulation with coupled TRACE-

D. Papini, C. Adamsson, M. Andreani, and H-M.

GOTHIC permitted to corroborate a physical inter-

Prasser. Simulation of International Standard Prob-

pretation drawn on the high sensitivity of the

lem ISP-42 Phase B using the Containment Code

selected transient to initial conditions, as well as it

GOTHIC, in: Proceedings of the 15th International

was useful to better simulate the early stage. The

Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydrau-

3-D capabilities of GOTHIC can be exploited to bet-

lics (NURETH-15), Pisa, Italy, May 12–17, 2013.

ter capture the distribution of various gases in the

C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, and H.-M.

containment. The coupled code facilitates an inte-

Prasser. Simulation of ISP-42 experiment with

grated analysis of the primary reactor system and

TRACE-GOTHIC coupled code, To be submitted to

the containment and, finally, was exploited to

Nuclear Engineering and Design.

build a single evaluation model for LOCA simula-

A. Gairola. Application of coupled GOTHIC-TRACE

tion in a Gen-II nuclear power plant. With refer-

codes for the simulation of a postulated LOCA in a

ence to the selected accident, the coupled code

nuclear power plant, M.Sc. Thesis, EMINE – Euro-

has performed as the system and containment

pean Master in Innovation in Nuclear Energy, Sep-

codes applied separately and sequentially (one

tember 2013.

iteration). Recommendations for future work are as follows. Extension of the capabilities of the coupling, by

References

implementing a thermal coupling (via heat structures) and a better treatment of the droplet field

[1] D. Paladino and J. Dreier, PANDA: A Multipur-

in the GOTHIC coupled instance.

pose Integral Test Facility for LWR Safety Inves-

Extension of the LOCA simulation to a longer

tigations, Science and Technology of Nuclear

term, by implementing a recirculation line

Installations, vol. 2012, no. ID 239319, 9 pp.,

between containment sump and the ECCS and

2012.

simulation of respective coupled phenomena.

[2] J. Dreier, N. Aksan, C. Aubert, O. Fischer,

As the project is now being completed, the above

S. Lomperski, M. Huggenberger, H.J. Strass-

studies are not planned to be conducted but could

berger, V. Faluomi, and G. Yadigaroglu, PANDA

be part of further research related to advanced

test results and code assessment for investiga-

coupled plant/containment methodologies and

tions of passive decay heat removal from the

analyses. Therefore, the main objectives for 2014

core of a BWR, in Proceedings of the 6th Inter-

are to complete the remaining scientific publica-

national Conference on Nuclear Engineering

tions and the project report.

(ICONE-6), San Diego, CA, USA, May 10–14, 1998. [3] D. Gorenflo, Pool Boiling in VDI-Heat Atlas, VDI-Verlag, Dusseldorf, Germany, 1993. [4] J.C. Chen, Correlation for Boiling Heat Transfer to Saturated Fluids in Convective Flow, I&EC Process Design and Development, vol. 5, no. 3, pp. 322–329, 1966.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

211

[5] US NRC, TRACE V5.0 Theory Manual: Field Equations, Solution Methods, and Physical Models, Version 5.0, 2009. [6] T. George, S. Claybrook, L. Wiles, and C. Wheeler, GOTHIC Containment Analysis Package, Technical Manual, Version 7.2b, NAI 8907-06 Rev 17, Electric Power Research Institute (EPRI), Numerical Applications, Inc. (NAI), March 2009. [7] M. Hoffmann, U. Schittek, U. Gall, and M.K. Koch, Simulation of LOCA within a German BWR Containment with the Coupled Version of ATHLET-COCOSYS, in Proceedings of the 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (NURETH-14), Toronto, Canada, September 25–30, 2011. [8] T.W. Kim, V.N. Dang, M.A. Zimmermann, and A. Manera, Quantitative Analysis of Effect of Power Uprate on Core Damage Frequency of MBLOCA, in Proceedings of the 8th International Topical Meeting on Nuclear ThermalHydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8), Shangai, China, October 10–14. 2010.

212

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

LINX Thin liquid film dynamics in a condensing and re-evaporating environment

Author und Co-author(s)

D. Paladino, J. Dupont, W. Bissels, G. Mignot, H.-M. Prasser

Institution

Paul Scherrer Institut (PSI)

Address

CH-5232 Villigen PSI

Telephone, E-mail, Internet address

+41 56 310 43 73, domenico.paladino@psi.ch

Duration of the Project

2010â&#x20AC;&#x201C;2014

ABSTRACT

buffer tank, etc. to operate the temperature

Within the LINX project, liquid film dynamics

controlled plates for liquid film characteriza-

under the effects of condensation and

tion, iii) training of PhD candidate at IRSN

re-evaporation phenomena is investigated

(France) to learn the use of the ASTEC code; iv)

experimentally and analytically. The main activ-

test campaign for the calibration and valida-

ities performed in 2013 include: i) completing

tion of infrared techniques against wall mesh

the upgrading of LINX facility (e.g. new control

sensor (ETHZ) and cold neutron measurement

systems, optical access for flow visualization,

(ICON); v) the PhD candidate (Julien Dupont)

certification, etc.; ii) construction of the remain-

has written a publication (NURETH-15) based

ing components e.g. auxiliary systems, coolant

on the activities iv).

213

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Project goals

the original LINX control system was removed and a new PLC system was implemented. The new

Steam condensation, thin liquid film formation,

SIMATIC system allows for the control of both the

and re-evaporation are phenomena which take

original LINX modules and the new implemented

place during the evolution of postulated accidents

ones for the temperature controlled plates. This

in LWR containment. The research activities carried

work was completed in 2013. In addition, the con-

out in various projects devoted to the safety of

trol system was improved to meet the current

nuclear power plants, e.g. OECD/NEA SETH, OECD/

safety standard for pressurized facility with hard-

NEA SETH-2, EURATOM-ROSATOM ERCOSAM-

ware and software interlocking devices. The cur-

SAMARA projects, etc. have shown that a correct

rent status is the testing/verification of the indi-

prediction of these phenomena is of paramount

vidual function/modules of the new control sys-

importance for the prediction of temperature in

tem.

the various regions of the containment during a

Also the optical accesses needed for the use of IR/

LOCA scenario and gas mixture composition

NIR cameras and the related light sources were

(hydrogen, air, steam) predictions and containment

installed.

pressure evaluations during a severe accident sce-

Finally, the safety assessment of LINX facility was

nario.

conducted and new certification is ongoing.

Toward the end of 2010, PSI, IRSN and ENSI have retical and experimental investigations, with the

Construction of components for the LINX facility

main goal to advance the knowledge on liquid film

The use of LINX facility for the present project

dynamics in a condensing and re-evaporating envi-

required the design, construction and implementa-

ronment [1].

tion of additional components, namely e.g. the

launched the LINX project, which combines theo-

temperature controlled plates (i.e. surface for the

Work carried out and results obtained

liquid film characterization), related auxiliary systems and instrumentation. In 2013, the design and construction of these components was completed. The current status is the assembling of these com-

LINX facility upgrading and safety certification

ponents in LINX, which is foreseen to be completed

The LINX facility was upgraded with the substitu-

of the new auxiliary loop used for the temperature

tion of some existing components. For instance,

controlled plate is planned for January 2014.

by the end of 2013 (Figure 1). The commissioning

Figure 1:

214

3-D Rendering of the newly implemented components in LINX: the cooling loop system outside the vessel and the cooling plates set up inside the vessel.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 2: ASTEC application to LINX and targeted models to be evaluated.

Training in Fontenay aux Rose and familiarization with the ASTEC code ASTEC is one of the major advanced computa-

Experimental test campaign for calibration and validation of the Near Infrared (NIR) technique

tional tools used for the analysis of postulated

The Near InfraRed FILm thickness MAPping tech-

severe accidents. Activities on the assessment and

nique (NIR-FILMAP) is being developed and will be

development of ASTEC are integrated in the LINX

used for the first time (up to the author’s knowl-

project, in particular for the treatment of liquid film

edge) to investigate liquid film behavior. The tech-

dynamics associated with condensation and re-

nique allows for 2D thickness mapping of films

evaporation phenomena. As a first step, the PhD

developing on a temperature controlled wall in a

candidate spent in 2013 a period at IRSN (France),

non-intrusive way. The measurement can be per-

where, with the support of IRSN’s experts, he has

formed in a pressurized steam rich environment

gained familiarity in the use of the ASTEC code and

with the presence of heat and mass transfer

its physical models (e.g. condensation, re-evapora-

between the film and its surrounding. At a dis-

tion, etc.) of interest for the LINX project. After

tance of approximately 1 m from the wall surface,

completion of the near infrared measurement

a 20 cm x 16 cm field of view is covered by the

technique validation campaign, ASTEC can be

optical set-up. The sub-millimetric (0.6 mm) spatial

used to support the refinement of the test matrix

resolution provides valuable data to study multi-

for the experimental campaign in LINX. The PhD

scale flow structures and partitioning between wet

candidate will continue the modeling activity by

and dry surfaces. A frame rate of at least 100 fps

implementing new parts of ASTEC-CPA at the view

can be achieved. This allows for a temporal analysis

of the experimental results.

of the 2D flow pattern evolution. In order to vali-

Figure 2 shows an example of zones discretization

date the measurement technique and to assess the

for the LINX facility. In particular the «Drain wall

accuracy of the method, the PhD candidate has

model» and the symmetry of the Stephan law for

developed a calibration procedure for the NIR tech-

condensation and evaporation have to be tested.

nique and conducted two experimental test cam-

The model to be developed will focus on those two

paigns. Part of the results was already presented at

particular points of the ASTEC code. Depending on

the international NURETH15 conference [2].

the results from the experimental campaign in LINX

The first test campaign (ETHZ) focused on time

these models will have to be adapted, corrected or

resolved measurements with a comparison

modified. Also, it should be pointed out, that

between the NIR measurements and the one

model improvements based on LINX results could

obtained with a conductance-based multi elec-

be made also in other computational tools e.g.

trode liquid film sensor (LFS). The measurements

GOTHIC (which is used at PSI for containment

were performed outside of the LINX facility and

safety analysis) and CFD codes.

under adiabatic conditions. Data were recorded

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

215

Figure 3:

Reflected light intensities were measured for differ-

Experimental set-up.

ent thicknesses ranging from 100 µm to 2100 µm with an increment of 100 µm. The average intensities taken over the area covered by the electrodes of the LFS were fitted according to the Beer-Lambert law and the calibration parameters extracted as shown on Figure 5. A reference target with constant reflection coefficient was placed on the side in the field of view in order to correct for potential time variations of the light source strength. As a result the fluctuations of the light source are cancelled out when the intensity measurements are taken relatively to the reference target. During the

Figure 4:

calibration procedure a dry plate measurement

Calibration device.

Idry,cal was performed and corrected taking into account the influence of the window. Finally the calibration points were normed to the corrected dry plate intensity Idry,cal,corr which was set to 1. The dry plate correction factor Kdry is one of the parameters resulting from the calibration. It represents the offset observed between dry and wet surfaces. µ is the absorption coefficient of the water according to the selected wavelength (1632 nm). A constant was added in the fitting equation which accounts for the remaining parasitical light.

Figure 5:

For the comparison test, a wavy film flow was cre-

Calibration result obtained for the LFS’s surface.

ated on the LFS’s wall by spreading water at the top of the surface, above the measuring zone. As a first step towards the determination of the film thickness, the transmittance image Γ is obtained by dividing the current flow measurement intensity I by the dry surface measurement intensity, Idry. The parameters from the calibration are then used to compute the thickness mapping. An algorithm was developed to remove a significant part of the noise coming from the poor homogeneity of the surface reflectance. The different processing steps are pictured on Figure 6. The dashed red square corre-

216

with both methods simultaneously such that time

sponds to the area covered by the electrodes. The

frames from both sides correspond.

pattern formed by the electrode is visible on a) and

Figure 3 shows the experimental set-up as mounted

b) and is cancelled out through the division when

for the experimental campaign at ETHZ. The opti-

the transmittance is computed (shown in c). The

cal assembly is facing and is oriented normally to

fitted calibration parameters obtained previously

the LFS surface. The light source has been shielded

were used to infer the film thickness mapping from

to avoid parasite light coming from the multi-

the transmittance image shown in d).

reflections occurring on the lenses and holders.

While the NIR-FILMAP technique maps the film

The dedicated calibration device (Figure 4) using a

thickness on the entire field of view, the LFS mea-

window driven by micrometer screws was used

surement is restricted to the zone where electrodes

successfully. The gap between the window and

are present. For qualitative comparison between

sensor surface could be controlled with accuracy.

the two measurement methods only the common

Special sealing mounted around the window could

measuring zone is considered. The liquid film thick-

confine the flowing water such that the gap was

ness mapping obtained with the FILMAP technique

continuously and entirely filled with water.

and the LFS are depicted on Figure 7 a) and b),

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

respectively, where the correspondence can be

time profiles c) and d) each corresponding to one

qualitatively evaluated. Major flow structures such

pixel are plotted for the locations marked by a

as primary waves are recognisable on both pic-

green ellipse. Very good agreement is observed in

tures. Thanks to the higher spatial resolution the

the bottom region of the field of view where larger

FILMAP technique perceives secondary waves with

wave have developed. In the centre of the field of

finer structures occurring between the primary

view, complex structures with higher spatial fre-

waves. Those fine structures are not captured with

quencies were observed which leads to a higher

the LFS. For quantitative comparison the spatial

deviation c). On one hand, it is assumed that the

resolution of the FILMAP technique was lowered in

LFS reaches some limitation related to the small

order to match the LFS resolution, Figure 7 c).

scale structure. On the other hand, increasing sur-

Equivalent spatial and time resolutions allow for

face angles lower the transmittance value, which

spatial and time profile comparisons as shown on

leads to an overestimation of the film thickness

Figure 8.

measured with the NIR-FILMAP.

The two spatial profiles a) and b) taken vertically

Based on those first encouraging results the valida-

along a row of pixels from the top to the bottom

tion of the measurement technique will be com-

side of the field of view correspond to the two red

pleted with the results obtained during the second

dashed line drawn on Figure 7 c). Similarly, two

test campaign. In the second phase, a comparison

Figure 6 (left): Processing steps towards the thickness mapping.

Figure 7 (right): NIR-FILMAP and LFS qualitative comparison and spatial resolution matching.

Figure 8: Spatial and time profiles: quantitative comparison for selected vertical lines and points.

217

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 9: TC array heat flux sensor and connection diagram.

with cold neutron imaging was performed on a

National Cooperation

sandblasted aluminium surface. All results obtained so far in adiabatic conditions allow a more com-

The LINX project is carried out with the national

plete validation and also the assessment of the

participation of ENSI. The ETHZ is the hosting insti-

measurement accuracy.

tution for the PhD program and provides the supervision (Prof. Horst-Michael Prasser). In 2013

Instrumentation

the PhD student has used the ETHZ experimental infrastructures for the specific task to assess/calibrate the NIR technique, (which is the key-instru-

Three heat flux sensors (Figure 9) with final design

mentation technique within the LINX project to

have been manufactured and tested and are now

assess the thickness of the liquid film) using as ref-

ready to be inserted in the temperature control

erence ETHZ-developed 2-D liquid film sensors [3]).

plate. The challenge of inserting three thermocouples in 0.8 mm capillary to measure both the temperature gradient below the plate surface and the

International Cooperation

absolute temperature was accomplished. With a 218

dedicated calibration, the heat flux can be mea-

The LINX project benefits also from the participa-

sured and the plate surface temperature extrapo-

tion of IRSN (France), which provides support/

lated.

review to the overall project and in particular for the part related to the development of a module of

Publications

the numerical ASTEC code for the modeling of condensation and re-evaporation in the containment. In 2013 the PhD student has spent a period

The PhD student has written a publication

at IRSN for training and gaining familiarity in the

(NURETH-15) based on the above activities [2].

use of ASTEC. Finally, the LINX project research

The writing of an additional publication in a peer

topic has synergies with the ongoing EURATOM-

reviewed journal is ongoing with submission

ROSATOM ERCOSAM-SAMARA projects (2010â&#x20AC;&#x201C;

planned at the beginning of 2014.

2014), which see the participation of several European, Russian, Canadian and American Organizations and for which PSI is the Project Coordinator, and with the OECD/NEA HYMERES project (2013â&#x20AC;&#x201C;

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

2016), in which PSI and CEA are the two Operating

References

Agents with experiments respectively in PANDA and MISTRA facilities.

[1] D. Paladino, J. Dupont, G. Mignot, M. Andreani, «LINX Thin liquid film dynamics in a con-

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

densing and re-evaporating environment», ENSI Research report 2011, ENSI-AN-7871, ISSN 1664-3151, pages 219-228; ENSI Research Report 2012, ENSI-AN-8301, ISSN

The PhD student has written his first scientific pub-

1664-3178, pages 215-224.

lication [3], which he presented at the NURETH-15

[2] J. Dupont, G. Mignot and H.-M. Prasser, «Near

(2013). A full description of the NIR measurement

infrared liquid water film thickness measure-

technique, its calibration procedure and a quanti-

ment technique and 2-D mapping», proceed-

tative evaluation of its performance was presented

ings of the NURETH-15 conference, Pisa, Italy,

in this publication. Moreover he evaluated the

May 12th–16th, 2013.

degree of intrusiveness for this technique and

[3] M. Damson and H.-M. Prasser, «High-speed

reported a first series of measurements for adia-

liquid film sensor for two-phase flow with

batic conditions with a direct comparison with the

high spatial resolution based on electrical con-

conductance based wall mesh sensor technique.

ductance», Flow measurement and instru-

These activities represent a major scientific achieve-

mentation, Vol. 20 (2009), 1–14.

ment and a milestone of the PhD program. As planned, the PhD student has trained at IRSN in the use of the ASTEC code and in particular has gained familiarity on the part related to the treatment of condensation and re-evaporation phenomena. Other research activities aiming at the calibration of NIR techniques are based on comparing them with the measurements obtained at the PSI ICON facility and those at ETHZ. The tests at PSI ICON were completed in 2012 and the counterpart tests using NIR techniques were completed in 2013. The related data processing and analysis is on-going and is foreseen to lead to a scientific article which in perspective will be submitted to a Journal in 2014. Also, in perspective for 2014, an extended experimental campaign will be performed in the LINX facility for the liquid film characterization under the effect of condensation and re-evaporation phenomena and applying a broad range of initial and boundary conditions.

Acknowledgments The authors gratefully acknowledge Dr. Ahmed Bentaib from IRSN and Dr. Werner Barten from ENSI for reviewing the research work reported in the present progress report.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

219

MELCOR further development in the area of air ingress and the effect of nitriding Author und Co-author(s)

Bernd Jäckel, Jonathan Birchley, Letitia Fernandez-Moguel

Institution

Paul Scherrer Institute

Address

5232 Villigen, Switzerland

Telephone, E-mail, Internet address

+41 56 310 2658, Bernd.Jaeckel@psi.ch, http://www.psi.ch

Duration of the Project

2009–2013

ABSTRACT

oxidation in steam, especially if high rated fuel

The MELCOR code developed at Sandia

assemblies are grouped together (hot neigh-

National Laboratories (SNL) for the USNRC is

bour arrangement). Even if ignition does not

used in Switzerland for analysis of severe acci-

occur, as may be the case with a cold neigh-

dents in light water reactors. In order to address

bour arrangement, complete oxidation of the

air ingress during reactor and spent fuel sce-

cladding in a steam-nitrogen environment

narios, a new oxidation model was developed

would be expected after about a week follow-

at PSI to capture the accelerated (breakaway)

ing transition to breakaway oxidation, com-

oxidation in air. In this model the nitrogen is

pared with several weeks without breakaway.

not treated as an active species but as a cata- The present project addresses a model limitalyst. Implementation into MELCOR and assess-

tion in that nitrogen is not treated as a chemi-

ment of the model was the subject of previous

cally active species. An outcome of SFP and a

ENSI-supported work at PSI. The work at PSI

recent QUENCH experiment is that during air

included participation in the OECD Sandia Fuel

ingress the cladding readily reacts with nitro-

Project (SFP), in which two experiments were

gen to from zirconium nitride at locations

performed to simulate full-scale fuel assembly

where the oxygen has been fully consumed. To

heat up and ignition in a dried-out storage

address this behaviour a PhD project has

pond, under «hot neighbour» and «cold

recently been launched. Two major sources of

neighbour» distribution of assemblies. Bench-

difficulty make this task challenging, notably

mark studies by the project participants were

the complex chemical interactions when nitro-

carried out for each experiment to assess the

gen and oxidation are reacting together with

different models for air oxidation.

the partially oxidised cladding, and the sensitiv-

Application of the model to spent fuel uncov-

ity of the nitride formation to the existing stoi-

ery sequences based on Fukushima Daiichi

chiometry of the Zr(N,O). The study has begun

Unit-4 showed that ignition may occur due to

with a review of current knowledge of the phe-

the strong effect of nitrogen in promoting the

nomenology.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

221

Project goals

the benchmark with simulation using MELCOR in which the PSI oxidation model was implemented.

222

Following a national research programme investi-

Phase 2 provided an opportunity to study the cold

gating the behaviour of BWR spent fuel under total

neighbour fuel assembly arrangement in (compari-

loss of coolant conditions [1] the US NRC together

son with Phase 1 hot neighbour) and to address

with the NEA-OECD conducted an international

the lateral spreading of the zirconium fire from

programme to investigate the behaviour of proto-

high temperature to lower temperature areas, thus

typical PWR spent fuel under similar conditions.

extending the assessment base for the severe acci-

The spent fuel experiments also revealed strong

dent codes – ASTEC, ATHLET-CD, MELCOR were

nitriding behaviour under oxygen starvation, fol-

used in the study [2], [3].

lowed by re-oxidation of the nitride when oxygen

The outcome of the benchmark was that all the

is again present later. These phenomena motivate

codes described the experiments well until ignition

the development of model for the reactions involv-

of the zirconium fire, after which the results

ing nitrogen and nitride. Investigation of nitride

diverged both code-code and user-user. The SFP

formation has recently begun, with the objective

configuration and transient conditions lie outside

of developing a model for nitride formation.

those for which the codes were originally designed,

In addition, the events at the Fukushima Daiichi

requiring very particular guidelines to represent the

station, especially the accident of unit-4, under-

processes adequately within the scope of the code

lined the need for further investigation of spent

models. Examples are the lateral radiation between

fuel behaviour under long term loss of cooling and

fuel assemblies of very different power ratings that

also a continued improvement in our understand-

led to the large temperature gradients observed in

ing of severe accident behaviour and of the model-

phase 2, and the racks separating the assemblies

ling tools used for accident analysis.

which are specific to SFP and not part of any reac-

In parallel, PSI developed a new oxidation model to

tor configuration The MELCOR simulations were

capture the accelerated oxidation that is observed

representative of other codes; the PSI analyses

to occur in air, and also in steam at low to moder-

were previously described. Also – except ATHLET-

ate superheating characteristic of spent fuel uncov-

CD – there is no model of nitriding. Separate effect

ery conditions. At present the model does not rep-

tests are needed to provide an adequate data base

resent the role of nitrogen except as a catalyst for

for the development of such a model.

oxidation by oxygen or steam, and hence does not

The experimental results were used to assess the

capture the observed nitride formation. The exist-

PSI air oxidation and breakaway model developed

ing PSI model provides a launchpad for develop-

for the implementation in SCDAPSim and MELCOR

ment of a model for zirconium nitride formation.

and compare its results with the Sandia model for

The goals of the present project are:

breakaway in an air environment. As well as imple-

To acquire knowledge of the reactions of zir-

mentation in a local version of MELCOR 1.8.6 YV

conium-based cladding in mixtures of steam

3084, a special version of MELCOR 2.1 (5101) also

and/or oxygen with nitrogen for a wide

includes the PSI model [4]. Additional sensitivity

range of conditions and initial oxidation

options for breakaway in the PSI oxidation model

state.

have been also implemented to address remaining

To extend the existing air oxidation model to

uncertainties [5]. Assessment studies using the

include reactions with nitrogen in a suffi-

data of the SFP project, QUENCH and PARAMETER

ciently general way to cover all likely tran-

data are ongoing.

sient conditions.

Using the thermal hydraulic boundary data received from the SFP project several calculations were exe-

Work carried out and results obtained

cuted to investigate the behaviour of spent fuel stored in different ways like hot neighbour and cold neighbour storage (Fig. 1). In Fig. 2 the time of ignition is shown for this two

OECD SFP Project

storage types and it can be seen, that the heat sink

The OECD SFP project continued until February

in the cold neighbour storage drastically reduces

2013 with the successful completion of the bench-

the danger of ignition of the cladding of the spent

mark study on Phase 2 and the final seminar on

fuel. However, the oxidation continues below igni-

22 and 23 of October 2013. PSI participated in

tion temperature with kinetics following a linear

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Fig. 1: Hot neighbour and cold neighbour spent fuel storage according SFP experiments in phase I and phase II.

Fig. 2: Calculated time to ignition for different heat loads of spent fuel assemblies in air for hot and cold neighbour configuration.

Fig. 3: Oxide layer growth and peak cladding temperature with 8 kW heat load spent fuel bundle in cold neighbour configuration using PSI and Sandia breakaway model, not reaching ignition temperature.

variation with time, such that integrity of the clad-

and ZrO2. Through the pores by the ZrN inclusions

ding will be lost due to complete oxidation within

in the oxide scale the oxygen could easily access

about one week (Fig. 3). This is in contrast to the

and oxidizes the ZrN. During ZrN reoxidation ZrN is

parabolic kinetics adopted in the Sandia correla-

converted to ZrO2 and hence oxide scale experi-

tion which would not lead to complete oxidation

ences the stresses due to the volume expansion

even after several weeks [6].

and it leads to macro cracked oxide. The second role of nitrogen is the exothermic heat

Zirconium nitride modelling

release from the ZrN formation and reoxidation.

Very recently, a PhD project has been launched at

The heat released from ZrN formation and reoxida-

PSI, to develop a model for nitrogen reactions in an

tion is same as the heat from oxidation by oxygen.

air or steam-nitrogen environment. The work has

Furthermore, a self-sustaining nitrogen-assisted

begun with a summary review of the basic princi-

degradation, ZrNAZrO2AZrNA…AZrO2 would be

ples, knowledge and sources of data [7].

likely to occur, following oxygen starvation condi-

Previously, many separate effect tests have been

tions and subsequent reflood, which may have a

performed mainly at KIT and IRSN. Also, the inte-

large impact in the amount of hydrogen produced

gral tests were conducted in the frame of

during reflood.

QUENCH-10 and -16. Through these air oxidation

Currently some reactor system codes represent the

tests the nitride formation was observed under

nitrogen-driven cladding degradation as a catalyst

oxygen starvation and two major roles of nitrogen

effect by modelling the enhanced diffusion of oxi-

were identified.

dant and hence accelerated kinetics. However

The first role of nitrogen is the cladding degrada-

most reactor system codes do not implement ZrN

tion by forming a micro porous oxide scale due to

formation heat release and none of them repre-

the differences between the molar volumes of ZrN

sents the ZrN reoxidation heat release.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

223

The PhD is intended to address the most important

References

knowledge gaps by means of a coupled experimental and analytical investigation. A first series of

[1]

E.R. Lindgreen, S.G. Durbin: Characterization

experiments will be performed in the beginning of

of Thermal-Hydraulic and Ignition Phenom-

2014 under a range of thermal and oxidation

ena in Prototypic, Full-Length Boiling Water

states and prior histories. Analyses of the data will

Reactor Spent Fuel Pool Assemblies After a

identify the dominant phenomena and hence pro-

Postulated Complete Loss-of-Coolant Acci-

vide the basis for a new oxidation/nitriding model.

dent, NUREG/CR-7143, March 2013.

The model will be assessed using the data obtained,

[2]

B. Jäckel, Post test calculation for SFP Phase I Cell 2 Experiment, TM-42-11-21, 28.10.2011,

and the results will be used to specify conditions

PSI.

for further experiments and model refinement. [3]

B. Jäckel, Analysis of SFP Phase II Experiment using MELCOR, TM-42-12-12, 21.09.2012,

National Cooperation

PSI. [4]

J. Birchley, L. Fernandez-Moguel, B. Jäckel,

The PhD project includes collaboration with ETH

PSI oxidation model for Zircaloy-4: back-

Zurich.

ground, description, input specification and assessment summary, PSI internal report

International Cooperation

TM-42-13-11. June 2013. [5]

J. Birchley, L. Fernandez-Moguel, Status of PSI Air Oxidation Modelling, Presented at the

The SFP project was organized by OECD-NEA with

19th International QUENCH Workshop, Karls-

US NRC as operating agent.

ruhe, 19–21 November 2013 (ISSN reference

The recently launched PhD project includes collab-

to be supplied).

oration with Karlsruhe Institute of Technology.

[6]

B. Jäckel, J. Birchley, L. Fernandez-Moguel, Spent fuel under severe accident conditions in wet and dry storage, ICONE22-30729. To

Assessment 2013 and Perspectives for 2014 The SFP project provided a strong and extensive

be presented at ICONE Conference, 7.7.2014, Prague. [7]

S. Park, The role of nitrogen during air oxida-

data base for code assessment in the area of spent

tion, Presented at the 19th International

fuel accidents. Important outcomes of the experi-

QUENCH Workshop, Karlsruhe, 19–21

ments were the importance of nitrogen as a chem-

November 2013 (ISSN reference to be sup-

ical active species during air oxidation and a driver

plied).

for the loss of structural integrity of the oxidised cladding. Simulation of SFP sequences indicate major concerns if fuel assemblies are exposed to steam-air or steam-nitrogen mixtures for more than a few days. 224

There is currently no model in MELCOR for the nitrogen chemistry. A PhD project has been launched at PSI to develop such a model to be implemented in the severe accident codes later.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Analysis of the accident in the Fukushima Daiichi nuclear power station Author und Co-author(s)

Leticia Fernandez Moguel, Jonathan Birchley

Institution

Paul Scherrer Institute

Address

5232 Villigen, Switzerland

Telephone, E-mail, Internet address

+41 56 310 2634, Leticia.Fernandez-Moguel@psi.ch, http://www.psi.ch

Duration of the Project

2013â&#x20AC;&#x201C;2014

ABSTRACT

from eight countries are participating. PSI is

In March 2011 a major accident occurred at

performing simulation of Unit 3, using the

the Fukushima Daiichi nuclear power station,

MELCOR code developed in the USA for simu-

triggered by an extremely strong earthquake

lation of whole plant accidents and made avail-

and the subsequent tsunami on the eastern

able to PSI via cooperative exchange agree-

coast of Japan. During the next days, devasta-

ment with the US Nuclear Regulatory Commis-

tion of the local area due to the flooding meant

sion. The simulation task is a challenging one

that vital power supplies were unavailable and

because only limited measurement data exist

other services were disrupted. The loss of

about the conditions inside the reactors

power meant that vital safety equipment did

One of the important expected outcomes is an

not function as designed and recovery opera-

evaluation of the likely end-state of the reactor

tions were severely hindered. During the acci-

core which will help the owner of the damaged

dent, three units of the nuclear power plants

plant, the Tokyo Electric Power Company

suffered extensive damage to the reactors and

(TEPCO) to plan the removal of components

buildings. It is widely believed that all three

from the reactor containment and the final

reactor cores experienced some melting,

decontamination. The exercise will advance

although the extent is as yet unknown. The

the understanding of severe accident phenom-

consequent release of radioactive material

ena and contribute to further refinement of

meant that a large area surrounding the acci-

the computer models used to perform the

dent site had to be evacuated.

simulations. The exercise will continue until

Paul Scherrer Institute (PSI) is taking part in an

September 2014. Toward the end the results

Organisation for Economic Cooperation and

by each of the participants will be discussed at

Development (OECD) project, Benchmark

a joint meeting, with a view to formulating a

Study of the Accident at the Fukushima (BSAF)

collective view of the accident sequences and

to reconstruct the events that occurred at the

reactor end-states.

power station in March 2011. Eleven institutes

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

225

Project goals

a trail of footprints that point to what was happening.

The events at the Fukushima Daiichi station under-

The times and rates of fresh or sea water injec-

lined the need for maintaining vigilance in nuclear

tion (by means of fire engine pumps) into the

power operation but also a continued improve-

reactor system, though unfortunately the rate of

ment in our understanding of severe accident

delivery to the reactor itself is uncertain.

behaviour and of the modelling tools used for acci-

The time when the operators vented the con-

dent analysis. BSAF thus provides an opportunity

tainment to control the pressure and hence

to exercise our modelling tools and expertise in

avoid catastrophic containment failure, though

use. BSAF also focusses attention on issues con-

unfortunately it is uncertain if all the venting

cerned with reactors with design features in com-

operations were successful and the percentage

mon with the Fukushima Daiichi units.

of the valve opening is unknown.

The generic goals of BSAF are:

The reactor vessel water level measurement is

To extend the assessment base for code applicabil-

available but it is subject to gaps and uncertain-

ity to full scale commercial reactor plants and

ties.

hence identify areas for further improvement

In order to start the analysis, a MELCOR 2.1 generic

To address severe accident and accident manage-

input model for a Mark 1 BWR similar to Unit 3 was

ment issues that were identified directly following

obtained and adjusted to the specifics of Fuku-

Fukushima Daiichi.

shima. The input was imported into the visualisa-

The specific goals of BSAF are:

tion tool SNAP in order to facilitate overview and

To simulate the accident evolution for the

manage analysis tasks.

period of six days after the initiating event,

A preliminary calculation has been performed

and hence reconstruct as well as possible the event

based on nominal accident assumptions (NC) and it

sequence.

has been used as the initial reference case for the

To estimate the likely end-state of the reactor

study. PSI has steadily worked towards a credible

units, in particular the cores, in order to help plan

sequence. The effect of the uncertainty in the water

the future investigation, decontamination and

injection rates and times; venting times, fraction of

decommissioning operations.

opening on the venting valve and venting paths has

PSI participation is defined by the specific goals

been studied in detail. More than 50 simulations

of BSAF, concentrating on Fukushima Daiichi

have been performed in order to obtain a best esti-

unit 3.

mate (BE), namely a sequence that can reproduce the pressure measurements in the RPV and in the

Work carried out and results obtained

WW/SC and the time of the hydrogen explosion. For this report, the study has been divided in two sections: The first section comprises the actions taken prior to reactor depressurisation, where the

226

The first step to perform the analysis was to make

Reactor Core Isolation Cooling system (RCIC),

an extensive review of the available technical data,

High-Pressure Coolant Injection system (HPCI) and

namely plant design, boundary conditions, acci-

the sprays were operating; this section includes as

dent data and uncertainties. The simulation task is

well the depressurization of the RPV. The second

difficult for all participants because so many of the

section comprises all the actions taken by the oper-

components including measurement devices were

ators after depressurisation; this includes the fresh

not functioning normally, so that much of the plant

and sea water injection and venting actions.

data are incomplete or uncertain. Nevertheless, the most reliable or/and complete data for Unit 3 were

Accident progression until depressurisation

identified. The main data that have been used for

The RCIC operates by extracting steam from a

the present analysis are:

main steam line to drive a turbine mechanically

The times at which the hydrogen explosions

linked to the injection pump. The exhaust steam

took place in each unit.

from the turbine is transferred to the suppression

The pressure history in the reactor (RPV) and in

chamber (S/C) pool. Pump suction is initially aligned

the containment (Drywell/Wetwell, DW/WW)

to the Condensate Storage Tank CST and may be

have been identified as fairly complete and reli-

redirected to the suppression pool when the CST is

able data, which is fortunate because this serves

depleted. For the present analysis an RCIC pump

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 1 (left): Pressure in the RPV during RCIC and HPCI operation.

Figure 2 (right): Water Level in the downcomer during RCIC and HPCI operation.

Figure 3 (left): Water injection during the period before the H2 explosion.

Figure 4 (right): Venting valve area fraction during the period before the H2 explosion.

injection controller was imposed to reproduce the

The RPV pressure and the downcomer level during

available reactor water level data. This allows the

RCIC and HPCI operation are shown in figure 1 and

reactor water inventory to be relatively correct

2, respectively. The pressure and water level are

prior to subsequent events occurring.

well reproduced during RCIC operation, whereas

The HPCI is a high-pressure steam-driven pump

during HPCI operation they differ. Depressurization

system. In normal operation, the HPCI turbine con-

was assumed manual and the predicted pressure in

tinually draws steam from the steam lines and dis-

the vessel is in fair agreement with the measured

charges it to the S/C pool. The mass flow rate of

data.

the steam through the turbine depends on the

Additional information on the operation of the

pressure in the RPV, the density of steam in the

RCIC and HPCI has been provided during the first

steam lines, and the pressure difference between

review meeting of the OECD BSAF project in Octo-

the RPV and wetwell. The turbine operates con-

ber 2013. The RCIC was working at a reduced

tinuously in this manner throughout the HPCI oper-

injection, whereas the HPCI was operated manu-

ation. The HPCI injection maintains the downcomer

ally and at a reduced rate to avoid the automatic

water level within an upper and lower range rela-

but power expensive switching on and off that

tive water level. Once the downcomer water level

would occur during normal operation. This infor-

falls below the low level, the HPCI injects water at

mation has not yet been implemented in the pres-

full capacity from the CST into the feedwater lines.

ent study and it is currently being evaluated and

If the CST depletes, the HPCI uses the wetwell pool

upgraded into our model.

to inject water into the feedwater lines. At full capacity the HPCI injection rapidly fills the down-

Accident progression after depressurisation

comer water level to the upper bound cut-off for

The study performed at PSI has been focused in the

HPCI injection, where the full HPCI flow is then

events that happened after RPV depressurization.

diverted to the wetwell via a minimum bypass flow

During this time the operators have performed sev-

line in the model used for this analysis. In this way,

eral actions in attempt to stabilize the reactor and

the HPCI can simultaneously maintain RPV water

to keep the integrity of the containment. The main

level and lower containment pressure (if CST is

actions were injection of water using the fire-fight-

available).

ing pumps, and venting of the containment.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

227

Figures 3 and 4 show the boundary conditions

ture, blue = liquid water, green = particulate debris

assumed for the time before the H2 explosion. The

and red = molten pool). The reduction in the sea

fresh water injection is similar for the nominal case

water injection resulted in faster heat up of the

(NC) and the best estimate (BE) whereas the first

core in the BE case, as expected, as well as slightly

sea water injection was reduced to the same

more core degradation.

amount reported of fresh water (~4.4 kg/s for the

Figures 7 and 8 show the pressure in the drywell/

BE). The fraction of valve opening during the vent-

wetwell (DW/WW) and the global hydrogen pro-

ing was assumed to be larger for the BE (57.3%)

duction, respectively. The pressure calculated by

than for the NC (36.4%) and the second venting in

both cases are very similar, whereas the BE pro-

the BE took place 30 minutes later than in the NC.

duced ~100 kg more of hydrogen, as expected,

Figures 5 and 6 represent the state of the core at

due to the higher temperatures reached during the

168500s for the NC and the BE respectively. This

core uncovery. Furthermore 10 kg/s of water injec-

time correspond to time before the 1 sea water

tion (NC) seem to have been enough to stop the

injection. The tables from the left to right represent

accident progression. The H2 production stops

the cladding and debris temperatures in the differ-

after ~180000s whereas in the BE the H2 produc-

ent axial and radial locations. The diagram on the

tion continues, this indicates that the reactor is still

right represents the state of the core. The compo-

hot and cladding oxidation is still taking place.

nents of the core are represented by different col-

Figures 9 and 10 show the boundary conditions

ors (i. e. pink= Intact fuel, yellow =support struc-

assumed for the time period when the H2 explo-

Figure 5 (left): NC state of the core at 168500s.

Figure 6 (right): BE state of the core at 168500s.

Figure 7 (left): Pressure in the DW/WW during the period before the H2 explosion.

Figure 8 (right): Global H2 production during the period before the H2 explosion.

228

Figure 9 (left): Water injection during the period when the H2 explosion was observed.

Figure 10 (right): Venting valve area fraction during the period when the H2 explosion was observed.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 11 (left): NC state of the core at 225000s.

Figure 12 (right): BE state of the core at 225000s.

Figure 13 (left): Pressure in the DW/ WW during the period when the H2 explosion was observed.

Figure 14 (right): Global H2 production during the period when the H2 explosion was observed.

Figure 15 (left): H2 concentration in the reactor building for the NC at 245 640s.

Figure 16 (right): H2 concentration in the reactor building for the BE at 245 640s.

sion took place in unit 3. The second sea water

sion, the core is cooled down and only few debris

injection initiation for the BE was delayed 105 min

were produced. For the BE, the reduction of the 1st

and the injection maintained at a reduced rate of

and 2nd sea water injection flow rate to ~4.4 kg/s

~4.4 kg/s. The injection was then continued until

and the delay of 105 min in the 2nd sea water injec-

the beginning of the 3rd sea water injection in the

tion was critical; the core heated-up and uncovered

BE. At this time the injection rate was increased to

and there was a significantly greater amount of

near nominal values. For the venting it was

cladding degradation and debris formation.

assumed for the BE that 4th venting did not take

Figures 13 and 14 show the pressure in the dry-

place until 200s before the H2 explosion. It was

well/wetwell (DW/WW) and the global hydrogen

also assumed that after the H2 explosion the valve

production, respectively. The BE has reproduced

(or the pipe) may have suffered some damage and

very closely the pressure in the DW/WW. As a con-

the valve opened area was reduced at ~17%. (i.e.

sequence of the core uncovery, very large amounts

the valve may have been damaged and this may

of steam were being generated, while the tem-

have made a blockage for the flow, in the model

peratures increased to levels where the cladding

it is represented as a reduction in the flow area of

reacted with the steam and large amounts of

the valve).

hydrogen were produced. The generation of large

Figures 11 and 12 represent the state of the core at

amounts of steam and hydrogen caused the pres-

225000s (near the observed H2 explosion) for the

sure in the DW/WW to increase.

NC and the BE respectively. For the NC 10 kg/s

The opening of the valve shortly before the hydro-

(nominal) was enough to stop the accident progres-

gen explosion (venting #4) caused the pressure to

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

229

drop quickly as it was observed during the acci-

implies that a large mass of hydrogen accumu-

dent. Furthermore, the continuation of the 2nd sea

lated there to produce an explosive concentration.

water injection, the reduction of the valve area

It is possible that the pipe used for the venting

after the time of the explosion and the increase of

may have been damaged either by an overpressure

the 3 sea water injection rate allowed to repro-

or the earthquake itself, or that the loss of power

duce the subsequent pressure in the DW/WW. The

prevented normal opening of the vent valves. In

increase of the rate of water injection seems to

any case there would have been a path for gas

have been enough to stop the further progression

to leak into the reactor building if impairment of

of the accident.

the venting system caused overpressure in the

Figures 15 and 16 represent the H2 concentration

vent line. For the BE the hydrogen accumulation is

in the reactor building for the NC and BE respec-

reproduced by connecting the venting line

tively.

with the volume at the top of the reactor building,

It appears that the venting to the environment

in this way H2 explosion conditions were calcu-

was not effective. Instead gas was bypassed into

lated at the exact time of the explosion (245 640s)

the reactor building. Had venting operation been

as it can be seen in figure 16, whereas for the

successful, all the hydrogen released from the

NC the H2 concentration was nowhere near H2

wetwell would have been discharged harmlessly

explosion conditions (figure 15) due to the fact

into the environment. However, a large explosion

that no hydrogen is being produced during this

was observed in unit 3 reactor building, which

time.

Figure 17 (left): Water injection during the period after the H2 explosion.

Figure 18 (right): Venting valve area fraction during the period after the H2 explosion.

Figure 19 (left): Pressure in the DW/WW during the period after the H2 explosion.

Figure 20 (right): 230

Global H2 production during the period after the H2 explosion.

Figure 21 (left): NC state of the core at 518000s.

Figure 22 (right): BE state of the core at 518000s.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figures 17 and 18 show the boundary conditions

International Cooperation

assumed for the time after the H2 explosion. The water injection mass flows are very similar, for the

The project is coordinated by the OECD Nuclear

BE they are assumed near nominal. On the other

Energy Agency (NEA). The Operating Agent (OA) is

hand, the valve is considered to be malfunctioning

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) who is techni-

after the H2 explosion, in the nominal case the

cally supported by the Japan Institute of Applied

venting 6 is constant and the valve does not close

Energy (IAE). The eleven participants (from Japan,

again. For the BE a series of openings and closing

France, Germany. Korea, Russia, Spain, USA, and

of the valve were assumed.

Switzerland (PSI)), each cooperate formally with

Figures 19 and 20 show the pressure in the DW/

NEA and OA. There is informal cooperation

WW and the global H2 production. The assumption

between the participants.

in the behaviour of the valve allowed to reproduce the pressure in the DW/WW very closely for the BE, whereas in the NC the valve remains open all the time and makes the pressure drop and stay con-

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

stant after ~400000s. In both cases there is almost no hydrogen production during this period indicat-

For the OECD BSAF project, the progress during

ing that after the H2 explosion the operators man-

2013 has been slower than originally planned due

aged to stabilize the core.

to delays in providing data on the plants and acci-

Figures 21 and 22 represent a preliminary state-

dent conditions. The timeframe of the project was

ment of the state of the core after 6 days of tran-

extended until the end of September, 2014.

sient for the NC and the BE respectively. For the NC

Despite the delay in the OECD BSAF project, PSI

the core was completely cooled down and there

work has progressed according to the plan.

was very little degradation. For the BE there was

Preliminary analyses performed in the first half of

more degradation but neither relocation nor vessel

2013 were based on nominal accident assump-

failure. The intact components in the reactor were

tions. In addition to the nominal case, several simu-

cooled down but the debris was still hot at this

lations were carried out at PSI to find the best esti-

time.

mate case reproducing the main events of the

The NC does not reproduce the most reliable sig-

accident. Revised boundary conditions were pro-

natures (DW-P, H2 explosion t). In contrast, the BE

posed at a technical review meeting of the OECD

reproduces very well the pressure signature and

BSAF project in October but they are subject to

the high hydrogen concentration in the reactor

ongoing discussion between the participants and

building corresponds to the time of explosion.

the OA and are still not finalised. It is expected that

According to the presented results (BE) the FU3

an agreed set of accident assumptions for the

core seems to have been less damaged as it was

baseline case will be provided toward the end of

believed in a first place. However this is based on

2013. Progress at PSI has continued toward adapt-

the assumptions made for the analysis which are

ing the input model to accommodate the likely

called into doubt by the new information provided

conditions.

during the meeting in October 2013 regarding the

A definitive baseline calculation, plus best estimate

RCIC and HPCI operation. The impact of the new

and appropriate sensitivity calculations will be per-

information has yet to be evaluated and incorpo-

formed in the first months of 2014. Submittal of

rated in our model; thus they could change the

the baseline simulation is due by end of April 2014,

preliminary assessment.

from which the OA will compile a draft report by end of June, for review and finalising by end of

National Cooperation

September. This will be followed by a wind-up meeting in October or November. The project is redesignated as BSAF Phase 1, in anticipation of a

None.

follow-on Phase 2 to address issues not resolved in Phase 1.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

231

Publications The terms of the agreements with the project impose restrictions on the dissemination to third parties of plant data and the results of the benchmark study. Publication of results and findings will be possible only some time after the end of the project.

References [1]

http://www.oecd-nea.org/jointproj/bsaf.html

232

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Risk Oriented Approaches and Melt-Structure-Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident Author und Co-author(s):

P. Kudinov, W.M. Ma, W. Villanueva, A. Goronovski, C. Torregrosa, C.T.Â Thanh, M. Davydov, S. Yakush, N. Lubchenko, A. Konovalenko, S. Basso, S.Â Thakre, D. Grishchenko, L. Manickam, A. Karbojian, S. Bechta

Institution

Royal Institute of Technology (KTH)

Address

Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

Tel, E-mail, Internet address

46-8-5537 8821, ma@safety.sci.kth.se, www.safety.sci.kth.se

Duration of the Project

January 1, 2013 ~ December 31, 2013

ABSTRACT

The report discusses substantial advances and

The central aim of the MSWI (Melt-Structure-

insights which were achieved during 2013 for

Water Interaction) project at Royal Institute of

(i) vessel failure modes and timing and respec-

Technology (KTH) is to develop risk oriented

tive corium debris state which determine melt

accident analysis frameworks for quantifying

ejection mode; (ii) modeling of debris agglom-

conditional threats to containment integrity for

eration; (iii) particulate debris spreading; (iv)

a Nordic type BWR reference plant design. The

analysis of uncertainty and risk in debris bed

research activities are divided into four sub-

coolability; (v) experiment on thermal-hydrau-

tasks, tightly interconnected with each other:

lics of various particulate beds; and (vi) analysis

(1) risk evaluation and synthesis (RES); (2) melt

of steam explosion impact on containment

ejection mode (MEM); (3) debris coolability

structures and its sensitivity to melt release

map (DECO); and (4) steam explosion impact

conditions.

map (SEIM). Guidelines for experimental and analytical activities in the MEM, DECO and SEIM sub-tasks as well as integration of developed methods and produced data in ROAAM frameworks provided by RES.

233

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Project goals

possible failure modes and the effect of nonhomogeneous debris composition. The approach is

The issues of ex-vessel coolability and steam explo-

similar to previous studies, where a PECM model

sion in Nordic BWRs are intractable for only proba-

for melt pool heat transfer is one-way coupled to

bilistic or only deterministic analysis approach.

an ANSYS thermo-structural mechanics, while

There are complex interactions and feedbacks

additionally MELCOR results were applied to obtain

between scenarios of accident progression, and

input parameters for modelling of debris bed spa-

deterministic phenomenological processes. There-

tial properties.

fore, Risk Oriented Accident Analysis Methodology

A sensitivity analysis of debris thermo-mechanical

(ROAAM) that marries probabilistic and determin-

properties on mode and timing of vessel failure

istic approaches is considered as an adequate tool

was carried out assuming two scenarios, (i) with

for addressing these issues.

and (ii) without CRGT and top cooling conditions.

The central aim of the MSWI (Melt-Structure-Water

In case of no cooling, early IGT and CRGT failures

Interaction) project at Royal Institute of Technology

were expected. At those times the maximum tem-

(KTH) is to develop risk oriented accident analysis

peratures in the bulk debris bed do not exceed

frameworks for quantifying conditional threats to

2200 K, meaning all oxidic materials are still in solid

containment integrity for a Nordic type BWR refer-

form. The vessel wall failure by creep happened

ence plant design.

between 2.12–4.22 h depending on the solid

The research activities are divided into four sub-

debris thermal conductivity (see Fig. 1) and no sig-

tasks, tightly interconnected with each other: (1)

nificant effect from cooling was observed. How-

risk evaluation and synthesis (RES); (2) melt ejec-

ever, volumetric debris cooling through CRGTs can

tion mode (MEM); (3) debris coolability map

considerably delay IGT failure. For low debris bed

(DECO); and (4) steam explosion impact map

ksolid (0.5–2 W∙m-1∙K-1) there was almost no differ-

(SEIM). Guidelines for experimental and analytical

ence between cooling and non-cooling cases,

activities in the MEM, DECO and SEIM sub-tasks as

while the increase of debris thermal conductivity

well as integration of developed methods and pro-

lead to growth of the boundary temperature layer

duced data in ROAAM frameworks will be pro-

near the vessel wall and thus provided lower tem-

vided in RES (risk evaluation and synthesis).

peratures in the vicinity of the IGT nozzle welding

Substantial progress has been achieved in each

compared to the debris bulk. For debris thermal

topic during 2013. Due to space constraint, the

conductivities greater than 6 W∙m-1∙K-1 and cooling

present report just summarized some selected

conditions applied, the vessel failure by localized

activities and the corresponding results. More

creep happened before IGT failure became possi-

detailed description of project achievements can

ble.

be found in the relevant publications [1–26] sup-

IGT nozzle temperatures were found to be up to

ported by the MSWI project.

500 K lower than the bulk temperature of debris bed at the moment of possible tube failure. This

234

Work carried out and results obtained 1. Progress in MEM Activity

means that remelted material might refreeze within the IGT nozzle penetration and thus block the flow channel. Consequently, a formation of a large oxidic melt pool before vessel failure by localized creep becomes possible. The resulting melt mass and superheat at the time of vessel failure are

The goal of MEM (Melt Ejection Modes) is to

presented in Fig. 2. It is clear that remelting of sig-

develop deterministic models and probabilistic

nificant debris fraction provides risks for having an

frameworks to connect PDFs of the plant damage

energetic steam explosion within containment.

states with PDFs of the melt ejection modes. Spe-

Next, a MELCOR data on core degradation and

cifically, the timing and modes of vessel failure

melt relocation that covers a large set of scenarios

(CRGT, IGT, pump nozzle, vessel wall creep) are

was used as an input for PECM calculations. Spe-

studied as these will determine the melt ejection

cifically, debris composition and material proper-

traits such as characteristic timing and location of

ties (i.e. thermal conductivity and decay heat distri-

vessel failure, mass and superheat of ejected melt

bution) were expressed as a function of debris

([1], [2], [3], [4], [6], [5], [7], [8]). Latest research

height. A formation of highly conductive metallic

addressed influence of CRGT and top cooling on

layer near the vessel wall bottom was observed

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Fig. 1: Solid lines: With CRGT and Top Cooling

Failure timing of vessel wall and IGTs.

Dashed Lines: No Cooling

Fig. 2: Range of possible melt mass and superheat at the time of vessel failure by localized wall creep, assuming no early melt relocation.

while most UO2 (which is proportional to decay

between the 3D-Slice and 3D-Quadrant geome-

heat) was concentrated above 0.4Â m. This resulted

tries.

in a significant change in the debris bed heat profile, providing pronounced temperature peak

2. Progress in DECO Activity

between 0.4â&#x20AC;&#x201C;0.8Â m. Yet, further development of methodology to connect MELCOR and PECM

Melt fragmentation, quenching and long term

model is needed.

coolability of porous debris bed in a deep pool of

Lastly, it should be mentioned that an Effective

water under reactor vessel is employed as a severe

PECM model was developed. Previously, differ-

accident (SA) mitigation strategy in several designs

ences between 3D-Quadrant and 3D-Slice models

of light water reactors (LWR). Properties of the

have been reported taking into account uneven

debris bed define if the decay heat can be removed

CRGT distribution in the quadrant geometry. Dif-

from the debris bed by natural circulation. DECO

ferences were found in terms of predicted failure

goal is to develop deterministic (data and mecha-

timing, released melt mass and superheat due to

nistic models) and probabilistic frameworks for

higher heated volume to cooled surface ratios and

assessment of the risk associated with formation of

lower vessel surface per debris bed volume. The

non-coolable debris bed.

approach was to improve the significantly efficient source term for debris bed and modifying external

2.1. Progress in Debris Agglomeration Modeling

vessel wall heat flux to obtain more accurate solu-

Hydraulic resistance to the coolant flow through

tion as in the 3D-Quadrant model. Hence, agree-

porous debris bed is a limiting factor which deter-

ment on the melt formation behavior (onset of

mines maximum decay heat removable from the

remelting, melt mass and superheat) and thermal

bed. If decay heat cannot be removed, it will lead

load on the vessel wall have been achieved

to dryout, reheating and remelting of the debris

3D-Slide model by applying correction internal

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

235

Fig. 3: Surrogate model: a) splitting of physical processes for development of SM; b) comparison of predictions of mass fraction of agglomerated debris with full model and SM. Solid symbols – FM, half-filled symbols – SM.

Fig. 4: Schematic illustration of the scaling approach for closures using: a) dimensional variables; b) scaling approach.

followed by melt attack on the containment base-

sufficiently accurate, with respect to the predic-

mat. Formation of agglomerated debris can sig-

tions of the original full model, which has been

nificantly increase hydraulic resistance and reduce

validated [11], [12]. In Fig. 3b it is shown that the

maximum decay heat which can be removed with-

difference between SM and FM in predicted jet

out reaching dryout of the debris bed. Thus

diameters corresponding to agglomeration frac-

agglomeration is important factor which can

tions 10%, which can negatively affect coolability,

inhibit effectiveness of ex-vessel debris coolability.

does not exceed 10%, even for 12 m deep pool,

Experimental data obtained in DEFOR-A tests [9],

where the difference is the largest. The SM is about

[10] was used for development and validation of

thousand times more computationally efficient

modeling approaches for prediction of agglomer-

than the full model and allow for extensive sensi-

ated debris in various scenarios of melt ejection

tivity-uncertainty analysis.

[11], [12]. The model is implemented in VAPEX-P 236

code which simulates Fuel-Coolant-Interaction

2.2. Progress in PDS Activity

(FCI) phenomena including melt jet breakup, for-

Boiling and two-phase flow inside the bed serves

mation of liquid droplets, heat transfer between

as a source of mechanical energy which can reduce

melt and coolant, sedimentation and solidification

the height of the debris bed by so called «self-lev-

of the particles. Computational costs of running a

eling» phenomenon. However, to be effective in

multidimensional FCI code (such as VAPEX-P) are

providing a coolable geometrical configuration,

quite large, especially when parametric sensitivity

self-leveling time scale has to be smaller than the

uncertainty analysis should be applied. Therefore a

time scale for drying out and onset of re-melting of

simplified, physics based, surrogate model (SM) for

the bed. The goal of this work is to develop models

prediction of mass fraction of agglomerated debris

for assessment of the characteristic time scale of

was proposed and validated in [13]. Approach to

particulate debris spreading in SA conditions. The

development of the SM is based on problem

PDS activity covers experimental and analytical

decomposition into a set of loosely coupled prob-

studies concerning the self-leveling phenomenon.

lems (Fig. 3a) which allow for computationally effi-

The experimental studies provides valuable data in

cient and numerically stable solutions. The SM is

terms of empirical closure dependence (closures)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

of the particle flux Qp on the local debris bed slope

parameters is crucial in defining the reference

angle φ, gas flow rate Qg and other characteristic

cases of severe accident scenarios necessary for

properties of the particulate bed. These experi-

further theoretical studies where model will be

mentally obtained closures are used for validation

applied for prototypic severe accident conditions.

of the universal scaling law representing the ration

This work is ongoing and preliminary results [28]

between main forces acting on a single particle,

suggest that, fortunately, despite significant uncer-

namely: buoyancy force, aerodynamic drag, gravity

tainties in the modeling inputs (i.e. many possible

and particle-particle interaction. Our scaling

initial states of the system), the mechanism of the

approach is schematically illustrated in Fig. 4.

self-leveling process is such that final output uncer-

The analytical derivation of such scaling relation-

tainties are quite acceptable (i.e. system evolves

ship has been performed and its validation is ongo-

towards fewer final states).

ing. For a proper validation many experiments with

with different particles made of stainless steel and

2.3. Progress in DECOSIM Code Development and Risk Assessment of Debris Coolability

zirconia-silicate the closure scaling law has been

Focus of the work in this task was on development

successfully validated against about 60 tests with

of approaches to assessment of uncertainties and

stainless spheres and cylinders. Despite different

risks related to debris bed coolability [18], [19],

particle size and morphology (3 x 3 mm cylinders

[20], [21], [22]. Coolability of heat-releasing debris

vs. 6 mm spheres) the scaling law shows almost

bed is an important issue in the severe accident

identical non-dimensional particle flux on normal-

analysis and management. Quantification of

ized slope angle dependence as seen in Fig. 5b.

uncertainties for one-dimensional coolability prob-

The details on development of the scaling approach

lem was considered in [18], with the aim of analyz-

are presented in [27]. The closure-based approach

ing the influence of aleatory uncertainties in input

of the modeling of the particulate debris spreading

physical parameters and modeling (epistemic)

has been successfully validated and reported previ-

uncertainties on the prediction of DHF. Experience

ously. The model has been further extended and

of model calibration [18] also suggested that (i)

developed for the application to the planar and

optimization of model parameters with respect to

axisymmetric debris bed spreading geometries as

available experimental data on DHF is an ill-posed

well as either implicit or explicit solvers are avail-

problem, and (ii) model calibration with respect to

able. The sensitivity studies have been carried out

one-dimensional pressure drop experiments does

for particulate debris spreading model. It is shown

not automatically improve the prediction of DHF

that in the short term spreading (up to 10 minutes)

and in some cases can even worsen it. Further ana-

the order of the most influencing input parameters

lytical and experimental efforts are necessary to

is following: debris bed mass, initial debris bed

establish a better consistency between model form

slope angle and closure uncertainty. For the long

and experimental data on pressure drop and DHF.

term spreading (up to 4 hours) the debris mass and

A surrogate model for prediction of coolability of a

bed porosity are most influencing factors. The

conical and cone-on-cylindrical-base shapes has

knowledge of the identified most influential

been developed in [21]. The model is based on

different types of particle have to be performed and analyzed. Out of about 200 performed tests

237 a)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Fig. 5: Experimental points from 60 tests (a) and non-dimensional universal closure (b) obtained from tests with 6 mm spherical particles and 3x3 mm cylinders made of stainless steel.

non-dimensional form of the filtration equations,

tions with DECOSIM code indicate that small par-

asymptotic approximations of the solutions for 1D

ticles are prone to spreading over the pool basemat

problem and closures produced for the axisymmet-

by different physical mechanisms, including inter-

ric shapes based on the 2D analysis with the DECO-

action with the large-scale circulation flows in the

SIM code [21]. The surrogate model is used for

pool, and self-leveling of debris bed due to boiling

quantification of the uncertainty in prediction of

and vapor release in the bulk of porous layer. This

the debris bed coolability for a conical shape debris

means that the probability of having a small parti-

bed in plant accident conditions [22] employing

cle diameter and a steep slope angle simultane-

«load versus capacity» concept. Results of the

ously would be less than that of having a tall bed

analysis provide a comprehensive quantitative view

with large particles, or a flat bed with small parti-

on the importance of different sources of uncer-

cles, limiting thus the probability of dryout occur-

tainty in assessment of risk of formation of a non-

rence.

coolable debris bed. In particular, not only the

Table 1 Details of the beds.

238

Fig. 6: Particles used in experiments; a) used in Bed-1, b) used in Bed-2.

uncertainties due to variability of physical param-

2.4. Progress in POMECO Experiment

eters have to be studied, but also the uncertainties

The objective of the POMECO experiments is to

of the ranges and distribution functions have to be

provide data for validation of the codes which can

recognized and quantified. For the problem of ex-

assess the coolability of a debris bed formed during

vessel debris bed coolability, the uncertainties in

fuel coolant interactions (FCI) in a postulated

the ranges for (i) effective particle size and (ii) the

severe accident of LWRs. Most of the available

slope angle of the debris bed are deemed to be the

experimental data is related to the beds packed

most important contributors to the uncertainty of

with single size (mostly spherical) particles, and less

the risk. Therefore, research on the clarification of

data is available for multi-size/irregular-shape par-

possible ranges of the slope angle and particle

ticles.

sizes would be the most effective, leading to more

In the present work, two different types of parti-

credible evaluation of severe accident risks.

cles, as shown in Fig. 6, were used to investigate

Another effective way to reduce the uncertainty in

coolability of particulate beds. The first type is

risk assessment might be to consider the correla-

irregular-shape Aluminum Oxide gravel particles

tions existing between individual parameters. For

(0.25 mm to 10 mm), which were employed in the

example, the combination of small particle diame-

STYX experiment programme (2001–2008) at VTT,

ters and high slope angles results in an unaccept-

Finland. The second type is spherical beads of Zir-

able 27% probability of dryout. However, recent

conium silicate (0.8 mm to 1 mm), which were

PDS experiments and previous numerical simula-

used in the COOLOCE tests at VTT to study the

Bed

Particle type

Density (kg/m3)

Bed porosity

Alumina gravels

3900

0.408

Particle diameter (mm) 0.25–10

Zirconium silicate spheres

4230

0.399

0.8–1

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

effect of multi-dimensional flooding on coolability.

using multiphase FCI codes MC3Dand TEXAS-V

The two types of particles are used in the POMECO-

(1D code). The main goal of the study is to calcu-

FL and POMECO-HT test facility to obtain their

late the pressure in the cavity and the impulses on

effective particle diameters and dryout heat flux of

the side wall. The MC3D provides useful for cross-

the beds (see Table 1), respectively. The main idea

code comparison data about spatial characteristics

is to get the effective particle diameters as well as

of the premixing, while fast-running TEXAS-V is

check how the heatersâ&#x20AC;&#x2122; orientations (vertical in

the main tool for extensive sensitivity and uncer-

COOLOCE vs. horizontal in POMECO-HT) and

tainty analyses. The ranges of conditions for the

heatersâ&#x20AC;&#x2122; diameters (6 mm in COOLOCE vs. 3 mm in

calculations are selected taking into account data

POMECO-HT) affect the coolability (dryout heat

used from the SERENA-II BWR case exercise; see

flux) of the test beds.

more details in [23]. The other objective is to carry

Using POMECO-FL facility, the effective particle

out the sensitivity analysis in order to identify most

diameter of the particles is calculated using fric-

influential parameters.

tional pressure gradients obtained from experi-

The TEXAS code was successfully coupled with

ment and the Ergun equation, which are 0.65 mm

DAKOTA code, developed by Sandia National Lab-

and 0.8 for Bed-1 and Bed-2, respectively. The

oratory, to carry out Morris sensitivity analysis using

porosity of the Bed-1 and Bed-2 are measured as

16 input parameters including melt release condi-

0.408 and 0.399, respectively.

tions and modeling parameters grouped into 3 sets

POMECO-HT facility is used to determine the dry-

according to the initial melt jet diameter. The code

out heat fluxes in Bed-1 and Bed-2, under top-

epistemic uncertainty is presented in the form of

flooding and downcomer conditions. The dryout

probability distribution diagrams of the explosion

heat flux for the Bed-1 with aluminum oxide grav-

impulse and maximal pressure for each group of

els is found as 89.9 kW/m under top flooding con-

scenarios. Most and least influential parameters

dition, which is close to the prediction of the Lipin-

are identified according to Morris method. Specifi-

ski model. Using a 12mm downcomer shows the

cally we found that, initial pressure, water tem-

51% increment in the dryout heat flux as com-

perature, fuel injection velocity, and 1D cell cross-

pared to top-flooding condition. The dryout heat

section area are among the most influential param-

flux in Bed-2 with zirconium particles is found as

eters, while fuel density, fuel thermal conductivity

161.8 kW/m under top flooding condition, which

and initial size of fragmented particles are among

lies between the values predicted by the Reed

the least influential ones. Integration of TEXAS

model and Lipinski model. Use of 12 mm down-

with DAKOTA and preliminary sensitivity analysis

comer shows the 16% increase in the dryout heat

results pave the way towards the next step, i.e.

flux as compared to top-flooding conditions.

uncertainty analysis with focus on quantification of

epistemic and aleatory uncertainties in prediction

3. Progress in SEIM Activity

of steam explosion loads. The obtained MC3D calculation results show that the amount of liquid melt droplets in the water

The goal of SEIM activity is to develop deterministic

(the region of void<0.6) is maximum prior to

models and probabilistic frameworks for assess-

reaching the jet at the bottom, especially when

ment of steam explosion risk. The tasks include i)

the jet is in the upper half of the pool. Similar to

development of deterministic tools to bound steam

earlier case, in the explosion phase, maximum

explosion loads and to quantify fragilities of con-

pressure is attained at the bottom and the maxi-

tainment structures and ii) development of proba-

mum impulse is at the bottom of the side wall.

bilistic framework for quantification of scenario

However the magnitude of impulse is significantly

dependent aleatory uncertainties in loads and fra-

lower (lower than half) as compared to the SER-

gilities for the ex-vessel steam explosion.

ENA-II reactor case calculations. In the sensitivity

As a part of developing the steam explosion impact

analysis the considered parameters are: jet diam-

map, numerical analysis is carried out for the

eter, droplet diameter, jet velocity, water subcool-

assessment of loads on containment walls. The

ing, system pressure, water pool depth, triggering

present study deals with the premixing and explo-

zone and triggering time. The effect of the jet

sion phase calculations of a reference Nordic BWR

diameter is also investigated by considering CRGT

for different melt release scenarios. The fuel cool-

and IGT failure cases, in addition to the large

ant interaction (FCI) calculations are performed

breakup case. As expected, higher impulses are

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

239

found for bigger jet diameters, and in all the cases

tion of the developed models within the frame-

it is higher at the bottom of the wall. Higher

work of risk oriented accident analysis for Nordic

impulses are found in case of bigger melt droplets,

type BWRs.

higher subcooling, higher system pressure and higher pool depths. Three different zones are selected to initiate the triggering in order to check

Publications

the effect of triggering zone: upper region, middle region and lower region of the pool. The impulses

[1]

Villanueva W., Tran C.-T., Kudinov P., «Cou-

are higher when the triggering is initiated in upper

pled thermo-mechanical creep analysis for

region of the pool. In case of triggering time study,

boiling water reactor pressure vessel lower

five different time instances are selected for trig-

head,» Nuclear Engineering and Design, 249,

gering the explosion phase calculations. The

2012, 146–153.

impulses are found higher at one triggering time,

[2]

Villanueva W., Tran C.-T., and Kudinov P.,

when the melt droplet mass in contact with water

«Analysis of Instrumentation Guide Tube Fail-

are higher.

ure in a BWR Lower Head,» Proceedings of The 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and

International Cooperation

Safety (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September 9–13, , N9P0268, 2012.

The activities in the MSWI Project at Royal Institute

[3]

Tran C.-T., Villanueva W., and Kudinov P.,

of Technology (KTH) are jointly supported by APRI

«A Study on the Integral Effect of Corium

(consortium of the Swedish Nuclear Authority SSM

Material Properties on Melt Pool Heat Trans-

and Swedish nuclear power companies), ENSI,

fer in a Boiling Water Reactor,» Proceedings

European Union (SARNET2 Project) and NKS (Nor-

of The 9th International Topical Meeting on

dic Nuclear Safety Research).

Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, Sep-

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

tember 9–13, , N9P0289, 2012. [4]

Villanueva W., Tran C.-T., and Kudinov P., «Effect of CRGT Cooling on Modes of Global Vessel Failure of a BWR Lower Head,» Pro-

In summary, substantial progress has been

ceedings of the 20th International Confer-

achieved in the project to quantify severe accident

ence on Nuclear Engineering (ICONE-20),

risks in light water reactors (LWRs). The MEM

Anaheim, CA, USA, July 30–August 3, Paper

study is essential for advanced understanding of

54955, 2012.

the influence and assessment of importance of

240

[5]

Palagin A., Miassoedov A., Gaus-Liu X.,

different factors, such as 3D geometry of the ves-

Muscher H., Buck M., Tran C.T., Kudinov P.,

sel with penetrations, internal vessel pressure and

Carenini L., Koellein C., Luther W., Chudanov

melt properties, on modes and timing of failure of

V., «Analysis and interpretation of the LIVE-

a BWR lower head to quantify the melt release

L6 experiment,» 5th European Review Meet-

scenario and characteristics (jet size, melt mass,

ing on Severe Accident Research (ERM-

compositions and superheat). The DECO study is

SAR-2012), Cologne (Germany), March

focused on (i) development and validation of

21–23, 2012.

models for prediction of the debris bed properties,

[6]

Tran C.-T. and Kudinov P., «The Effective Con-

(ii) development and validation of the DECOSIM

vectivity Model for Simulation of Molten

code for investigation of feedbacks and self-orga-

Metal Layer Heat Transfer in a Boiling Water

nization processes in the debris bed formation

Reactor Lower Head,» Science and Technol-

and coolability, and (iii) uncertainty and risk assess-

ogy of Nuclear Installations, vol. 2013, Article

ment in coolability of the debris bed in prototypic

ID 231501, 14 pages, 2013.

accident conditions. The SEIM study is assessing

[7]

Torregrosa, C., Villanueva, W., Tran, C.-T.,

the impact of steam explosion on containment

and Kudinov, P., «Coupled 3D Thermo-

structures and provides sensitivity analysis of the

Mechanical Analysis of a Nordic BWR Vessel

impact to the conditions of melt release. In 2014

Failure and Timing,» 15th International Topi-

research efforts will be concentrated on integra-

cal Meeting on Nuclear Reactor Thermal

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Hydraulics, NURETH 15, May 12 to 17, 2013, [8]

S., «On the Influence of Water Subcooling

Goronovski, A., Villanueva, W., Tran, C.-T.,

and Melt Jet Parameters on Debris Forma-

and Kudinov, P., «The Effect of Internal Pres-

tion,» 15th International Topical Meeting on

sure and Debris Bed Thermal Properties on

Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH

BWR Vessel Lower Head Failure and Timing,»

15), Pisa, Italy, May 12–17, 2013.

15 International Topical Meeting on Nuclear

[17] Konovalenko A., Basso S., Karbojian A., and

Reactor Thermal Hydraulics, NURETH 15,

Kudinov P., «Experimental and Analytical

May 12 to 17, 2013, Pisa, Italy, Paper

Study of the Particulate Debris Bed Self-level-

500.

ing,» Proceedings of The 9th International

Kudinov P., Karbojian A., Tran C.-T., Vill-

Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydrau-

anueva W., «The DEFOR-A Experiment on

lics, Operation and Safety (NUTHOS-9),

Fraction of Agglomerated Debris as a Func-

Kaohsiung, Taiwan, September 9–13,

tion of Water Pool Depth,» The 8th Interna-

N9P0305, 2012.

[9]

[16] Manickam L., Hansson R., Kudinov P, Bechta

Pisa, Italy, Paper 495.

tional Topical Meeting on Nuclear Thermal-

[18] Yakush S., Kudinov P., and Lubchenko N.,

Hydraulics, Operation and Safety (NUT-

«Coolability of heat-releasing debris bed.

HOS-8), Shanghai, China, October 10–14,

Part 1: Sensitivity analysis and model calibra-

N8P0296, 2010.

tion,» Annals of Nuclear Energy, Vol. 52,

[10] Kudinov, P., Karbojian, A., Tran, C.-T., Villan-

pp. 59–71, February 2013.

ueva, W., «Experimental Data on Fraction of

[19] Yakush S., Kudinov P., and Lubchenko N.,

Agglomerated Debris Obtained in the DEFOR-

«Coolability of heat-releasing debris bed.

A Melt-Coolant Interaction Tests with High

Part 2: Uncertainty of dryout heat flux,»

Melting Temperature Simulant Materials,»

Annals of Nuclear Energy, Vol. 52, pp. 72–79,

Nuclear Engineering and Design, 263, Octo-

2012, February 2013. [20] Yakush S., Lubchenko N., and Kudinov P.,

ber 2013, Pages 284–295. [11] Kudinov P., Davydov M.V., «Development

«Risk-Informed Approach to Debris Bed

and validation of conservative-mechanistic

Coolability Issue,» Proceedings of the 20th

and best estimate approaches to quantifying

International Conference on Nuclear Engi-

mass fractions of agglomerated debris,»

neering (ICONE-20), Anaheim, CA, USA,

Nuclear Engineering and Design, 262, Sep-

July 30–August 3, Paper 55186, 2012. [21] Yakush S. E., Lubchenko, N.T., and Kudinov

tember 2013, pp. 452–461. [12] Kudinov P., Davydov M., Pohlner G., Bürger

P., «Surrogate Models for Debris Bed Dry-

M., Buck M., Meignen R., «Validation of the

out,» 15th International Topical Meeting on

FCI codes against DEFOR-A data on the mass

Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH

fraction of agglomerated debris,» 5 Euro-

15, May 12 to 17, 2013, Pisa, Italy, Paper

pean Review Meeting on Severe Accident

278.

Research (ERMSAR-2012) Cologne (Germany), March 21–23, 2012.

[22] Yakush, S. E., Lubchenko, N. T., and Kudinov, P., «Risk and Uncertainty Quantification in

[13] Kudinov P., Davydov M., «Development of

Debris Bed Coolability,» 15th International

Surrogate Model for Prediction of Corium

Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal

Debris Agglomeration,» In Proceedings of

Hydraulics, NURETH 15, May 12 to 17, 2013,

ICAPP-2014, Charlotte, USA, April 6–9,

Pisa, Italy, Paper 283. [23] Sachin Thakre, Weimin Ma, «Numerical

Paper 14366, 2014. [14] Kudinov P., Karbojian A., Ma W., and Dinh

analysis of reactor scale ex-vessel fuel coolant

T.-N. «The DEFOR-S Experimental Study of

interactions phenomena using MC3D code,»

Debris Formation with Corium Simulant

15th International Topical Meeting on Nuclear

Materials,» Nuclear Technology, 170(1), April

Reactor Thermal Hydraulics (NURETH 15),

2010, pp. 219–230.

Pisa, Italy, May 12–17, 2013.

[15] Kudinov P., Kudinova V., and Dinh T.-N.,

[24] Sachin Thakre, Weimin Ma and Liangxing Li,

«Molten Oxidic Particle Fracture during

«A numerical analysis on hydrodynamic

Quenching in Water,» 7 International Con-

deformation of molten droplets in a water

ference on Multiphase Flow ICMF 2010,

pool,» Annals of Nuclear Energy, Vol. 53,

Tampa, FL USA, May 30–June 4, 2010.

pp. 228–237, 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

241

[25] Basso S., Konovalenko A. and Kudinov P., «Development of scalable empirical closures for self-leveling of particulate debris bed», In Proceedings of ICAPP-2014, Charlotte NC, USA, April 6–9, Paper 14330, 2014. [26] Basso S., Konovalenko A. and Kudinov P., «Sensitivity and Uncertainty Analysis for Predication of Particulate Debris Bed SelfLeveling in Prototypic SA conditions», In Proceedings of ICAPP-2014, Charlotte NC, USA, April 6–9, paper 14329, 2014.

242

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung Autor und Koautoren

S. Mayer, F. Assenmacher, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg, I. Heese, H. Hödlmoser, E. Hohmann, M. Jäggi, Ch. Schuler

Beauftragte Institution

Paul Scherrer Institut, Abteilung Strahlenschutz und Sicherheit, Sektion Messwesen

Adresse Telefon, E-Mail, Internetadresse

CH-5232 Villigen PSI +41 56 310 2338, Sabine.Mayer@psi.ch, www.psi.ch

Dauer des Projekts

1. Januar 2013 bis 31. Dezember 2015

ZuSAMMEnFASSunG

Das PSI hat mit der IC2012n erstmals eine

Im Berichtsjahr gab es im Rahmen des Projekts

internationale Vergleichsmessung für passive

«Zusammenarbeit in der Strahlenschutzfor-

neutronendosimeter organisiert und durchge-

schung» verschiedene Teilprojekte zu bearbei-

führt. Die Ergebnisse wurden im Rahmen einer

ten, die Weiterentwicklungen auf den Gebie-

Konferenz präsentiert und eine Publikation

ten der Dosimetrie, Strahlenmesstechnik und

angefertigt.

Radioanalytik darstellen.

Experten der Sektion Messwesen wirkten aktiv

Auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung

in verschiedenen internationalen Arbeitsgrup-

wurde eine Doktorarbeit fertiggestellt und an

pen der Technischen Kommission 85 der Inter-

der ETH Zürich erfolgreich verteidigt. Am ZWI-

nationalen Standardorganisation ISO und

LAG konnte die Kalibrierung einer Messanlage

EuRADOS («European Radiation Dosimetry

für Endlagerfässer abgeschlossen werden. Es

Group») mit. Die Mitarbeit erstreckte sich

wurden zwei unterschiedliche Dosimetriesys-

dabei auf wesentliche Revisionen der normen-

teme für neutronen und Photonen vertieft auf

werke als auch auf die Erstellung von internati-

deren Eigenschaften untersucht. Für die

onalen Berichten.

Bestimmung von u, Pu, Am und Cm in Milch-

Das PSI hat insgesamt an sechs Vergleichsmes-

pulver wurde eine Schnellmethode etabliert

sungen im Bereich der Radioanalytik und Dosi-

und im Routinebetrieb aufgenommen. Weiter-

metrie teilgenommen. Die Ergebnisse sind bis

hin wurde ein Sedimentkern aus dem Kling-

auf eine Ausnahme zufriedenstellend.

nauer Stausee radiologisch untersucht und

Weiterhin wurden Praktika für vier Studenten

anhand des Radionuklideintrags die Sedimen-

durchgeführt.

tationsrate bestimmt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

243

Projektziele

(13/15) Teilnahme der Radioanalytik an internationalen Vergleichsmessungen

Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit

(Gamma- und Alpha-Spektrometrie, Tritium,

in der Strahlenschutzforschung wurden für 2013

Strontium, usw.)

folgende Projektziele mit dem EnSI vereinbart: (13/16) Teilnahme an internationalen (13/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf

Vergleichsmessungen für Personen- und

dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung

Umgebungsdosimetrie

(13/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit

(13/17) ad hoc Probleme des ENSI nach Absprache mit dem Projektleiter

(13/3) Fachbegleitung von Studenten (Studenten an Fachhochschulen, technischen Hochschulen und Universitäten sowie IAESTEStudenten werden fachbegleitete Praktika an

Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse

der Sektion Messwesen angeboten) (13/4) Mitarbeit bei der internationalen

(13/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung

Normung in Strahlenmesstechnik

Die Doktorarbeit wurde erstellt und an der ETH-Zürich erfolgreich verteidigt. Eine gedruckte Version

(13/5) Weiterentwicklung und Optimierung

ist Mitte 2014 zu erwarten.

eingeführter Messmethoden in KKW

(13/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit (13/6) Anwendung der GENIE2000- und

Eines der Ziele der Fachbegleitung war die Bereit-

ISOCS/LABSOCS-Software in der Gamma-

stellung von Messdaten zur Verifikation der Mo-

spektrometrie

dellrechnungen. Hierzu wurden die kontrollierten und bilanzierten Abgaben von gasförmigen Posi-

(13/7) Einführung einer Schnellmethode

tronenstrahlern der zentralen Fortluft PSI-West als

für die Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in

Tracer eingesetzt. Die abgegebenen Positronen-

Lebensmittelproben (Milchpulver)

strahler

O (67%),

C (16%),

n (16%) und

(1%) lassen sich über die mit der Annihilationsre(13/8) Einführung von neuen Techniken und

aktion verbundene Aussendung zweier Photonen

Methoden in der Dosimetrie

mit einer Energie von 511 keV gammaspektrometrisch messen. Drei Aluminiumkisten mit einem 3 x

(13/9) Mitarbeit in EURADOS-Programmen

3 Zoll naI(Tl)-Detektor, Gammaspektrometer und

mit direktem Bezug zu aktuellen Fragestel-

einem Industrie-PC zur Datenerfassung und -über-

lungen in der Schweiz (Mitarbeit im Organi-

mittlung wurden konstruiert und an den geplanten

sationskomitee von IC2012n)

Standorten in Betrieb genommen. Zur unterscheidung der Annihilationsstrahlung von schwanken-

244

(13/10) Begleitung der Aeroradiometrie-

dem untergrund aufgrund der natürlich vorkom-

übungen mit Berichterstattung

menden

Radon-Zerfallsprodukte

wurde

als

Kenngrösse in Anlehnung an das in der Aeroradio(13/11) Charakterisierung von Strahlen-

metrie

schutzmessmitteln

(MMGC)-Verhältnis das Verhältnis der Zählraten in

verwendete

Man-Made-Gross-Counts

den Energiefenstern unter- und oberhalb von 550 (13/12) Kalibrierungen der LS-Spektrometer

keV verwendet.

für reine β-Strahler

Die Häufigkeitsverteilungen des an den drei gammaspektrometrischen Messstationen bestimmten

(13/13) Bestimmung von Aktiniden in Sedi-

modifizierten MMGC-Verhältnisses für alle Mess-

mentproben «EAWAG-Klingnau-Projekt»

werte aus 2012 (Abbildung 1) zeigt einen steilen Peak bei niedrigen MMGC-Verhältnissen. Dieser

(13/14) Bestimmung von Aktiniden aus

Peak entspricht der Grundlinie ohne ein zusätz-

Strahlkomponenten Target «M»

liches Signal durch die emittierten Positronenstrah-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 1 (links): Häufigkeitsverteilung der einzelnen Messwerte des modifizierten MMGC-Verhältnisses für alle Messwerte aus 2012.

Abbildung 2 (rechts):

ler. Die unterschiedliche Lage dieses Maximums bei

Die Sektion hat im Berichtszeitraum die folgenden

den drei identisch aufgebauten Messstationen

Arbeiten fachlich begleitet:

K-

Praktikum für einen Studenten des Masterstu-

Messsignals zurückgeführt werden, welches das

diengangs nuclear Saftety Engineering an der

MMGC-Verhältnis direkt beeinflusst. Werte unter-

RWTH Aachen, 3 Monate

halb des Maximums werden durch Ereignisse er-

Internationales Austauschpraktikum für einen

zeugt, bei denen Radonzerfallsprodukte aus der

IAESTE-Studenten von der universität utrecht,

Atmosphäre ausgewaschen und auf dem Boden

4 Monate

deponiert werden. Werden nun alle Messpunkte

Praktikum für eine diplomierte Chemikerin der

des MMGC-Verhältnisses aus der Häufigkeitsver-

universität Wien, 6 Monate

teilung eliminiert, bei denen die Abgabe unterhalb

Internship eines Studenten des Masterstudien-

von 4 GBq in 10 Minuten liegt, bleibt die Form der

gangs nuclear Engineering der ETH Zürich, 3

Verteilung für die Messstationen OASE und WGHA

Monate

kann auf den unterschiedlichen Einfluss des

Häufigkeitsverteilung der einzelnen Messwerte des modifizierten MMGC-Verhältnisses für Abgaben grösser als 4 GBq in 10 Minuten und ausgesuchten Windrichtungen.

unverändert. Dagegen verschwindet der Grundliwas den Einfluss des im Messbereich der Sonde lie-

(13/4) Mitarbeit bei der internationalen Normung in Strahlenmesstechnik

genden Fortluftkamins sichtbar macht.

Die zur ersten Länderabstimmung in der Version

Werden die Daten nun zusätzlich auf ein Windrich-

eines committee drafts (CD) eingereichte norm

tungsintervall von ±30° um die Richtung von der

ISO/CD 7503 Measurement of radioactivity –

jeweiligen Messstation zum Fortluftkamin be-

Measurement and evaluation of surface contami-

schränkt, verschwindet der Grundlinienpeak für

nation mit den Teilen Part 1: General principles,

alle Messstationen (Abbildung 2), was klar de-

Part 2: Test method using wipe-test samples, und

monstriert, dass hohe MMGC-Verhältnisse gemes-

Part 3: Apparatus calibration (Titelwahl ISO) wurde

sen werden, wenn die Fortluftfahne den Detek-

als CD anerkannt. Wie bei einer ersten Abstim-

tionsbereich der Messstation erreicht.

mung üblich, war die Zustimmung von einer Viel-

Bis zur Fertigstellung der Doktorarbeit 2013 konnte

zahl von Kommentaren und Verbesserungsvor-

die Fragestellung zur Modellierung der kleinräu-

schlägen begleitet.

migen Ausbreitung erwartungsgemäss nicht voll-

Diese Vorschläge wurden, soweit akzeptierbar,

umfänglich bearbeitet werden. Dies hat zur Folge,

vom Projektleiter für den Teil 1, T. Richards, BSI, uK,

dass die Ausbreitung in der komplexen Topografie

und vom Projektleiter für die Teile 2 und 3 in die

des PSI unter Einbezug aller relevanten physika-

CD-Versionen der drei Teile eingefügt und die so

lischen Parameter noch nicht modelliert werden

verbesserten Versionen an der Sitzung der Arbeits-

kann. Der Betrieb der Messstationen wird weiter

gruppe 17 (WG17) des ISO TC85/SC2 in Wien (2.4.

fortgesetzt, um die Datenbasis für einen späteren

– 4.4.13) vorgestellt. Aufgrund der lebhaften Dis-

Vergleich mit Modellrechnungen zu vergrössern.

kussion innerhalb der WG17 und weiterer, zu be-

nienpeak für die Messstation WnLA vollständig,

rücksichtigender Kommentare der WG17 zeich-

(13/3) Fachbegleitung von Studenten (Studenten an Fachhochschulen, technischen Hochschulen und Universitäten sowie IAESTEStudenten werden fachbegleitende Praktika an der Sektion Messwesen angeboten)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

nete sich bald ab, dass eine Einreichung der norm bei der ISO als draft international standard (DIS) unmittelbar nach der Sitzung noch nicht möglich war. Zum Zweck der Harmonisierung der Einleitung und des Geltungsbereichs (scope) sowie der Grössen

245

(quantities) der drei Teile der ISO 7503 wurde im

Eichstelle die DL an verschiedenen repräsentativen

Mai des Berichtsjahres noch eine Sitzung «uK-CH»

Messpositionen in der umgebung eines Endlager-

am BSI in London notwendig, an der die beiden

fasses mithilfe einer Ionisationskammer (IK) ge-

Projektleiter sowie zwei weitere Experten teilnah-

messen, deren Messwerte rückverfolgbar auf Pri-

men.

märnormale sind.

Die Einreichung der norm ISO 7503 als DIS-Version

In der in Abbildung 3 gezeigten Fassmessanlage

wurde an der WG17-Sitzung vom 25./26.11.13 in

wird ein Endlagerfass automatisch in eine Messpo-

Paris für Anfang 2014 beschlossen.

sition gebracht, in der 4 Berthold DL-Sonden im

Der in Arbeitsgruppe WG14 von ISO TC85/SC2 er-

Mindestabstand von 10 cm von der Fassoberfläche

arbeitete comittee draft (CD) mit dem Titel «Sur-

gleichmässig verteilt angebracht sind. Während ei-

veillance of the activity concentrations of airborne

ner Messung wird das Fass innerhalb etwa einer

radioactive substances in the workplace of nuclear

Minute um die Längsachse gedreht und die Mess-

facilities» wurde mit Endtermin 04.10.2013 zur

werte werden im selben Zeitraum integriert, um

Abstimmung gestellt. Über SnV wurde dieser CD

Einflüsse durch inhomogene Aktivitätsverteilungen

mit einem Kommentar befürwortet. Die im CD ge-

im Fass zu minimieren. Zusätzlich wird gleichzeitig

forderte wöchentliche Prüfung der Monitore zur

durch eine fünfte DL-Sonde die DL in 1 m Abstand

Raumluftüberwachung hätte einen erheblichen

von der Fassoberfläche gemessen. Als Muster für

Arbeitsaufwand zur Folge, welcher bei modernen

die

Messgeräten sachlich nicht zu rechtfertigen ist.

Abfallfässer,wurde von der ZWILAG das 200-Liter-

Diese Prüfungen werden in der Schweiz daher

Fass M-K-11865 (Masse 362 kg) verwendet, das

halbjährlich durchgeführt. Es wurde der Arbeits-

ein in einer Harzmatrix gebundenes, annähernd

gruppe vorgeschlagen, diese Forderungen in den

homogen verteiltes und von den nukliden

Abschnitt für Prüfungen mit mindestens jährlicher

und Co dominiertes nuklidinventar enthält.

Frequenz zu verschieben. Das Abstimmungsresul-

Messmittel: Als Referenzmessgerät wurde eine in

tat über den CD ist positiv ausgefallen, daher kann

den Primärfeldern der PTB in Braunschweig für ver-

im nächsten Schritt bis zum 30.5.2014 ein draft in-

schiedene ISO Referenzstrahlenqualitäten kali-

ternational standard (DIS) erstellt werden

brierte IK verwendet. Die Energieabhängigkeit der

der

Anlage

vermessenden

137

Kammer wird durch einen für das jeweilige Refe-

(13/5) Weiterentwicklung und Optimierung eingeführter Messmethoden in KKW

renzfeld gültigen Korrekturfaktor kQ berücksich-

In der ZWILAG (Plasma-Anlage, Raum V116) wird

Überlagerung von

in einer Fassmessanlage mithilfe von fünf Berthold

niederenergetischen Compton-Anteilen ist, wurde

LB 6360-H10 Dosisleistungssonden die Ortsdosis-

zusätzlich das Gammaspektrum mithilfe eines

leistung (DL) in der umgebung von Fässern mit ra-

Canberra Inspektor 1000 Handmessgeräts mit

dioaktiven Abfällen gemessen. Zur Festlegung von

LaBr3:Ce Detektor bestimmt, um einen über das

Kalibrierfaktoren für die DL-Sonden wurde von der

Spektrum gemittelten Wert von ‹kQ› = 0.99 zu er-

tigt. Da das Photonenfeld des Musterfasses eine 137

Cs und

Co-Photonen mit

Abbildung 3. 246

Endlagerfass in Messposition (Platz 109) mit 4 DL-Sonden in 10 cm Abstand. Hinter dem Gitter in 1 m Abstand ist die IK in der Messposition 5 zu sehen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Isotop 57

Ref.-Aktivität [Bq] ber. Aktivität [Bq] ber. Aktivität [Bq] Aktivitätsdatei aus Aktivitätsdatei via LABSOCS 146 ± 5 147 ± 7 155 ± 7

Abweichung [%] LABS. Ref.Akt. 5.4

290 ± 9

290 ± 12

267 ± 12

461 ± 15

465 ± 20

494 ± 20

6.2

622 ± 20

623 ± 25

582 ± 25

–6.6

–7.9

6440 ± 190

6370 ± 250

6680 ± 250

3.7

113

375 ± 11

372 ± 15

406 ± 15

8.2

137

109

183 ± 6

185 ± 10

189 ± 10

3.3

218 ± 7

217 ± 10

234 ± 10

6.4

470 ± 15

474 ± 20

526 ± 20

11.2

465 ± 15

467 ± 20

523 ± 20

11.2

139 203 241

mitteln. Die von der IK gemessene Luftkerma

Eine bestehende Methode für die Bestimmung von

wurde mithilfe eines ebenfalls über das Spektrum

gemittelten Konversionsfaktors von ‹h*k(10)›=1.22

multane Bestimmung von Pu-Isotopen (239+240Pu,

in H*(10) umgerechnet.

238

Zusammenfassung: Zusammengefasst konnte

ben (u.a. Kartoffelpulver, Käse, Marmelade, Fleisch

die Fassmessanlage für ein Referenzfass mit einer

etc.) erweitert. nach der Trockenveraschung der

Cs- und

Pu) und

241

Am in allgemeinen Lebensmittelpro-

Co-haltigem Inhalt

Proben wird die Asche zunächst in definierter Probengeometrie auf einem Planar- oder Bohrlochde-

das Spektrum kalibriert werden. Die Messunsicher-

tektor auf

heit beträgt in etwa 10% (k=2).

keV). Danach wird die Asche über zwei nassver-

Mischung aus

Vergleich der Referenzwerte von zertifizierten Multigamma-Kalibrierlösungen mit «klassisch» berechneten Aktivitäten über Aktivitätsdateien und via LABSOCS-Berechnung.

Sr in Milchpulver wurde auf die zusätzliche, si-

durch Mittelung der umrechnungsfaktoren über

137

Tabelle 1.

241

Am untersucht (Gamma-Linie bei 59

aschungs-Schritte aufgeschlossen, mit 242Pu-Tracer

(13/6) Anwendung der GENIE2000- und ISOCS/ LABSOCS-Software in der γ-Spektrometrie

versetzt (chemische Ausbeute-Bestimmung) und

nach der Installation der Genie-2000-Spektrome-

überführt. Das Pu wird nahezu quantitativ an

trie, der Installation der Detektorcharakterisierung

einem Bio-Rad Anionentauscher adsorbiert. Die

und der ISOCS/LABSOCS-Software wurden mit

Elution von Pu erfolgt im HI/HCl-Medium, d.h. Re-

dem LABSOCS-Programm Efficiency-Berechnun-

duktion von Pu4+ zu Pu3+ und somit sofortige Bil-

gen für Standardgeometrien (1 Liter, 50 ml-Kautex-

dung von neutralen PuCl3, welches keinen Ober-

Weithalsflasche und 5 cm Flächenquellen) durch-

flächenkomplex mit dem Extraktionsharz mehr

geführt.

Efficiency-

bildet und einfach eluiert werden kann. Die Elu-

Kurven wurden dann die Aktivitäten der zuvor ge-

tionslösung wird dann im naHSO4-Medium direkt

messenen Kalibrierquellen dieser Geometrien be-

elektrolysiert, wobei die Pu-Fraktion auf ein Metall-

rechnet und die Resultate mit den Aktivitäten aus

plättchen (Kathode) abgeschieden wird. Die an-

«klassisch» über Aktivitätsdateien erstellten Effi-

schliessende Messung erfolgt im Alpha-Spektro-

ciency-Kurven verglichen. In Tabelle 1 sind diese

meter. Für die Auswertung der komplexen Spektren

Vergleiche für die 50 ml Standardgeometrie mit

stehen Excel-Dateien zur Verfügung, die in der

Messung direkt am Detektor aufgelistet. Gegen-

QM-Arbeitsvorschrift (AARA44) detailliert be-

über den Resultaten aus klassischer Kalibrierung

schrieben sind.

Mit

den

berechneten

schlussendlich in ein 7 Mol/Liter HnO3-Medium

weichen die LABSOCS-Berechnungen etwas stärker bemerken, dass auch für die über Aktivitätsdateien

(13/8) Einführung von neuen Techniken und Methoden in der Dosimetrie

erzeugte Efficiency-Kurven systematische Abwei-

Im Berichtszeitraum wurden zwei unterschied-

chungen von bis zur Höhe der erweiterten Mess-

lichen Dosimetertypen untersucht.

von den zertifizierten Sollwerten ab, jedoch ist zu

unsicherheiten auf dem Kalibrierzertifikat (ca. 3% pro nuklid) nicht ausgeschlossen werden können.

Bestimmung der Energieempfindlichkeit von PADC

(13/7) Einführung einer Schnellmethode für die Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in Lebensmittelproben (Milchpulver)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Bei der Einführung des Personen-neutronendosimeters am PSI basierend auf PADC-Detektoren wurde vor ca. 10 Jahren die Energieempfindlich-

247

keit bestimmt. Für das modifizierte, seit ca.

PSI hat mit 2 neutronendosimetriesystemen teilge-

7 Jahren am CERn eingesetzte Gehäuse, wurde

nommen. Die Ergebnisse der IC2012n wurden

nun die Bestimmung der Energieempfindlichkeit

vom Organisationskomitee bei der nEuDOS12-

nachgeholt. um auch für thermische neutronen

Konferenz in Aix-en-Provence innerhalb eines

empfindlich zu sein, wird im modifizierten CERn-

«participants meeting» präsentiert. Die Vorträge

Gehäuse ein LiF-Chip als Radiator eingesetzt.

dieser Veranstaltung sind unter http://www.eura-

PADC-Detektoren im PSI-Standardgehäuse und

dos.org/en/Events/presentations/IC2012n zugäng-

im modifizierten CERn-Gehäuse wurden bei

lich. Im Weiteren wurde eine Publikation über die

mehreren mono-energetischen Energien an der

Vergleichsmessung «EuRADOS IC2012n: EuRA-

PTB bestrahlt. Die Messreihe konnte mit Bestrah-

DOS 2012 InTERCOMPARISOn FOR WHOLE BODY

lungen in quasi monoenergetischen Feldern an

nEuTROn DOSIMETRY» fertiggestellt.

der iThemba-LABS-Anlage in Südafrika ergänzt systematisch aufbereitet und die Ansprechvermö-

(13/10) Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Berichterstattung

gen in Funktion der neutronenenergie berechnet.

Während der diesjährigen Aeroradiometrieübung

Die ermittelten Werte für das CERn- und das

wurden auf dem Waffenplatz Thun in Zusammen-

Standard-Gehäuse stimmen gut mit den vorhan-

arbeit mit den Kollegen vom Komp Zen ABC-Ka-

denen Daten überein. Es gibt jedoch kleinere

mir, Labor Spiez und EnSI Vergleichsmessungen

unterschiede, insbesondere im Bereich zwischen

zwischen Aeroradiometrie, fahrzeuggestützten

0.144 und 1.2 MeV. Es kann jedoch davon aus-

Messungen und Bodenmessungen (ODL, In-Situ-

gegangen werden, dass für den Einsatz in

Gammaspektrometrie) durchgeführt. Der Ver-

realistischen neutronenfeldern mit einer breiten

gleich zwischen Bodenmessungen der Ortsdosis-

Energieverteilung die bestehenden Kalibrierver-

leistung und der Aeroradiometrie zeigt eine gute

fahren weiter verwendet werden können. Die

Übereinstimmung. Auch die Ergebnisse für die

Ergebnisse wurden an der nEuDOS12-Konferenz

Mittelwerte der Aktivitätskonzentration der Radio-

im Juni 2013 vorgestellt und als Publikation ver-

nuklide

öffentlicht. Im Weiteren wurde eine Publikation

Situ-Gammaspektrometrie und Aeroradiometrie

zu untersuchungen an verschiedenen PADC

überein. Für das Radionuklid 137Cs konnte lediglich

Materialien für die neutronendosimetrie veröf-

die In-Situ-Gammaspektrometrie einen Messwert

fentlicht.

angeben, da die auf dem Waffenplatz Thun ange-

werden. In der Berichtsperiode wurden alle Daten

K und

232

Th stimmen gut zwischen In-

troffene Aktivitätskonzentration von 7 Bq/kg deutEvaluation des BeOmax-Systems für die tech-

lich unter der nachweisgrenze der Aeroradiome-

nische Dosimetrie

trie liegt.

Das BeOmax-System, das auf Berylliumoxid-Festnach dem OSL-Prinzip (Optisch Stimulierte Lumi-

(13/11) Charakterisierung von Strahlenschutzmessmitteln

neszenz) von bestrahlten Detektoren eine Dosis

Zur Eichung von Oberflächenkontaminationsmoni-

bestimmt, ist evaluiert und charakterisiert worden.

toren (OKM) und Hand-Fuss-Kleider-Monitoren

Das untersuchte BeOmax-System ist für die experi-

(HFK) werden emissionsraten-zertifizierte Flächen-

mentelle und technische Dosimetrie geeignet und

quellen verschiedener Radionuklide verwendet.

in der physikalischen Strahlungsgrösse Luftkerma

Zur periodischen Überprüfung dieser Quellen

kalibriert.

wurde eine Methode entwickelt, welche die von

körpern als Strahlungsdetektoren basiert, und das

248

den beiden Eichstellen PSI und IRA eingesetzten

(13/9) Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in der Schweiz (Mitarbeit im Organisationskomitee von IC2012n)

Quellen direkt mit Hilfe eines Instrument-Transfer-

Die EuRADOS-Arbeitsgruppe WG2 («Harmonisa-

ment-Transfernormals jeweils bezogen auf die PSI-

tion of individual monitoring»), in der das PSI im

und IRA-Quellen aufgetragen. Die Abweichung

Organisationskomitee vertreten ist, hat in 2012

der beiden

zum ersten Mal eine internationale Vergleichsmes-

ausserhalb des dargestellten Bereichs. Die rot ein-

sung für passive neutronen-Personendosimeter

gezeichneten Fehlerbalken repräsentieren die um

«IC2012n» organisiert. Die Dosimetriestelle des

einen Faktor k=2 erweiterte unsicherheit, in wel-

normals vergleicht. Abbildung 4 zeigt das Resultat dieser Messungen. Hier ist die relative Abweichung des Emissionsratenansprechvermögens des Instru-

Co (gamma) Quellen liegt mit -47%

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Abbildung 4:

che sowohl die zertifizierte unsicherheit beider Flä-

Ergebnis des Vergleichs zwischen den Flächenquellen PSI und IRA.

chenquellen als auch die Reproduzierbarkeit der gemessenen Zählraten einfliesst. Schneiden diese Fehlerbalken die 0%-Horizontale nicht, so ist die Wahrscheinlichkeit einer zufälligen Abweichung aufgrund der einfliessenden unsicherheiten kleiner als fünf Prozent. Für die meisten Quellen stimmt das mit der PSIund IRA-Quelle ermittelte Emissionsraten-Ansprechvermögen im Rahmen der unsicherheiten überein. Einige der PSI-Quellen (14C,

Cl,

Abbildung 5:

(gamma), 99Tc (S) und 99Tc (S neu)) weichen jedoch

Beziehung zwischen dem gemessenen TDCR-Wert und der berechneten Zähleffizienz aus der Zählrate und der eingesetzten Traceraktivität für die ungequenchten Proben.

signifikant von den entsprechenden Quellen des IRA ab. Im Falle der abgeschirmten

Co-Quellen

konnte der unterschied inzwischen durch eine gammaspektroskopische Messung der Aktivität der Quellen auf eine Inkonsistenz in der zertifizierten Emissionsrate der IRA Quelle im Vergleich zur Aktivität zurückgeführt werden. Die Angaben auf den Zertifikaten der Kalibrierlabors sind essentielle Grössen in den Eichprozeduren der beiden Eichstellen. um die durch die präsentierten Messergebnisse aufgeworfenen Zweifel

der TDCR-Wert gegen 1 (also 100% Zählausbeute)

an den zertifizierten Daten auszuräumen, wird in

strebt.

Zusammenarbeit von IRA, PSI und METAS eine unabhängige Überprüfung der Emissionsraten, z.B. durch die PTB, angestrebt.

(13/13) Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben «EAWAG-Klingnau-Projekt» Durch die Initiative des EnSI und in Zusammenar-

(13/12) Kalibrierungen der LS-Spektrometer für reine β-Strahler

beit mit der EAWAG war es möglich, am

Es wurden verschiedene zertifizierte Radionuklid-

see zu erheben. Ein Sedimentkern mit einer Länge

Kalibrierlösungen (jeweils 2 ml) mit 18 ml Szintilla-

von 62 cm wurde in 1 cm dicke Teile geschnitten,

tionsflüssigkeit (Firma Perkin Elmer, Produkt ultima

gefriergetrocknet und danach mittels hochauflö-

Gold LLT) zu einem konstanten Verhältnis ver-

sender γ-Spektrometrie die Aktivitätskonzentrati-

mischt. Die verwendeten Kalibrierlösungen enthiel-

onen von 40K, 137Cs, 226Ra und 210Pb gemessen.

ten reine β-Strahler verschiedener Emissionsener-

Anhand der 137Cs-Aktivität kann durch Zuordnung

gien, wobei folgende Radionuklide verwendet

von Ereignissen mit hohem Eintrag wie zum Bei-

wurden: 3H (Emax 18.6 keV), 63ni (Emax 66 keV), 14C

spiel dem Reaktorunfall von Tschernobyl und den

(Emax 156 keV),

Cl (Emax 709

Kernwaffentests vor ca. 50 Jahren eine Sedimenta-

keV). neben den ungequenchten Cocktail-Lö-

tionsrate bestimmt werden. Diese beträgt 1 cm pro

sungen dieser Radionuklide, wurden zusätzliche

Jahr. Durch eine andere Methode, der 210Pb Alters-

Quenchsets für jedes Radionuklid hergestellt. Die

bestimmung, ergibt sich eine vergleichbare Sedi-

anschliessenden LSC-Messungen mit dem HIDEX

mentationsrate von 1.15 cm pro Jahr.

Spektrometer SL 300 wurden mit der TDCR-Option

Die Trennung der Aktiniden wurde am PSI durch-

(Triple to Double Coincidence Ratio) durchgeführt.

geführt. Die Auswertung der Daten ist jedoch noch

Abbildung 5 zeigt den Zusammenhang zwischen

nicht abgeschlossen.

Sr (Emax.546 keV),

22.12.2012 Sedimentkerne am Klingnauer Stau-

dem TDCR-Wert und der berechneten Zähleffizisetzten Traceraktivitäten aller ungequenchten LS-

(13/14) Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkomponenten Target «M»

Cocktails. Ein nahezu linearer Zusammenhang mit

Die Strahlproben aus dem Mesonen-Target (Target

der Steigung TDCR/Efficiency = 1 ist angezeigt.

M) wurden im vierten Quartal 2013 erhoben und

Dieser Befund entspricht der TDCR-Theorie, dass

werden erst im ersten Quartal 2014 für Messungen

für hohe Lichtausbeuten (also für hohe β-Energien)

der Radioanalytik zur Verfügung stehen.

enz aus der gemessenen Zählrate und den einge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

249

(13/15) Teilnahme der Radioanalytik an internationalen Vergleichsmessungen (γ- und α-Spektrometrie, Tritium, Strontium usw.)

Nationale Zusammenarbeit

Im Laufe des Jahres nahm die Radioanalytik an 6

tionen in mehreren Teilprojekten mit dem Institut

verschiedenen Vergleichsmessungen teil, davon

de Radiophysique (IRA) und fachliche Beratungen

wurden 4 seitens des Veranstalters im Berichtsjahr

für das METAS statt.

Auf nationaler Ebene fanden intensive Kollabora-

ausgewertet und publiziert. Die Ergebnisse der Radioanalytik von allen Proben und allen Radionukliden war durchweg innerhalb aller Akzeptanzkriterien.

Bewertung 2013 und Ausblick 2014

(13/16) Teilnahme an internationalen Vergleichsmessungen für Personen- und Umgebungsdosimetrie

Die Projektziele 2013 wurden gemäss den Verein-

Das PSI hat mit zwei Systemen basierend auf Al2O3-

Rahmen der EnSI-PSI-Vereinbarungen sind die

TLD und EDIS-1-Dosimetern am PTB-Messvergleich

Weiterführung von bestehenden Projekten und

für passive H*(10)-Dosimeter teilgenommen. Die

der Beginn neuer, mit dem EnSI bereits definierter

Ergebnisse für das TLD-Dosimeter sind zufrieden-

Projekte vorgesehen.

barungen zur Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI erreicht. Im

stellend. Mit den EDIS-1-Dosimetern wurde für zwei

Bestrahlungssituationen

(nur

kosmische

Komponente und Freifeld) eine Überschätzung

Publikationen

festgestellt. Abklärungen über die möglichen ursachen sind eingeleitet worden.

S. Mayer, F. Assenmacher, M. Boschung: Deter-

Im Weiteren beteiligte sich das PSI mit zwei Syste-

mination of the response function for two perso-

men basierend auf TLD- und DIS-1-Dosimetern am

nal neutron dosimeter designs based on PADC,

EuRADOS-Vergleich mit Ganzkörperdosimetern

Radiat. Prot. Dosim. Doi:10.1093/rpd/nct256 ,

für Photonenstrahlung. Die Ergebnisse liegen alle

2013.

innerhalb der Akzeptanzkriterien.

S. Mayer, M. Boschung: Comparison of different

Zusätzlich nahm das PSI mit dem auf PADC-Detek-

PADC materials for neutron dosimetry, Radiat.

toren basierenden Dosimeter mit zwei unterschied-

Prot. Dosim. Doi:10.1093/rpd/nct241, 2013.

lichen Gehäusen (PSI- und CERn-Gehäuse) am Eu-

Fantuzzi, E., Chevallier, M.-A., Cruz-Suarez, R.,

RADOS-Vergleich mit Ganzkörperdosimetern für

Luszik-Bhadra, M., Mayer, S., Thomas, D., Tan-

neutronenstrahlung teil. Die Ergebnisse bestätigen

ner, R., Vanhavere, F. EuRADOS IC2012n: EuRA-

die bekannten Eigenschaften der verwendeten Do-

DOS 2012 InTERCOMPARISOn FOR WHOLE

simeter. Für die Feldqualität «250 keV bei 0°»

BODY nEuTROn DOSIMETRY. Radiat. Prot. Do-

konnte mit dem PSI-Gehäuse (CR39STH) keine Do-

sim. In press

sis ermittelt werden. Die Empfindlichkeit des Dosimeters fällt bei dieser Energie stark und die applizierte Referenzdosis war zu klein, um noch ein 250

signifikant von null verschiedenes Signal messen zu können. Beim modifizierten CERn-Gehäuse (CR39S-Li) wird ein zusätzlicher Radiator für die thermischen neutronen eingesetzt (LiF-Chip). Mit diesem Dosimeter konnte auch für die Feldqualität «250 keV bei 0°» ein Dosiswert ermittelt werden.

(13/17) ad hoc Probleme des ENSI nach Absprache mit dem Projektleiter Im vierten Quartal 2013 analysierte die Gruppe Radioanalytik für das EnSI wässrige Proben aus schweizer Kernkraftwerken auf ihren Tritiumgehalt.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Mont Terri – RC Experiment Rock Mass Characterization Author und Co-author(s)

R. Thoeny, F. Amann

Institution

ETH Zürich

Address

Sonneggstrasse 5, 8092 Zürich

Telephone, E-mail, Internet address

+41 (0)44 632 23 12, reto.thoeny@erdw.ethz.ch

Duration of the Project

4 years

ABSTRACT

faulted (0–1 fault/m2) tunnel sections, while a

The RC experiment was successfully finalized in

combination of shearing along fault planes

2013 and revealed some major scientific results.

associated with extensile failure dominated in

These results are relevant for the assessment of

tunnel sections that are intersected by 1–3

potential nuclear waste repositories in faulted

faults/m2. With increasing fault density (> 4

Opalinus Clay where faults on multiple scales

faults/m2), reactivation of fault planes became

are to be anticipated. This report summarizes

more evident indicating a transition from

key findings associated with rock mass charac-

extensional macroscopic failure to shearing.

terization, excavation-induced fracturing in

Based on geological and geophysical data a

faulted Opalinus Clay, deformation characteris-

conceptual EDZ model was established. Dis-

tics, and numerical analyses of processes

placement monitoring data revealed that the

underpinning these failure and deformation

rock mass response of faulted Opalinus Clay is

characteristics.

substantially governed by both, the rock

The RC project was able to demonstrate that

anisotropy and the failure behavior of individ-

spatial variations in fault frequency alter the

ual fault planes and their kinematics. The over-

homogeneity of the rock mass deformability

all rock mass behavior correlates more with

and strength, which has a substantial effect on

variations in larger-scale deformability and

the location and the radial extent of induced

strength heterogeneities. Numerical analyses

damage. It was demonstrated that failure

demonstrate that deformability and strength

mechanisms, orientations and frequencies of

heterogeneities, primary caused by fault zones,

excavation-induced fractures are significantly

resulted in substantial stress concentrations in

influenced by tectonic faults. At the sidewalls,

the adjacent rock mass leading to an enhanced

where fault plane reactivation or bedding shear

potential for induced fracturing. The analyses

was kinematically constrained, extensional

also showed that the observed spatial varia-

fracturing tangential to the tunnel circumfer-

tions in failure depth and displacement pattern

ence was the dominating failure mode. At the

are reasonably reproduced with the utilized

tunnel face and the tunnel invert, where fault

linear elasto-plastic model by using constitu-

and bedding planes were kinematically free,

tive material properties derived from conven-

extensional brittle failure and shearing along

tional laboratory testing.

bedding planes was dominant in sparsely

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

251

Project goals

detailed description of methods, raw data and further data interpretation it is referred to Thoeny

The primary objective of the RC experiment was to

(2013).

characterize the mechanical rock mass properties of drift for high level waste. Of particular interest were

Brief description of the mine-by experiment

the mechanical characteristics of pre-existing faults

In 2008, the Mont Terri Underground Research

or fault zones and their influence on the stress

Laboratory (URL) was expanded through the con-

redistribution in the near-field of the excavation. In

struction of Gallery 08 southwest of the existing

2008, a 5 m high horseshoe-shaped tunnel section

underground laboratory (Figure 1). The new gallery

located between GM 94.5 and GM 127 of Gallery

has a total length of 167 m and links the existing

08 was used to characterize the rock mass behavior

Galleries 98 and 04. Based on the geological con-

of Opalinus Clay during and after tunnel construc-

text and the location of the proposed side niches,

tion (Thoeny et al. 2010). Complementing the in-

the mine-by experiment was proposed in a well-

situ experiment, a laboratory investigation program

defined straight tunnel section between GM 94.5

was conducted to improve our understanding of

â&#x20AC;&#x201C;127 where the Gallery 08 is intersected by a major

the failure process of intact Opalinus Clay under

fault zone (Figure 1).

different loading conditions. The synthesis of geo-

The experiment was carried out concurrently with

logical, laboratory and monitoring data contributes

the construction of the Gallery 08, and lasted from

to a better understanding of the long- and short-

March 27th to July 17th 2008. The mine-by section

term excavation-induced rock mechanical processes

has a 5 m high horseshoe-shaped profile with a

in the near-field of an excavation in a transversal

length of 32.5 m. The advance design consisted of

isotropic and heterogeneous clay shale, thus

1.5 m excavation steps per day carried out in a

improving our ability to properly characterize this

repetitive spatial and temporal sequence. The tun-

material for future project requirements.

nel advanced towards azimuth 152Â° at a down

Opalinus Clay relevant for the scale of a repository

grade of approximately 2.14%, which is approxi-

Work carried out and results obtained

mately perpendicular to the bedding strike and in the direction of bedding dip. Only minor rock mass support (i.e. rock bolts and wire mesh) was used to allow initial observations and monitoring of the

The RC experiment could be successfully finalized

rock mass response to the excavation. Surface

in 2013. The key findings of this project are

measurements include geodetic and laser scanning

summarized in the following chapters. For a

surveying, seismic refraction tomography as well as

Figure 1: Location of the mine-by experiment within the Mont Terri URL.

252

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 2: Boreholes used for deformation monitoring and geological characterization in the RC experiment.

geological mapping of excavation surfaces.

which influence both, the characteristics and depth

Borehole based measurements consisted of optical

of excavation-induced damage. It was demon-

televiewer (OPTV; all boreholes in Figure 2) imag-

strated that the spatial variations in fault frequency

ing, single-hole ultrasonic interval velocity mea-

along the tunnel axis alter the homogeneity of the

surements (BRC-2; Figure 2), continuous deflec-

rock mass in strength and deformability which has

tometer and extensometer measurements (BRC-2;

a substantial effect on the location and the radial

Figure 2), periodic TRIVEC measurements (BRC-1;

extent of induced damage on both, the borehole

Figure 2) and rock temperature monitoring (BRC-2;

and the tunnel-scale. Based on geological and geo-

Figure 2). After excavation, additional data was

physical data a new conceptual model of the EDZ

gathered from boreholes BRC-3 and BRC-4 (Figure

geometry around the mine-by section was estab-

2) drilled from the completed gallery and from pre-

lished (Figure 3). The model suggests a strongly

installed instruments located in boreholes along

damaged inner zone with a consistent radial

the gallery boundaries.

extent of 0.5â&#x20AC;&#x201C;1.5 m, and less damaged outer zones with a radial extent of 4 m within fault zones

Key findings obtained from rock mass characterization

and 2â&#x20AC;&#x201C;3 m in between the fault zones.

Geological and geophysical characterization tech-

tions in fault plane density, while the radial extend

niques on the tunnel and borehole-scale were used

of the outer zone is substantially influenced. Inte-

for a qualitative and quantitative analysis of the

gration of geological mapping and borehole log-

structural and kinematic relationship between nat-

ging data revealed that the excavation-induced

ural and excavation-induced fractures in faulted

damage zone around the mine-by experiment is

Opalinus Clay. Integrating the results from seismic

composed of reactivated fault planes (RF) and

refraction tomography, borehole logging, and tun-

seven different types of induced fractures (IF, Fig-

nel surface mapping allowed the evaluation of spa-

ure 4):

The depth of the inner zone is unaffected by varia-

tial variations in induced fracturing along the tun-

(IF1) extensional fractures parallel to the side-

nel axis, and to identify key rock mass properties

walls,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

253

Figure 3: Conceptual EDZ model based on borehole deformation, seismic refraction tomography, geological mapping of niches, and borehole and drillcore logging.

Figure 4: EDZ fracture types observed within the mine-by section; RF: reactivated fault plane.

254

(IF2) extensional fractures oblique to the tunnel

(IF6) shear fractures along bedding planes at the

axis at the sidewalls,

tunnel face,

(IF3) sub-horizontal extensional fractures parallel

(IF7) extensional fractures sub-perpendicular to

to the tunnel invert,

sheared bedding planes or reactivated tectonic

(IF4) extensional and/or shear fractures along

faults at the tunnel face.

bedding planes at the tunnel invert,

It could be demonstrated that failure mechanisms,

(IF5) extensional fractures perpendicular to

orientations and frequencies of excavation-induced

sheared bedding or reactivated fault planes at

fractures are significantly influenced by the occur-

the tunnel invert,

rence and characteristics of tectonic faults. At the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

shear was kinematically constrained, extensional

Key findings obtained from deformation monitoring

fracturing tangential to the tunnel circumference

Excavation-induced displacements and deforma-

was the dominating failure mode. At the tunnel

tions around a tunnel in faulted Opalinus Clay

face and the tunnel invert, where fault and bedding

were analyzed on the fracture and the tunnel scale

planes were kinematically free, extensional brittle

to assess the influence of pre-existing faults and

failure and shearing along bedding planes was

fault zones on the short- and long-term rock mass

sidewalls, where fault plane reactivation or bedding

dominant in sparsely faulted (0â&#x20AC;&#x201C;1 fault/m ) tunnel

response. Displacements and deformations were

sections, while a combination of shearing along

continuously monitored throughout the excava-

fault planes associated with extensile failure pre-

tion of the mine-by experiment and after its con-

vailed in tunnel sections that are intersected by 1â&#x20AC;&#x201C;3

struction using borehole inclinometer, extensome-

faults/m .With increasing fault density (> 4 faults/

ters and deflectometer as well as high resolution

m2), reactivation of densely spaced fault planes

geodetic and laser scanning measurements. Dis-

became more evident indicating a transition from

placement monitoring data revealed that the over-

extensional macroscopic failure to shearing. Fur-

all rock mass response of faulted Opalinus Clay is

thermore it was observed that bedding shear and

mainly controlled by the intact rock anisotropy due

reactivation of tectonic fault planes occurred in nor-

to the pronounced bedding. Displacement vectors

mal faulting mode at the tunnel face, and in thrust

consistently showed a preferred orientation sub-

faulting mode at the tunnel invert.

perpendicular to bedding planes thereby indicating

Figure 5: Displacement vector plots derived from the geodetic measurements showing the short-term displacement pattern throughout the excavation of the mine-by section. Longitudinal displacements along (a) the NE sidewall and (b) the SW sidewall showing the general displacement pattern altered by the occurrence of minor and major fault zones along the mine-by section. Radial displacements representative for (c) the general displacement pattern, (d) the displacement pattern in the vicinity of a major fault zone, and (e) the influence of sub-horizontal faults. Displacement magnitudes for all plots are scaled 1:10.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

255

heaving at the lower sidewalls and below the tun-

occurred after the excavation of the mine-by

nel invert and settlements at the crown and the

experiment. Depending on the borehole location

upper sidewalls (Figure 5).

around the tunnel circumference and depending

Pre-existing tectonic faults and their spatial varia-

on the borehole direction in respect to the orienta-

tions along the tunnel axis significantly modify the

tion of the rock mass anisotropy, borehole instru-

general surface displacement field in magnitude

mentations showed a substantially different defor-

(Figure 5), but also in direction depending on their

mation behavior during the excavation compared

orientation relative to the tunnel direction. The

to the open drift phase. Deflectometer and exten-

spatial and temporal evolution of the displacement

someter measurements (BRC-2) at the sidewall

pattern around the mine-by section is substantially

revealed that the long-term rock mass deforma-

governed by both, the kinematic behavior of single

tions were very small compared to the deforma-

fault planes, and the overall rock mass behavior as

tions during the excavation advance. The monitor-

a consequence of large-scale deformability and

ing data further showed that the short-term rock

strength heterogeneities along the tunnel axis.

mass response parallel to the rock mass anisotropy

Along the experimental section these heterogene-

is significantly governed by differential deforma-

ities were primary caused by minor and major bed-

tions along minor and major fault zones, while for

ding-parallel fault zones. Integration of the defor-

the long-term response these large-scale heteroge-

mation measurements considering both the frac-

neities are only of minor importance. TRIVEC mea-

ture and the tunnel-scale revealed that individual

surements (BRC-1), however, revealed that long-

fault planes were most influential on the rock mass

term deformations below the tunnel exceeded the

response at the tunnel face, crown and the invert,

deformations that were measured during the exca-

but were less influential in the sidewalls and at

vation phase by far, in particular in the vertical

larger depths in the rock mass. At the sidewalls,

direction oblique to the rock mass anisotropy. Fur-

where fault plane reactivation was of minor rele-

thermore, the long-term response of the tunnel

vance due to their unfavorable orientation (i.e. in

invert appears to be strongly affected by the extent

terms of shear failure), the rock mass response in

of the initial EDZ that formed during the excava-

the tunnel near-field was dominated by exten-

tion phase and thus by the orientation of the pri-

sional fracturing through the intact rock matrix

mary structures relative to the tunnel excavation.

resulting in large displacements adjacent to largeThis failure behavior was associated with the for-

Key findings obtained from numerical modelling

mation of slab-like structures approximately half a

Numerical analyses performed in this study

tunnel diameter behind the advancing tunnel face

revealed new and important insights into the influ-

which locally affected the tunnel stability.

ence of rock mass heterogeneities such as faults

Continuous borehole monitoring provided a

and fault zones on excavation induced fracturing

unique opportunity to analyze the deformation

around an advancing tunnel in faulted Opalinus

behavior associated with the excavation advance

Clay. Previous investigations were limited to

and the time-dependent deformations that

induced failure processes around individual tunnel

scale rock mass heterogeneities (Figure 6).

256

Figure 6: Geodetic displacement map showing the cumulative vertical displacement magnitudes along the mine-by section when the tunnel face was located at GM 124. Overlaid geological structures were derived from geological sidewall mapping throughout the excavation and consists of pre-existing faults and fault zones (shown in black) and EDZ fractures (shown in grey).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

cross sections and detailed information about spa-

average Young’s modulus (i.e. average between

tial variations in induced fracturing in terms of fail-

P- and S-specimens).

ure mechanisms and associated kinematic behav-

Elastic analysis further revealed that total and

ior of bedding and fault planes along the tunnel

measurable elastic displacements are similar in

axis were not systematically investigated. Through

terms of displacement magnitudes and thus not

combined analysis of site-specific, three-dimen-

substantially affected by the constitutive elastic

sional numerical models and deformation monitor-

model. However, elastic displacement vector ori-

ing data from the mine-by experiment, it could be

entations are significantly affected by the orien-

demonstrated that deformability and strength het-

tation of the plane of isotropy.

erogeneities in Opalinus Clay have a significant

Elastic stress path analyses obtained from linear-

influence on the redistributed stresses, and hence

elastic isotropic and linear-elastic transversal iso-

on induced fracturing and associated deforma-

tropic models are qualitatively and quantitatively

tions in the tunnel near-field. Thus, numerical

similar for homogeneous and heterogeneous

modeling requires considerations of both the rock

models. Thus, the assumption of the constitutive

anisotropy due to the bedding as well as the rock

elastic behavior is not relevant regarding the

mass heterogeneity and anisotropy due to faults

stress magnitudes when using an average

and fault zones to adequately reproduce the

Young’s modulus for the isotropic model.

observed failure mechanisms and the associated

Elastic stress path analyses were able to ade-

displacement field. Numerical model results

quately identify the kinematic failure modes of

showed that the observed spatial variations in fail-

discrete fault and bedding planes as observed in

ure depth and in the displacement pattern are rea-

the field. Elastic modeling suggests that at the

sonably reproduced with the utilized linear elasto-

tunnel face shearing along fault and bedding

plastic model by using constitutive material proper-

planes is the most likely failure mechanism and

ties derived from conventional laboratory testing.

primarily associated with normal faulting.

Although not explicitly implemented in the model,

Stress path analysis also indicate that reactiva-

information regarding the kinematic failure modes

tion of fault planes is initiated 2–3 m ahead of

of bedding and fault planes was gained from elas-

the face with shearing along bedding plane ini-

tic stress path analysis. The conclusions from both,

tiating only 0.5–1 m ahead of the face. At the

the elastic and elasto-plastic modeling are primarily

tunnel invert and the crown, shearing along

valid for the given orientation of the in-situ stress

fault and bedding planes is also the most likely

state in respect to the orientation of the tunnel and

failure mechanism, however, shearing is consis-

the plane of transversal isotropy as encountered in

tently initiated behind the tunnel face and pri-

this study. However, the results may also help to

marily associated with reverse faulting. These

understand the role of anisotropy and heterogene-

findings are consistent with field observations.

ity on local failure mechanisms associated with

Elastic stress path analysis further suggests that

excavations in weak anisotropic rocks. The key out-

extensional fracturing is the primary failure

comes of the elastic analyses are:

mechanism at the sidewalls. In the vicinity of

Large-scale heterogeneities in deformability, pri-

fault zones substantially enhanced stresses

mary caused by spatial variations in fault plane

ahead of the tunnel face may lead to the forma-

density, lead to substantial stress concentrations

tion of extensional fractures sub-parallel to the

in the rock mass adjacent to more compliant

tunnel face. At larger distance from the tunnel

zones. Stress magnitudes and the affected

face (i.e. 0.5–1 tunnel diameter) extensional

extent in the adjacent rock mass are strongly

fractures may form on both sidewalls tangential

dependent on the stiffness contrast between the

to the tunnel circumference. Field observations

fault zone and the rock matrix, whereby a high

showed that these extensional fractures had the

stiffness contrast results in the highest stress

potential to evolve into major sidewall spalls, in

magnitudes and the largest extent along the

particular adjacent to major fault zones.

tunnel axis.

The key outcomes of the elasto-plastic analysis are

Longitudinal stress profiles from heterogeneous

summarized as follows:

models revealed that variations in stress magni-

Elasto-plastic analyses showed that depth and

tudes in a transversal isotropic material, such as

depth variations of the excavation damage zone

the Opalinus Clay, can be adequately repre-

are substantially affected by strength and

sented with an isotropic model assuming an

deformability heterogeneities along the tunnel.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

257

Figure 7: Distribution of accumulated plastic shear strain magnitudes of the rock matrix and the fault zones along a) the NE sidewall and b) the SW sidewall of the mine-by section. Plastic shear strain magnitudes are highest (red to yellow) within the fault zones and substantially enhanced (green) in the rock matrix in between the fault zones.

Model results suggest an EDZ depth of 4 to 5 m

International Cooperation

within fault zones, a depth of 2 to 3 m adjacent to fault zones and a depth of 0.5 to 1 m outside

The institutions cooperating with the Chair of

the range of influence of fault zones. The mod-

Engineering Geology at ETH and ENSI are the fol-

eled EDZ depth and EDZ depth variations are in

lowing: 1) Bundesanstalt f端r Geowissenschaften

agreement with geophysical field investigations

und Rohstoffe (BGR), Germany; 2) Chevron ETC,

along both sidewalls of the mine-by experiment.

USA.

The elasto-plastic model also revealed displacement magnitudes similar to the measured magnitudes. The agreement with field measurements is, however, altered in zones were struc-

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

tural controlled instabilities or major faults and associated dilatant behavior (i.e. formation of

The project was successfully finalized in 2013 with

spalls) was observed. Even though the displace-

some major scientific results. The results are highly

ment magnitudes in these zones are not well

relevant for the assessment of potential nuclear

captured by the numerical model, these zones

waste repositories in tectonized Opalinus Clay

coincide in extent and location with the extent

where faults on multiple scales are to be antici-

and location of the maximum modeled plastic

pated. Major results will be published in 2014 in

shear strain (Figure 7).

International Journals.

The analyses is based on newly established constitutive properties based on laboratory test

258

results. Since both, the EDZ depth and displace-

Publications

ments are reasonably well captured in the

Publication in International Journals are planned

numerical model, it is concluded here that these

for 2014.

properties are representative for the short-term undrained response of Opalinus Clay (shaley facies) at the Mont Terri URL.

National Cooperation

References [1]

R. Thoeny (2013): Geomechanical analysis of excavation induced rock mass behaviour of faulted Opalinus Clay at the Mont Terri

ENSI provides major funding of the RC experiment

Underground Research Laboratory Switzer-

and cooperates with ETH in the coordination of

land, PHD Thesis, Swiss Federal Institute of

this research activity. Swisstopo is the second cost-

Technology, Z端rich, Switzerland.

sharing partner.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Mont Terri – HM Experiment Hydro-Mechanical Coupling Author und Co-author(s)

K.M. Wild, F. Amann

Institution

ETH Zürich

Address

Sonneggstrasse 5, 8092 Zürich

Telephone, E-mail, Internet address

+41 (0)44 633 40 41, katrin.wild@erdw.ethz.ch

Duration of the Project

4 years

ABSTRACT

strength/stiffness, which decreases non-lin-

In 2013, the results from the laboratory test

early with decreasing volumetric water content.

series conducted in 2012/2013 to establish the

A comparison between strength values (Brazil-

water retention characteristics and relationship

ian tensile and uniaxial compressive strength)

between suction and mechanical properties of

obtained from specimens loaded parallel and

the clayey facies of Opalinus Clay were inte-

perpendicular to bedding suggests a state

grated and re-evaluated. Water retention char-

dependent strength anisotropy.

acteristics for wetting and drying conditions

Additionally, two different laboratory test series

were established. Results of p-wave velocity

were initiated in 2013. A first series of 20 con-

measurements showed that the p-wave veloc-

fined compressive strength tests on fully satu-

ity normal to bedding (vp,n) dropped sharply

rated P- and S-specimens aims to derive

upon desaturation until suction approached

drained and undrained poroelastic and

the air-entry value. The sharp decrease was

mechanical properties. A second experimental

associated with desiccation cracks solely ori-

program deals with the investigation of visco-

ented parallel to bedding. For suction in excess

elastic effects and local pore pressure evolution.

of the air-entry value, vp,n was constant, indi-

Conceptual HM-coupled three-dimensional

cating no further desiccation damage. The suc-

models revealed that pore pressure evolution

tion at the shrinkage limit and at the air-entry

around an excavation in a transversal isotropic

point are similar in magnitude. The p-wave

media is strongly dependent on the sensor

velocity parallel to bedding (vp,p) remained con-

location with respect to bedding. Elastic volu-

stant in the entire range of suction investigated.

metric strain may cause a significant drop in

An almost linear increase in stress at the onset

pore pressure when the tunnel face passes.

of dilation, Young’s modulus, unconfined com- This drop is similar to the pore pressure drop pressive strength, and Brazilian tensile strength

associated with dilatancy accompanying fail-

with increasing suction was observed up to a

ure. To investigate the combined effect of dilat-

suction of 56.6 MPa. For suction larger than

ancy and stress-path dependent elastic volu-

56.6 MPa, relatively constant strength and

metric straining, improvements of commer-

stiffness was observed. The increase is associ-

cially available constitutive laws will be neces-

ated with the net contribution of suction to

sary.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

259

Project goals

air enters theoretically the larger pores of the specimen). The air-entry value was determined by

The primary objectives of the HM experiment are

extending the tangent of the central part of the

to quantify rock mechanical properties and the

Van Genuchten fit to its intersection with the satu-

hydro-mechanically- (HM-) coupled behavior of

ration axis (i.e. where saturation equals 1.0). A

Opalinus Clay on the laboratory and excavation

value of 22 MPa was found.

scale. Of particular interest is the systematic experimental analysis of poroelastic properties such as

Variations in ultrasonic P-wave velocity

the Biot coefficient, the Skemptonâ&#x20AC;&#x2122;s coefficient,

The p-wave velocities measured parallel to bedding

drained and undrained elastic properties, visco-

(vp,p) were nearly constant at a value of 3000 m/s

elastic effects, the stress-strain behavior under

for the entire range of suction tested, and remained

drained and undrained compressive loading condi-

constant for the drying and wetting path (Figure

tions, the bulk and local pore pressure evolution

2). This is in contrast to the p-wave velocity normal

during compressive loading, and the effective

to bedding (vp,n). A slight increase in suction from

strength properties. Based on a series of compre-

its initial stage (i.e. after core dismantling) was

hensive laboratory tests, existing constitutive mod-

associated with a substantial drop in vp,n from

els will be improved and implemented into a

2250 m/s at 12 MPa suction to 1000 m/s at 22 MPa

numerical code. The project aims are associated

suction. This sharp drop in vp,n was also observed

with HM-coupled phenomena relevant for the

within 0â&#x20AC;&#x201C;3 hours of drying under ambient condi-

excavation phase (hours-days) and open drift

tions, and remained constant at 1000 m/s for an

phase (1â&#x20AC;&#x201C;2 years) of a future nuclear waste repository drift for high-level waste.

Work carried out and results obtained Water retention characteristics and capillary phenomen Laboratory tests on water retention characteristics and mechanical properties in relation to total suction reported in Zimmer (2012) and Wymann (2013) were integrated and re-evaluated (Wild et al. 2013). The re-evaluation and scientific interpre-

Figure 1: Water retention characteristics for Opalinus Clay.

tation provided important insight into the HMcoupled phenomena of partially saturated Opalinus Clay relevant for the interpretation of existing laboratory test results, and variations in stiffness, strength and matrix permeability in the near-field 260

of excavations due to transient desaturation processes during the open drift phase.

Water retention characteristics The experimental data on water retention characteristics for both, the wetting and drying path are shown in Figure 1 and were fitted to the Van Genuchten equation (Van Genuchten 1980). The corresponding fitting parameters are also indicated in Figure 1. The scatter in the degree of saturation for the same applied suction is most probably associated with the natural variability in pore size distribution. The drying path was used to derive an esti-

Figure 2: Relationship between p-wave velocity normal and

mate of the air-entry suction (i.e. the suction where

parallel to bedding and suction.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

elapsed time of > 26 hours. For suction > 22 MPa,

Figure 3:

vp,n was nearly constant at 1000 m/s, for both,

Relationship between the Brazilian tensile strength (normal and parallel to bedding (i.e. σt,n and σt,p) and suction. Mean value and data range for each applied suction are given.

wetting and drying path. For the wetting path, vp,n remained at around 1000 m/s, even for applied suctions < 22 MPa. This indicates that the major drop in vp,n is irreversible. Peron et al. (2009) showed experimentally that the shrinkage limit and air-entry value are similar in magnitudes, suggesting that the majority of desiccation damage is associated with the early stage of desaturation where the suction increases from 0 to approximately the air-entry value. The findings of

Figure 4:

Peron et al. (2009) are consistent with the findings

Changes in onset of dilation (CI) and UCS with increasing total suction. Mean value and data ranges for each applied suction are given.

for vp,n in this study, which decreased sharply between 0–22 MPa. In this stage of desaturation, formation of desiccation macro-cracks was observed for all test specimens. For suction > 22 MPa, vp,n was almost constant at 1000 m/s indicating no further increase in desiccation damage. The transition between the sharp decrease in vp,n and an almost constant vp,n is consistent with the airentry suction which was found to be 22 MPa. The dissimilar behavior of vp in the two testing direction may be associated with anisotropy in tensile

Figure 5:

strength, with a tensile strength parallel to bed-

Changes in Young´s modulus and Poisson´s ratio with increasing total suction. Mean values and data ranges are shown.

ding (σt,p) approximately twice the tensile strength normal to bedding (σt,n). During drying it was consistently observed that desiccation macro-crack solely formed parallel to bedding, suggesting that tensile stresses in excess of σt,n were generated while σt,p was not exceeded.

Net-contribution of total suction to strength and stiffness Variations in mechanical properties due to changing suction are shown in Figure 3 for tensile strength, Figure 4 for the unconfined compressive strength (UCS) and onset of dilation (CI) and Figure 5 for the Young’s modulus (E) and Poisson’s ratio (ν). For all of these properties, major changes

at residual water content, the strength may remain

occurred between 0 and 56.7 MPa total suction. In

constant or decrease. Based on their experimental

this range of total suction the increase (or decrease

findings and considerations on the effective stress

for the Poisson’s ratio) is almost linear. Beyond this

law for shear failure in unsaturated porous media,

suction no further significant changes could be

they demonstrated that variations in shear strength

identified.

are determined by net contributions of the effec-

Fredlund et al. (1995) found that the increase in

tive normal stress and suction. The relation

shear strength with increasing suction is linear up

between soil shear strength and soil water reten-

to a suction equal to the air-entry value. For suction

tion characteristics is primarily based on the follow-

beyond the air-entry value, the shear strength

ing equation where changes in total stress and

increase often becomes non-linear, depending on

pore water pressure are handled independently by

the soil type. For highly plastic clays, the increase in

two stress state variables:

shear strength can be linear for a wide range of suction. When the suction approaches the suction

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

(1)

261

than σt,n (Figure 3). Similar tendencies can be found

Figure 6: Relationships between water content and UCS for specimens loaded parallel to bedding (black), and normal to bedding (grey).

for the unconfined compressive strength on specimens loaded parallel and perpendicular to the bedding orientation. Amann et al. (2010) used own and published data to establish a relationship between water content and UCS of OPA specimens loaded perpendicular to bedding (Figure 6). They found that in a range of water content between 8% and 5% the UCS increases with decreasing water content by a ratio of 1:5. Figure 6 also shows UCS data obtained in this study from specimens loaded parallel to bedding. The UCS increases with decreasing water content at a ratio of 1:1 in a range of water content between 7% Where c’ is the effective cohesion, ua is the pore-air

and 1%. These finding suggest a state dependent

pressure, ϕ’ is the effective friction angle, uw is the

strength anisotropy.

pore-water pressure, and β represents the decrease

Due to the bedded fabric of OPA it is likely that the

in effective stress resistance as suction increases.

mean applied suction is not uniformly distributed

The factor β equals 1 for saturated conditions and

in the specimens (Figure 7a). According to the

decreases with decreasing volumetric water con-

results obtained in this study, these variations may

tent (Fredlund et al. 1995). Thus, the net contribu-

cause stiffness and strength contrasts between

tion of capillary suction to shear strength decreases

zones of different pore size distribution, and may

with decreasing volumetric water content. At

influence the effect of suction on strength and

residual water content this may cause a drop in

strength increase. Cracks in brittle rock types such

shear strength. Above findings are consistent with

as OPA tend to grow predominately sub-parallel to

observations in the present study: The tensile

the maximum applied load (Amann et al. 2011,

strength, the onset of dilatancy, the unconfined

2012). For an applied load parallel to bedding,

compressive strength, and the stiffness increased

cracks may grow along bedding layers with com-

almost linearly up to a suction of 56.6 MPa. For

parably low suction. If the load is applied normal to

suction > 56.6 MPa the scatter in the data points

bedding growing fractures sub-parallel to the

suggest only little variations in CI, E, UCS, and σt,n,

applied load direction may arrest at layers with

whereas σt,p dropped significantly. Due to the scat-

higher suction and thus strength and stiffness

ter in the data, however, the onset of a non-linear

(Amann et al. 2011, 2013a, b). The differences in

strength increase for suction beyond the air-entry

crack propagation are illustrated in Figure 7a) and

value as suggested by Fredlund et al. (1995) could

b) for typical Brazilian tensile strength specimens

not be identified.

loaded parallel and perpendicular to bedding. For the latter the tensile fracture show a stepped trace

262

State-dependent anisotropy

indicating that fracturing is affected by heteroge-

The comparison between the increase in σt,p and

neities in strength or stiffness between different

σt,n with an increase in suction suggest that σt,p is

regions. This is in contrast to fractures which form

considerably more affected by changes in suction

for tests with the load applied parallel to bedding,

Figure 7: Concept of local suction variation: a) conceptual model, b) Brazilian tensile strength specimen loaded normal to bedding with a stepped fracture, c) specimen loaded parallel to bedding with a straight fracture.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Figure 8:

where typically a single fracture parallel to bedding

Dependency of the pore pressure evolution during an tunnel excavation on the monitoring location with respect to the bedding planes (black: isotropic model, no bedding planes; red and blue: transversely isotropic model with horizontal bedding, monitoring points at roof (red) and wall (blue)). Initially an isotropic stress state was assumed.

formed.

HM-coupled laboratory tests on saturated specimens A series of 20 confined compressive strength tests on fully saturated P- and S-specimens was initiated in summer 2013 in collaboration with the Politecnico di Torino. The aim is to estimate the drained and undrained poroelastic and mechanical properties of the Opalinus Clay in the stress range relevant for the Mont Terri Underground Research Laboratory (URL). Particular interest lies in the dilatant behavior and its influence on pore pressure evolution during undrained tests, and in the drained strength properties. Specimen preparation exposure time of the specimens, and to guarantee

Numerical modelling of borehole EDZ evolution

parallel specimen faces. A custom-built saw has

Conceptual HM-coupled three-dimensional mod-

been developed for this purpose. In a second step,

els using FLAC3D (Itasca 2009) were carried out to

first tests are currently carried out using a triaxial

improve our understanding on the influence of

apparatus to validate, refine and improve the test-

stress redistribution on pore pressure response.

ing procedure as outlined in Wild and Amann

This systematic analysis is ongoing but some key

(2012). These tests are primarily concerned with

processes are addressed in the following. The cur-

the anisotropic swelling behavior of the specimens

rent analyses suggest that the constitutive model

during the flushing phase, the feasibility of the

in the elastic field are of major relevance for the

back-pressure stage for dissolving gas entrapments

short-term, undrained pore pressure response, e.g.

in the pore water, and possible gas formation dur-

isotropic versus transversal isotropic poroelastic

ing specimen consolidation. The experiences made

behavior. Figure 8 illustrates the pore pressure

during the first tests will be used as basis for the

response for a hydrostatic in-situ state of stress,

remaining ones. The series of compressive tests will

assuming an isotropic elastic and a transversal iso-

be finalized till end of 2015.

tropic elastic model. For the assumption of a

A second experimental program was initiated in

hydrostatic in-situ state of stress, the pore pressure

fall 2013 in cooperation with the Rock Deforma-

change in an transversal isotropic media changes

tion Group at ETH Zürich. This study aims to inves-

for different sensor locations, whereas it remains

tigate visco-elastic effects (i.e. attenuation charac-

the same for an isotropic elastic model. This differ-

teristics) in Opalinus Clay during undrained com-

ence is associated with anisotropic deformations

pressive loading-reloading cycles using the «Broad

(i.e. elastic volumetric strain) which cause an

Band Attenuation Vessel» developed by N. Tisato

unequal pore pressure change at different loca-

(Tisato 2013). Using the same machine, local pore

tions with respect to the bedding planes. The situ-

evolution inside the rock specimen can be moni-

ation is even more complex when an initial aniso-

tored during testing, using pore-pressure sensors

tropic stress state is assumed. This fundamental

installed in micro-boreholes. After saturating and

finding has a substantial consequence for back-

consolidating the specimens, a series of test for

calculations and requires new constitutive relations

determining the Skempton’s coefficient, the pore

for more advanced numerical models which addi-

pressure response associated with sinusoidal com-

tionally consider transversal isotropic shear

pressive load cycles, and the creep behavior will be

strength. It was also found, that the major drop in

carried out. Final test result are expected in sum-

pore pressure when the tunnel passes the sensor

mer 2014.

location, which is typically considered to be associ-

procedures were tested and improved to minimize

ated with dilatancy accompanying failure, is likely related to the elastic volumetric strain (blue line in Figure 8). Further analyses are on the way to investigate the combined effect of dilatancy and stress-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

263

path dependent elastic volumetric straining. This

failure characteristics of clay shales. Fall Meeting of

requires substantial improvements of commercially

the American Geophysical Union, San Francisco,

available constitutive laws in FLAC3D.

USA.

National Cooperation

References

ENSI provides major funding of the HM experiment

F. Amann, E.A. Button, M. Blümel, R. Thoeny

and cooperates with ETH in the coordination of

(2010): Insight into the mechanical behavior of

this research activity. Furthermore, there is a coop-

Opalinus Clay. In: J. Zhao, V. Labiouse, J.-P. Dudt,

eration with the Rock Deformation Group of ETH

J.-F. Mathier (eds): Rock mechanics and environ-

Zürich.

mental engineering. Paper presented at European Rock Mechanics Symposium 2010, Lausanne,

International Cooperation

Switzerland. Taylor & Francis Group, London, pp. 759–762, ISBN 978-0-415-58654-2. F. Amann, E.A. Button, K.F. Evans, V.S. Gischig,

The international institutions cooperating with the

M. Blümel (2011): Experimental study of the brittle

Chair of Engineering Geology at ETH and ENSI are

behavior of clay shale in short-term unconfined

the following: 1) Politecnico di Torino, Italy; 2) Uni-

compression. Rock Mechanics and Rock Engineer-

versity of Alberta in Edmonton, Canada.

ing, 44 (4), 415–430. F. Amann, P.K. Kaiser, E.A. Button (2012): Experi-

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

mental study of the brittle behavior of clay shale in rapid confined compression. Rock Mechanics and Rock Engineering, 44 (1), 21–33. F. Amann, Ö. Ündül, P.K. Kaiser (2013a): Crack ini-

264

Some key tasks of the HM project could be suc-

tiation and crack propagation in heterogeneous

cessfully addressed in 2013. Major scientific out-

sulfate-rich clay rocks. Rock Mechanics and Rock

comes are associated with new findings and an

Engineering. doi: 10.1007/s00603-013-0495-3.

improved understanding of HM-coupled processes

F. Amann, Ö. Ündül, P.K. Kaiser (2013b): Brittle

in partially saturated Opalinus Clay, and processes

failure processes in veined clay rock with large

associated with the pore pressure response around

strength contrasts between vein and matrix. Paper

underground excavations relevant for the excava-

presented at the 47th US Rock Mechanics / Geo-

tion and open drift phase of a future repository

mechanics Symposium, San Francisco, CA, USA.

tunnel. In addition, a comprehensive series of labo-

D.G. Fredlund, A. Xing, M.D. Fredlund, S.L. Bar-

ratory tests was successfully initiated at highly spe-

bour (1995): The relationship of the unsaturated

cialized laboratories, and improvements in speci-

soil shear strength function to soil-water character-

men preparation and testing procedure were suc-

istic curve. Canadian Geotechnical Journal, 32,

cessfully established. In 2014 these tests will be

440–448.

continued. Additionally in 2014, existing constitu-

H. Peron, T. Hueckel, L. Laloui, L.B. Hu (2009): Fun-

tive laws will be further evaluated and already

damentals of desiccation cracking of fine-grained

identified physical processes will be implemented

soils: experimental characterization and mecha-

in 2014 (and 2015).

nisms identification. Canadian Geotechnical Journal, 46, 1177–1201.

Publications

F. Rummel, U. Weber (2004): RA experiment: Rock mechanical testing and characterization on drillcores of boreholes BRA-1 and BRA-2. Unpublished

K.M. Wild, L.P. Wymann, S. Zimmer, R. Thoeny, F.

Mont Terri Technical Note TN 2004-38.

Amann (2013): Water retention characteristics and

H. Schnier, D. Stührenberg (2007): LT experiment:

state-dependent mechanical and petro-physical

Strength tests on cylindrical specimens, documen-

properties of a clay shale. Submitted to RMRE,

tation and evaluation. Unpublished Mont Terri

under review.

Technical Report TR 2003-04.

F. Amann, K.M. Wild, L.P. Wymann, S. Zimmer

Itasca (2009): FLAC3D. Fast Langrangian Analysis

(2013): The influence of total suction on the brittle

of Continua in three dimensions.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

N. Tisato (2013): Experimental characterization of reservoir rocks and geotechnical material: low frequency attenuation, ultrasonic velocities and local pore pressure effects. Ph.D. Thesis, Department of Earth Sciences, ETH Zürich. M.T. Van Genuchten (1980): A closed-form equation for predicting the hydraulic conductivity of unsaturated soils. Soil Science Society of America Journal, 44, 892–898. K.M. Wild, F. Amann (2012): Testing procedure for HM-coupled testing on Opalinus Clay. Internal document, ETH Zürich. K.M. Wild, L.P. Wymann, S. Zimmer, R. Thoeny, F. Amann (2013): Water retention characteristics and state-dependent mechanical and petro-physical properties of a clay shale. Submitted to RMRE, under review. L.P. Wymann (2013): The Influence of Saturation on the Uniaxial Compressive Strength of Opalinus Clay. Unpublished Master Thesis, ETH Zürich. S. Zimmer (2012): Untersuchungen zur einaxialen Zugfestigkeit von Opalinuston in Abhängigkeit der Saugspannung. Unpublished Bachelor Thesis, ETH Zürich.

265

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Cosmogenic nuclide dating of Swiss Deckenschotter Author und Co-author(s)

Anne Claude1, Naki Akçar1, Susan Ivy-Ochs2, Marcus Christl2, Christof Vockenhuber2, Christian Schlüchter1

Institution

Institute of Geological Sciences, Bern University

Laboratory of Ion Beam Physics (LIP), ETH Zürich

Address

Baltzerstrasse 1–3, 3012 Bern, Switzerland

Telephone, E-mail, Internet address

+41 31 631 8761, anne.claude@geo.unibe.ch, www.geo.unibe.ch

Duration of the Project

3 years

ABSTRACT

sites for depth-profile and isochron-burial dat-

The goal of our project is to date selected sites

ing. First results from the depth-profile for the

of the Swiss Deckenschotter using depth-pro-

Lower Deckenschotter at Pratteln yields a

file and isochron-burial dating with the cosmo-

model age of around 270 ka. Similarly, the

genic nuclides

Be,

Al and

Cl in order to

Higher Deckenschotter at Stadlerberg indi-

reconstruct the timing of Early and Middle

cates a depth-profile age of around 1.7 Ma.

Pleistocene glaciations in the Alps. Obtaining

Samples from the Higher Deckenschotter at

ages for these glaciofluvial units will provide

Irchel are still in progress. Meanwhile, we are

fundamental information about the onset of

currently working on several fronts to improve

glaciation in the Alps and the northern Hemi-

and optimize the isochron-burial dating meth-

sphere as a whole. Furthermore it will become

odology, especially in measuring very low cos-

possible to quantify the magnitude of incision

mogenic nuclide concentrations with low

in the foreland. In the first year of the project,

uncertainties.

54 samples were collected from three different

267

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Project goals

Alpine foreland and are, therefore, complex lithostratigraphic sequences. The age of the Swiss

For a long time, the glaciation history of Switzer-

Deckenschotter complexes is poorly constrained.

land was correlated to that of southern Germany

In the Higher Deckenschotter at the Irchel site,

where Penck and Brückner [1] differentiated four

mammalian faunal assemblages (MN17) were

Quaternary stratigraphic units based on their dis-

found which place the Deckenschotter between

tinct topographical position. According to this,

2.5 and 1.8 Ma [4]. This is the only available quan-

Lower Terrace deposits (NT) were attributed with

titative age until this study and they are therefore

the Würm glaciation, Higher Terrace (HT) with the

the oldest Quaternary units in the northern Swiss

Riss glaciation, Lower Deckenschotter (TDS) with

Alpine Foreland known so far. The reconstruction

the Mindel glaciation and Higher Deckenschotter

of the chronology of these glaciofluvial units will

(HDS) with the Günz glaciation. In 1986 however,

therefore provide fundamental information about

Schlüchter [2] provided an alternative stratigraphy

the onset of Quaternary glaciation in the northern

for the northern Swiss Alpine Foreland showing

hemisphere, especially in the Alps. Moreover the

that glaciers advanced at least 15 times into the

age determination will then make it possible to

foreland during the Quaternary. These are the 4 to

quantify the timing and magnitude of incision in

8 Deckenschotter glaciations in the Early Pleisto-

the foreland.

cene and the Möhlin-, Habsburg-, Hagenholz-,

In our project we select key sites for Swiss Decken-

Beringen- and Birrfeld glaciations in the Middle-

schotter outcrops and apply depth-profile dating

Late Pleistocence [3]. Our study focusses on the

and isochron-burial dating with cosmogenic

Swiss Deckenschotter, which are proximal glacio-

fluvial gravels showing locally an interbedding of

tion. Application of

till and overbank deposits. These Quaternary sedi-

whereas any rock type can be used for 36Cl applica-

ments cover Tertiary Molasse or Mesozoic bedrock

tions. The method of depth-profile dating is based

and are located beyond the limit of the Last Glacial

on the build-up of nuclides und uses the fact that

Maximum. These deposits, which can be differenti-

the production of cosmogenic nuclides decreased

ated by their distinct topographical position, are

exponentially with depth [6]. At least four samples

divided into two main geomorphic units: Higher

(sediment or amalgamated clasts) are taken every

and Lower Deckenschotter. Even though the

10–20 centimetres in a vertical profile. For 10Be and

Higher Deckenschotter occupies a topographically

higher position, they are older than the Lower

Matlab using a code by Hidy et al. [7], based on

Al and

Be,

Cl to reconstruct the timing of deposi10

Be and

Al requires quartz,

Al, a depth-profile age can then be modelled in

Deckenschotter as the two are separated from

exposure age, erosion rate and inheritance. For

each other by a phase of incision (Figure 1). Both

Higher and Lower Deckenschotter bear evidence

developed by our group [8]. The method of iso-

of at least four glacial advances that reached the

chron-burial dating however is based on the decay

Cl, the age is modelled with MathCad codes

of the cosmogenic nuclides and uses the difference Figure 1:

268

Schematic stratigraphy of the Quaternary deposits of the northern Swiss Alpine foreland [after 5].

in half-lives of 10Be and 26Al. In this method, samples are taken from the same timeline and therefore have the same post-burial histories but different pre-burial histories [9, 10]. The surface production ratio of measured

Al/10Be is 6.75. When plotting the

Al concentrations vs.

Be concentra-

tions, they should theoretically plot on a line. Thus a line can be plotted through the data points and the slope of the regression line indicates the measured ratio. With this ratio, an initial age estimate can be calculated, which in turn can be used to model the post-burial component. Once the postburial component is known, the

Al/10Be ratio at

the time of burial (initial ratio) can be calculated and the burial age determined. This method requires sampling at least three fist-sized quartz pebbles along a chronostratigraphic horizon.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Work carried out and results obtained

Figure 2: Sampling a 1.30 m long depth-profile at Pratteln.

The Deckenschotter project started with a pilot study at the sites in Mandach and Irchel (gravel pit Steig). After that, before October 2012, a further testing site at Pratteln was chosen in collaboration with IPNA (Institut f체r Pr채historische und Naturwissenschaftliche Arch채ologie). This Lower Deckenschotter site was sampled for depth-profile dating with cosmogenic 10Be and 36Cl (Figure 2). This site is important for the early Human history in the Alpine Foreland, since a hand axe was found associated with this Deckenschotter deposit at this location. A new 1.3 m long outcrop was opened by the archaeologists. At this location, the Lower Deckenschotter overlies limestone bedrock. From this profile, we collected 8 sediment samples and one from the bedrock. Samples were then processed in the Surface Exposure Dating Laboratory at the Institute of Geological Sciences in Bern and measured at the AMS facility (LIP group) in Zurich.

Be concentra-

tions from this profile show a decrease with depth and hence we modelled an age of around 270 ka

then we organized 3 reconnaissance fieldwork

using the Matlab code by Hidy et al. [6]. We con-

campaigns to these sites. Among them, we sam-

sider this a preliminary age we are waiting for the

pled the Summerhalden gravel pit (abandoned) at

Cl analysis, which can then also be used to model

Stadlerberg, the contact of the Deckenschotter to

an age using the MathCad codes [8]. After model-

the Molasse (H체tz) and the Steig gravel pit (aban-

ling the Cl age, we will finalize the chronology of

doned) both at Irchel. At Stadlerberg there was

the Lower Deckenschotter site at Pratteln.

recent collapse of part of the outcrop, which gave

In 2013, we focused on the Higher Deckenschot-

us access to fresh material. Seven sediment sam-

ter. Therefore, we first selected candidate sites and

ples for depth-profile dating and 9 quartz clasts for

Figure 3: Sampling a 5 m long depth-profile at Stadlerberg. The red square shows the location of the samples (STDL-1 to STDL-9) for isochron dating.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

269

Figure 4: Isochron sampling locations at the contact to the bedrock.

isochron-burial dating were sampled (Figure 3). At

2013 are the first quantitative dataset, which is

Hütz at Irchel, we sampled 9 quartz clasts at the

extremely encouraging for 2014.

contact between the Molasse and the overlying Deckenschotter for isochron-burial dating (Figure 4). The Steig gravel pit was sampled for both

National Cooperation

depth-profile dating (7 samples) and isochron dating (13 samples). From this sampling campaign, we

The scientific collaboration on cosmogenic nuclide

have the first results for the depth-profile at

methodology and applications between the Insti-

Stadlerberg. These indicate an exponential

tute of Geological Sciences at the University of

Be concentrations with depth,

Bern and the Laboratory of Ion Beam Physics (LIP)

which yields a model age of deposition of around

at ETH Zürich, established in the early 90’s, yielded

1.7 Ma.

several research projects, international publica-

Deckenschotter are topographically distinct and

tions, PhD and MSc. theses. This consortium has a

discontinuous terrestrial archives. They have a

long tradition and a wealth of experience in apply-

reverse stratigraphic relationship, i.e. older depos-

ing cosmogenic nuclides (10Be,

its are located at higher altitudes and vice versa. In

determining the timing of events and rates of land-

addition, they are remnants of an old landscape,

scape change in four different settings: Quaternary

which was certainly not flat. Therefore we don’t

glaciations, local and large-scale surface erosion,

expect the same age for each site. While recon-

landslides, and neotectonics. In addition, the spec-

structing the chronology at our sites, we will reveal

ificity of the LIP group is its 30 years of innovations

the evolution of landscape change during the

and experience in AMS, while being the largest

Deckenschotter glaciations. Our highest sampling

European tandem accelerator facility with a broad

site is Irchel (ca. 700 m) and should thus be the

AMS program in the European scientific landscape.

decrease of the

270

Al and

Cl) to

oldest. The outcrop at Stadlerberg is located at an elevation of approximately 600 m and the minimum age of 1.7 Ma fits to the geological context.

International Cooperation

The study site at Pratteln lies at an elevation of only 330 m that is why we should expect here a much

Our group has several projects in collaboration

younger age. The results yielded a minimum age of

with international institutions. We are collaborat-

approximately 300 ka. In brief, our results from

ing with the Norwegian Geological Survey (NGU),

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Norway, and the Istanbul Technical, the Tunceli, the

the LIP, tests are being performed on the 6MV Tan-

Ankara and the Hacettepe Universities in Turkey.

dem accelerator in order to obtain higher currents

These projects focus on the dating of several Qua-

and to improve detection; and moreover to

ternary deposits in different geological settings

improve and optimize the

(e.g. alluvial fans) with different approaches of cos-

the smaller 0.6MV Tandy accelerator.

mogenic nuclide dating (burial, isochron-burial,

As soon as we have first results from isochron-

depth-profile dating). Here we underline our proj-

burial dating, an evaluation on the next sampling

ect with the Ankara and the Hacettepe Universi-

sites will be made. A second field campaign will

ties. Within this collaboration, we recently dated

focus on the Lower Deckenschotter and likely take

three fluvial terraces in Central Turkey with iso-

place in spring 2014. In the second half of 2014,

chron-burial dating to ca. 160 ka, ca. 1 Ma and ca.

we will prepare the first manuscripts of Pratteln

1.7 Ma. Using this chronology, we calculated a

and Stadlerberg.

Al measurements on

long-term incision rate of around 50 m/Ma for Central Anatolia [11].

Publications

Assessment 2013 and Perspectives for 2014

Akçar N., Ivy-Ochs S., Alfimov V., Graf H.R., Kubik P.W., Rahn M., Kuhlemann J., Schlüchter C. in preparation. The End of Deckenschotter Glacia-

The first results from Stadlerberg showed that the

tions in the Swiss Alps.

depth-profile dating method is appropriate when

Claude A., Akçar N., Ivy-Ochs S., Graf H.R., Kubik

geological setting and methodological require-

P.W., Vockenhuber C., Dehnert A., Rahn M.,

ments match. This method requires sampling of

Schlüchter C. Cosmogenic nuclide dating of Swiss

geological layers in artificial outcrops, preferably

Deckenschotter. The 8th International Conference

with a flat topped landform in order to guarantee

on Geomorphology of the International Associa-

that the uppermost surface of the deposit remains

tion of Geomorphologists, abstract for poster pre-

as unmodified as possible.

sentation.

As a result of repeated glaciations in mountains

Claude A., Akçar N., Ivy-Ochs S., Graf H.R., Kubik

like the Alps [12] derived sediment, thus the

P.W., Vockenhuber C., Dehnert A., Rahn M.,

Deckenschotter have rather low cosmogenic

Schlüchter C., Rentzel P., Pümpin C. The challenge

nuclide concentrations. Furthermore the nuclide

of dating Swiss Deckenschotter with cosmogenic

concentrations in sediments in glaciated areas are

nuclides. 11th Swiss Geoscience Meeting, abstract

considerably low compared to non-glaciated ter-

for talk.

rains [12]. In such a setting, the total amount of

Claude A., Akçar N., Ivy-Ochs S., Graf H.R., Kubik

aluminium, i.e. the amount of cosmogenic Al and

P.W., Vockenhuber C., Dehnert A., Rahn M.,

Al, in the sample is of utmost

Schlüchter C., Rentzel P., Pümpin C. Dating Swiss

importance for successful isochron-burial dating.

Deckenschotter using cosmogenic nuclides. INTI-

Our objective is to have samples with an amount of

MATE Workshop Into and out of the LGM in the

non-cosmogenic

Al of approximately 20 ppm in order to be able to

Alps, poster presentation. 271

obtain higher 26Al/27Al ratios with low uncertainties (<10%). During summer 2013, we refined the leaching process of the samples by adding a treat-

References

ment with phosphoric acid after the third HF step. This yielded very successful results. We were able

[1]

alter, Chr. Herm. Tauchnitz, Leipzig, 1909.

to reduce the amount of total aluminium to the desired concentrations. The next step is to opti-

A. Penck, E. Brückner: Die Alpen im Eiszeit-

[2]

C. Schlüchter: The Quaternary Glaciations of

mize the Al measurements. Together with the LIP

Switzerland, with special reference to the

group in Zurich we are working on several fronts.

northern alpine foreland. – Final Report of

First, the purity of the quartz needs to be checked

the IGCP-project 24 «Quaternary Glaciations

and the cation columns, which separate Al from

in the Northern Hemisphere», Quaternary

Be, need to be optimized. Second, the purity of the final sample precipitate that is delivered to the AMS facility has to be tested by ICP-MS. Third, at

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Science Reviews, 5, 413–419, 1986. [3]

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

IAEA Radiation Safety Standards Committee (RASSC)

Strahlenschutz

Transport Safety Standards Committee (TRANSSC)

Transport und Entsorgung

Waste Safety Standards Committee (WASSC)

Transport und Entsorgung

Nuclear Safety Standards Committee (NUSSC)

Reaktorsicherheit

Nuclear Power and Engineering Section (NPES)

Technical Working Group of Life Management (TWG LM NPP)

Reaktorsicherheit

Technical Working Group on Nuclear Power Plant Control and Instrumentation (TWG NPPCI)

Reaktorsicherheit

Technical Working Group on Managing Human Resources (TWG MHR)

Mensch-OrganisationSicherheitskultur

Incident Reporting System (IRS)

Allgemein

International Nuclear Event Scale (INES)

Allgemein

Power Reactor Information System (PRIS)

Allgemein

International Nuclear Information System (INIS)

Allgemein

Spent Fuel Performance Assessment and Research

Entsorgung

International Generic Ageing Lessons Learned (IGALL)

Reaktorsicherheit

Project DriMa (International Project on Decommissioning Risk Management)

Stilllegung

Project DACCORD (Data Analysis and Collection for Costing of Research Reactor Decommissioning)

Stilllegung

International Radioactive Waste Technical Committee WATEC

Abf채lle

UNO Working Party 15

Transport

International Decommissioning Network IDN

Stilllegung

OECD NEA NEA Steering Committee for Nuclear Energy

Allgemein

NEA Regulator Forum Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH)

NEA Working Party on Dismantling and Decommissioning WPDD

Allgemein Hauptkomitee

Allgemein

Working Group on Inspection Practices (WGIP)

Reaktorsicherheit

Working Group on Public Communication of Nuclear Regulatory Organisations (WGPC)

Allgemein

Working Group on Operating Experience (WGOE)

Reaktorsicherheit

Hauptkomitee

Strahlenschutz

Information System on Occupational Exposure (ISOE)

Strahlenschutz

Working Party on Nuclear Emergency Matters (WPNEM)

Strahlenschutz

Hauptkomitee

Stilllegung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

273

Organisation/Gremium

Radioactive Waste Management Committee (RWMC)

Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI)

Untergruppe

Fachgebiet

NEA Decommissioning Cost Estimation Group DCEG

Stilllegung

Hauptkomitee

Transport und Entsorgung

Forum on Stakeholder Confidence (FSC) (Outsourcing ans BFE)

Transport und Entsorgung

Integration Group for the Safety Case of Radioactive Waste Repositories (IGSC) Approaches and Methods for Integrating Geologic Information in the Safety Case (IGSC/AMIGO) Working Group on Measurement and Physical Understanding of Groundwater Flow through Argillaceous Media (CLAY CLUB)

Transport und Entsorgung

Hauptkomitee

Reaktorsicherheit

Working Group on Fuel Safety (WGFS)

Reaktorsicherheit

Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA)

Reaktorsicherheit

Reaktorsicherheit Working Group on Integrity of Components and Structures (WGIAGE) IAGE Subgroup Integrity of Metal Components and Structures IAGE Subgroup Seismic Behaviour IAGE Subgroup Concrete Structure Ageing Working Group on Risk Assessment (WGRISK)

Reaktorsicherheit

Working Group on Human and Organisational Factors (WGHOF)

Mensch-OrganisationSicherheitskultur

Task Group on Robustness of Electrical Systems of NPPs in the Light of the Fukushima Dai-ichi Accident

Reaktorsicherheit

Task Group on Natural External Events

Reaktorsicherheit

International Common-Cause Data Exchange Project (ICDE)

Reaktorsicherheit

Component Degradation an Ageing Programme (CODAP)

Reaktorsicherheit

Exchange of Operating Experience Concerning Computer-based Systems Important to Safety (COMPSIS)

Reaktorsicherheit

Fire Incident Record Exchange (FIRE) Cabri Water Loop Project

274

Reaktorsicherheit Steering Committee

Reaktorsicherheit

Technical Advisory Group

Reaktorsicherheit

OECD Halden Reactor Project

Halden Board of Management (HBM)

Allgemein

OECD Studsvik Cladding Integrity Project (SCIP)

Management Board

Reaktorsicherheit

Project Review Group

Reaktorsicherheit

OECD Hydrogen Mitigation Experiments for Reactor Safety (HYMERES); PSI/IRSN-Projekt

Programme Review Group PRG

Reaktorsicherheit

OECD – NEA Data Bank

(Liaison Officer)

Allgemein

OECD – NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS) Generation IV International Forum

Reaktorsicherheit Risk and Safety Working Group

Allgemein

Convention on Nuclear Safety (CNS)

Ständige Kontaktgruppe (National Contact Point)

Allgemein

Convention on Nuclear Safety (CNS)

Working Group on Effectiveness and Transparency Allgemein

Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management

Ständige Kontaktgruppe (National Contact Point)

Internationale Übereinkommen

Transport und Entsorgung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

Convention on Nuclear Safety and Joint Convention

Working Group Practices in the Management of the Review Process under CNS and JC

Allgemein

Oslo-Paris Commission for the Protection of the Marine Environment of the North-East Atlantic (OSPAR)

Radioactive Substances Committee

Strahlenschutz

Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK)

Hauptsitzung

Allgemein

AG1: Anlagensicherheit

Reaktorsicherheit

AG 2: Notfallschutz

Notfallschutz

AG 3: Strahlenschutz

Strahlenschutz

AG 4: Entsorgung

Transport und Entsorgung

Commission franco-suisse de sûreté nucléaire et de radioprotection (CFS)

Allgemein CFS groupe d’experts «Crise nucléaire»

Strahlenschutz

CFS groupe d’experts «transports»

Transport

Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich

Allgemein

Commissione Italo-Svizzera per la cooperazione in materia di sicurezza nucleare (CIS)

Allgemein

Internationale Behördenorganisationen Western European Nuclear Regulators Association (WENRA)

European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG)

Main WENRA Committee

Allgemein

Working Group on Waste and Decommissioning (WGWD)

Transport und Entsorgung

Reactor Harmonization Working Group (RHWG)

Reaktorsicherheit

Hauptkomitee

Allgemein

European Nuclear Security Regulators Association (ENSRA)

Sicherung

Heads of European Radiological Protection Competent Authorities (HERCA)

Hauptkomitee

Strahlenschutz

Association of European Competent Authorities

European Association of Regulators for the Transport of Radioactive Material.

Transport und Entsorgung

Network of Regulators of Countries with Small Nuclear Programs (NERS)

Allgemein

European Network on Operational Experience Feedback (EU Clearinghouse)

Reaktorsicherheit

European Nuclear Energy Forum (ENEF)

Allgemein

Arbeitsgruppen in ausländischen Behörden Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

Groupe permanent d’experts pour les transports

Transport und Entsorgung

Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

Groupe permanent d’experts pour les réacteurs

Reaktorsicherheit

STUK Reactor Safety Commission

Reaktorsicherheit

Entsorgungskommission (ESK, Deutschland)

Entsorgung Entsorgungskommission (ESK-EL): Endlagerung radioaktive Abfälle

Endlagerung

Entsorgungskommission (ESK-AZ): Abfallbehandlung/Zwischenlagerung

Abfallbehandlung, Zwischenlagerung

Entsorgungskommission (ESK-ST): Stilllegung

Stilllegung

Melt Structure Water Interaction

Reaktorsicherheit

Hochschulgremien KTH Stockholm

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

275

Organisation/Gremium

Untergruppe

Fachgebiet

Fachverbände Deutsch-Schweizerischer Fachverband für Strahlenschutz e.V.

Umweltüberwachung (AKU)

Strahlenschutz

Ausbildung (AKA)

Strahlenschutz

Praktischer Strahlenschutz (AKP)

Strahlenschutz

Notfallschutz (AKN)

Strahlenschutz

Entsorgung (AKE)

Transport und Entsorgung

Beförderung (AKB)

Transport und Entsorgung

Rechtsfragen (AKR)

Strahlenschutz Strahlenschutz

European Platform on Training and Education in Radiation Protection (EUTERP)

Normenorganisationen International Electrotechnical Commission (IEC)

Nuclear Instrumentation

Reaktorsicherheit

276

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Anhang C: Publikationen und Vorträge 2013 Publikationen Autoren ENSI

Publikation

R. Ahlfänger, J. Hammer R. Ahlfänger, J. Hammer: Zweibarrieren-Konzept an Kontrollbereichsgrenzen von Kernanlagen. Europäischer Strahlenschutz im Essener Praxistest. Essen, 24.–26.09.2013, ISSN 1013-4506, S. 88–92. B. Bucher, G. Schwarz

G. Butterweck, B. Bucher, L. Rybach, G. Schwarz, H. Hödlmoser, S. Mayer, C. Danzi, G. Scharding: Aeroradiometric Measurements in the Framework of the Swiss Exercise ARM12. PSI Bericht Nr. 13–01, ISSN 1019-0643, Paul Scherrer Institut, Villigen, Schweiz (2013).

B. Bucher, G. Schwarz

B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz: Aeroradiometrische Messungen, in: Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz 2012. Bundesamt für Gesundheit, Abteilung Strahlenschutz (2013), S. 49–53.

A. Gorzel

A. Arffman, M. Cherubini, M. Dostal, K. Geelhood, V. Georgenthum, A. Gorzel, L. Holt, L. Jernquist, G. Khvostov, L. Klouzal, O. Marchand, D. Märtens, F. Nagase, T. Nakajima, O. Nechaeva, I. Panka, M. Petit, J. M. Rey-Gayo, I. Sagrado Garcia, A. Shin, H.-G. Sonnenburg, G. Spykman, T. Sugiyama: RIA Fuel Codes Benchmark, Volume 1, NEA/CSNI/R(2013)7.

B. Graupner

B.J. Graupner, C. Lee, K. Maekawa, C. Manepally, P. Pan, J. Rutqvist, W. Wang and B. Garitte: The Mont Terri HE-D Experiment as a Benchmark for the Simulation of Coupled THM Processes, International Workshop on Geomechanics and Energy, Lausanne 26.–28.11.2013, 1–5. http://www.eage.org/events/index.php?evp=12412&ActiveMenu=12&Opendivs=s3,s12 &act=det&prev=&ses=2346

H. Hänggi

H. Hänggi: Stilllegung aus Sicht der Schweizer Aufsichtsbehörde. Vertiefungskurs: Herausforderungen beim Betriebsende von Kernkraftwerken, Nuklearforum Schweiz, Hotel Aare, Olten, 02.–03.12.2013. Der Kursband wird verfügbar gemacht unter: http://www.nuklearforum.ch/de/shop/kursbaende.

M. Herfort

L. Wymann, D. Jaeggi, E. Meier, M. Herfort, P. Bossart (2013): FM-D (Evaporation logging) Experiment – Laboratory Tests and Software Instruction Manual, Technical Note 2013–109, Mont Terri Project, St-Ursanne, 84 Seiten.

T. Krietsch

T. Krietsch: Der Weg zur Stilllegungsverfügung und die Richtlinie ENSI-G17. Vertiefungskurs: Herausforderungen beim Betriebsende von Kernkraftwerken, Nuklearforum Schweiz, Hotel Aare, Olten, 02.–03.12.2013. Der Kursband wird verfügbar gemacht unter: http://www.nuklearforum.ch/de/shop/kursbaende .

J. Kuhlemann, M. Rahn

J. Kuhlemann, M. Rahn (2013): Plio-Pleistocene landscape evolution in Northern Switzerland, Swiss Journal of Geosciences 106, 451–467.

J. Kuhlemann, M. Rahn

J. Kuhlemann, F. Dobre, P. Urdea, I. Krumrei, E. Gachev, P. Kubik, M. Rahn (2013): Last Glacial Maximum Glaciation of the central South Carpathian range (Romania). Austrian Journal of Earth Sciences 106, 83–95.

A.-K. Leuz, B. Graupner, A.-K. Leuz, B. Graupner, E. Frank, M. Hugi, M. Rahn (2013): Monitoring requirements in the E. Frank, M. Hugi, Swiss regulatory framework. Proceedings of an International Conference and Workshop, M. Rahn Luxembourg 19–21 March 2013, pp 236–240. http://www.modern fp7.eu/fileadmin/ modern/docs/Deliverables/MoDeRn_D5.4.1_Proceedings_for_international_conference_on_ repository_monitoring.pdf A.-K. Leuz, H. Wanner

K. J. Powell, P. L. Brown, R. H. Byrne, T. Gajda, G. Hefter, A.-K. Leuz, S. Sjöberg, and H. Wanner (2013): Chemical speciation of environmentally significant metals with inorganic ligands. Part 5: The Zn2+ + OH–, Cl–, CO32–, SO42–, and PO43– systems (IUPAC Technical Report), Pure Appl. Chem. Vol. 85, No. 12, pp. 2249–2311.

R. Mailänder

R. Mailänder: Forschungsprogramm Regulatorische Sicherheitsforschung. In: Bundesamt für Energie (2013): Energieforschung 2012, Überblicksberichte, S. 215–223; http://www.bfe.admin.ch/themen/00519/00524/index.html?lang=de&dossier_id=01155

M. Rahn

H. Wang, M. Rahn, J. Zhou, X. Tao, X. (2013): Tectonothermal evolution of the Triassic flysch in the Songpan–Garzê orogen, eastern Tibetan plateau. Tectonophysics 608, 505–516.

K. Samec

K. Samec: Chapter 11.6: Accelerators in Energy Research, in: Accelerators and Colliders, Volume 21 «Elementary Particles» of Landolt-Börnstein – Group I «Elementary Particles, Nuclei and Atoms». Springer-Verlag Berlin 2013. DOI: 10.1007/978-3-642-23053-0, ISBN: 978-3642-23052-3, http://www.springermaterials.com/docs/info/978-3-642-23053-0_46.html#

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

277

Autoren ENSI

Publikation

K. Samec

K. Samec: Preliminary design report for a high-power Material Irradiation Facility. Bericht zum FP7 Tiara project - EU deliverable MS34, März 2013; http://www.eu-tiara.eu/database/index.php?wp=Wp9

C. Schneeberger

J. Rodríguez, J. Martí, F. Martínez, C. Schneeberger, R. Zinn: Analysis of Punching of a Reinforced Concrete Slab within IRIS_2012. Division V «Modeling, Testing and Response Analysis of Structures, Systems and Components», Paper Id 279, 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT22), San Francisco, USA, 18.–23.08.2013.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Conclusions from Combined Bending and Punching Tests for Aircraft Impact Design. Division V «Modeling, Testing and Response Analysis of Structures, Systems and Components», Paper Id 167, 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT22), San Francisco, USA, 18.–23.08.2013.

C. Schneeberger

J. Moore, C. Schneeberger, R. Zinn, P. Zwicky: Earthquake Response Analysis in the Context of the KARISMA Benchmark Project. Division V «Modeling, Testing and Response Analysis of Structures, Systems and Components», Paper Id 163, 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT22), San Francisco, USA, 18.–23.08.2013.

M. Sentís

S. Norris, F. Lemy, C.-A. del Honeux, G. Volckaert, E. Weetjens, K. Wouters, J. Wendling, M. Dymitrowski, D. Pellegrini, P. Sellin, L. Johnson, M. Sentís, J. Harrington: Synthesis Report: Updated Treatment of Gas Generation and Migration in the Safety Case, EC FORGE Project Milestone M68, 2013, 116 Seiten. http://www.bgs.ac.uk/forge/docs/reports/D1.5-R.pdf

Vorträge

278

Autoren ENSI

Vortrag

B. Bucher

B. Bucher: Composite Mapping Experiences in Airborne Gamma Spectrometry. Joint International Workshop on Off-site Gamma Dose Rate and Ground Contamination Measurements, Freiburg im Breisgau, 13.–15.05.2013.

A. Dehnert

A. Dehnert, S. Lowick, H.R. Graf, F. Preusser: Entwicklungsgeschichte des glazial übertiefen Wehntal, abgeleitet von der Bohrung NW09 in Niederweningen. Exkursion zur 25. AGAQ-Tagung, Sursee/Hochdorf, 27.04.2013.

A. Dehnert

A. Dehnert: Die Rolle des ENSI im Sachplan geologische Tiefenlagerung. NagraInformationsreise zu Anlagen der nuklearen Entsorgung in Schweden und Deutschland, Äspö/Oskarshamn/Salzgitter, 23.05.2013.

A. Dehnert

A. Dehnert: Regulatory aspects of DRG construction and operation in Switzerland – mining regulations. Kick-off meeting OECD/NEA/IGSC Expert Group on Operational Safety (EGOS), Issy-les-Moulineaux, 24.06.2013.

A. Dehnert

A. Dehnert: Radiation Dose and Radiation Protection – ENSI’s Experience. Kick-off meeting OECD/NEA/IGSC Expert Group on Operational Safety (EGOS), Issy-les-Moulineaux, 24.06.2013.

A. Dehnert, M. Rahn

A. Claude, N. Akçar, S. Ivy-Ochs, H.R. Graf, P.W. Kubik, C. Vockenhuber, A. Dehnert, M. Rahn, C. Schlüchter, P. Rentzel, C. Pümpin: The challenge of dating Swiss Deckenschotter with cosmogenic nuclides. 11th Swiss Geoscience Meeting SGM, Lausanne, 16.11.2013, Abstract volume, session 20, 8–9. http://www.geoscience-meeting.scnatweb.ch/sgm2013/

E. Frank

A. Gautschi, E. Frank: Country Report 2013 of Switzerland. 23th OECD/NEA Clay Club Meeting, Honorobe, Japan, 24.–26.09.2013.

E. Frank

D. Jaeggi, Ph. Tabani, E. Frank (2013): Testing fibre optic systems for long-term monitoring applications under in-situ conditions in the Opalinus Clay of the Mont Terri rock laboratory, Switzerland. Proceedings of an International Conference and Workshop, Luxembourg 19.–21.03.2013, pp 155–156. http://www.modern fp7.eu/fileadmin/modern/docs/Deliverables/ MoDeRn_D5.4.1_Proceedings_for_international_conference_on_repository_monitoring.pdf

A. Gorzel

A. Gorzel: Aktuelle Reaktor- und Brennstoffthemen, 24. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», ENSI, 16.05.2013.

A. Gorzel

A. Gorzel: Aktuelle ENSI-Brennstoffprojekte, 25. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», Axpo, Baden, 16.11.2013.

H. Hänggi

H. Hänggi: Decommissioning in Switzerland – Legal Framework. Ad hoc Expert Group on Decommissioning Cost Estimation, OECD/NEA, Paris, 29.–30.04.2013.

H. Hänggi, J. Minges

H. Hänggi, J. Minges: Stilllegung in der Schweiz. Erfahrungsaustausch Niedersachsen–Schweiz, TÜV NORD Hamburg, 15.–17.04.2013.

H. Hänggi

H. Hänggi: Radioaktive Abfälle in der Schweiz – Grundlagen und Entsorgungskonzept. Veranstaltung mit dem Dep. Physik der ETH Zürich. Felslabor Mont Terri, 20.05.2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Autoren ENSI

Vortrag

H. Hänggi

H. Hänggi: Radioaktive Abfälle in der Schweiz – Grundlagen und Forschung im Felslabor Mont Terri. Erfahrungsaustausch Baden-Württemberg-Schweiz, UM Stuttgart, 20.–22.08.2013

J. Hansmann, M. Rahn

J. Hansmann, M. Rahn: Sicherheitstechnische Aspekte bei Oberflächenanlagen. Treffpunkt Tiefenlager, Villigen, 19.10.2013.

M. Herfort

M. Herfort: Sicherheitstechnisches Vorgehen für die Auswahl von Standortgebieten in Etappe 2. Fachgruppe Sicherheit Jura Ost, Brugg, 28.02.2013.

M. Herfort

M. Herfort, P. Jost: Die Erschliessung eines Tiefenlagers mittels Schacht und/oder Rampe. Regionalkonferenz Jura Ost, Brugg, 07.03.2013.

M. Herfort

M. Herfort: Sicherheitstechnische Aspekte bei der Suche nach Standortarealen für Oberflächenanlagen. Informationsveranstaltungen in den Regionen Südranden (Beringen, 06.05.2013) und Nördlich Lägern (Schneisingen, 03.06.2013).

M. Herfort

M. Herfort: Grundwasser und der Zugang zum Tiefenlager. Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 15.05.2013.

M. Herfort

M. Herfort: Thesenkontroverse um die Tiefenlagerung radioaktiver Abfälle. Region Nördlich Lägern, Bülach, 26.11.2013.

S. Hueber

S. Hueber: Kunst-Werk Kommunikation «Brisant». Öffentliche Ringvorlesungen FHNW, Olten, 17.04.2013.

S. Hueber

S. Hueber: Direktkommunikation. Info-Club UVEK, Bern, 27.06.2013.

S. Hueber

S. Hueber: Kommunikation im Dienst der Handlungsfähigkeit. Vorlesungsreihe Umwelt- und Wissenschaftskommunikation IPMZ/ETHZ, Zürich, 01.11.2013.

M. Hugi

M. Hugi: Risiko-, Simple and Worst Case- Szenarien in der Sicherheitsanalyse für geologische Tiefenlager, Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Zürich Nordost, 26.03.2013.

T. Krietsch, J. Minges, H. Hänggi

T. Krietsch, J. Minges, H. Hänggi: Stilllegung in der Schweiz. Erfahrungsaustausch BadenWürttemberg-Schweiz, UM Stuttgart, 20.–22.08.2013.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Sicherheitstechnische Anforderungen für die Auswahl von Standortgebieten in Etappe 2, Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, 11.04.2013.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Technisches Forum Sicherheit – Einbindung der Regionalkonferenzen. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, 11.04.2013.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Zweck und Grundsätze der prov. Sicherheitsanalysen und des sicherheitstechnischen Vergleichs in Etappe 2. Sitzung der Regionalkonferenz Südranden, 17.04.2013.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Sicherheitstechnische Aspekte bei der Suche nach Standortarealen für Oberflächenanlagen. Informationsveranstaltung Region Zürich Nordost, Marthalen, 25.04.2013.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: ENSI’s research on waste disposal and its role in safety assessment, 4th workshop DECOVALEX 2015, Mont Terri, 11.11.2013.

A.-K. Leuz

A.-K. Leuz: Anforderungen an die provisorischen Sicherheitsanalysen und den sicherheitstechnischen Vergleich. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Nördlich Lägern, 05.12.2013.

A.-K. Leuz, M. Rahn

A.-K. Leuz, M. Rahn: The Regulatory Perspective: Role of Regulatory Review of the Safety Case for Preparing and Performing the Swiss Site Selection Process, International Symposium on «The Safety Case for Deep Geological Disposal of Radioactive Waste: 2013 State-of-theArt», OECD-NEA, Paris 07–09.10.2013.

R. Mailänder

R. Mailänder: ENSI´s research strategy. DECOVALEX 4th Workshop & Steering Committee Meeting. Mont Terri/St. Ursanne, 11.11.2013

M. Rahn

M. Rahn: Gedanken zu den Argumenten aus dem Vortrag von Prof. Kromp, Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Zürich Nordost, 09.01.2013.

M. Rahn

M. Rahn: Die sicherheitstechnischen Kriterien des Sachplanverfahrens, Sitzungen der Fachgruppen Sicherheit Wellenberg, 21.05.2013, und Jura Ost, 29.10.2013.

M. Rahn

M. Rahn: Standortsuche in der Schweiz: Aktueller Stand zum Sachplan geologische Tiefenlager, TÜV Süd: Neue Entwicklungen im Strahlenschutz und ihre Anwendung in der Praxis, München, 12.06.2013.

M. Rahn

M. Rahn, H. Wang (2013): Low-temperature metamorphic and geochronology data of the Songpan-Garzê flysch in the NE Tibetan Plateau. 28th Himalayan Karakorum Tibet Workshop and 6th International Symposium on Tibetan Plateau Joint Conference, 22–24 August, Tübingen. http://www.tip.uni-tuebingen.de/images/stories/HKT-ISTP-2013/HKT-ISTP% 20program_12-8-2013.pdf

M. Rahn

M. Rahn, A. von der Handt (2013): Tracing the time-resolved magmatic evolution of the Hegau volcanic field (Southern Germany) through apatites. Goldschmidt2013 Conference Abstracts, 2020. http://goldschmidtabstracts.info/2013/2020.pdf

M. Rahn

M. Rahn: Anforderungen des ENSI zu bautechnischen Risikoanalysen, Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, 04.09.2013.

M. Rahn

M. Rahn: Endlagerung und die Rolle der Geologie: Fakten zum Untergrund und zu langen Zeiträumen, Volkshochschule Basel, 13.11.2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

279

280

Autoren ENSI

Vortrag

M. Rahn

P.G. Valla, M. Rahn, D.L. Shuster, P.A. van der Beek, D. Shuster (2013): Exhumation history, topographic relief evolution and geothermal activity in the Swiss Central Alps (Rhône valley): insights from low-temperature thermochronology. Swiss Geoscience Meeting, November 16, Lausanne, Abstract volume, session 1, 22. http://www.geoscience-meeting.scnatweb.ch/ sgm2013/

K. Samec

K. Samec: Developments within TIARA-WP9-THIPAC. 2nd EURISOL-NET (ENSAR/NA03) Working Group, Universität Jyväskylä, Finnland, 28.-29.05.2013; http://indico.cern.ch/ contributionDisplay.py?contribId=17&sessionId=4&confId=240666

K. Samec

K. Samec: A Multi-Megawatt compact neutron source for ADS. OECD Nuclear Energy Agency International Workshop on Technology and Components of Accelerator Driven Systems (TCADS-2), Ecole des Mines, Nantes, Frankreich, 21.–23.05.2013; https://www.oecd-nea.org/science/wpfc/tcads/2nd/documents/tcads2-programme.pdf

K. Samec

K. Samec: ADS Targets. Thorium energy conference 2013, CERN, Genf, 21.–31.10.2013; http://indico.cern.ch/contributionDisplay.py?contribId=66&sessionId=13&confId=222140

K. Samec

A. Pautz, K. Samec : Accelerator-Driven Systems: National Projects. Thorium energy conference 2013, CERN, Genf, 21.–31.10.2013; http://indico.cern.ch/contributionDisplay.py?contribId=63&sessionId=13&confId=222140

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenbiologie. Kurs 420 der PSI-Strahlenschutzschule, 11.04. und 11.10.2013

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenkrankheiten. Kaderkurs Medizin der Schweizer Armee, Place d’armes, Moudon, 13.09.2013

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Strahlenbiologie. Weiterbildung für Strahlenschutzsachverständige, PSI-Strahlenschutzschule, 16.09.2013

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Radiation Biology and Radiation Protection. ETH masters course Nuclear Engineering, 28.10.–7.11.2013

R. Scheidegger

R. Scheidegger: Biological Dosimetry. Association romande de radioprotection ARRAD, Lausanne, 8.11.2013

C. Schneeberger

C. Schneeberger: Current Topics of Interest concerning Swiss Nuclear Power Plants. OECD/NEA/18th Meeting of the WGIAGE Concrete Sub-Group, Paris, 08.–09.04.2013.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Benchmark Studies on Tests F2A & F2B. IMPACT III, 11th Workshop on Numerical Studies and Computational Methods, Espoo, Finnland, 12.06.2013.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Benchmark Studies on Test X3. IMPACT III, 11th Workshop on Numerical Studies and Computational Methods, Espoo, Finnland, 12.06.2013.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Design for the Vibration Propagation and Damping Test V1. IMPACT III, 3rd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 13.–14.06.2013.

C. Schneeberger

M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: X-Series Combined Bending and Punching Tests. IMPACT III, 3rd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 13.–14.06.2013.

C. Schneeberger

C. Schneeberger: Conclusions from Combined Bending and Punching Tests for Aircraft Impact Design. 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT22), San Francisco, USA, 18.–23.08.2013.

T. v. Stiphout

T. v. Stiphout: Technisches Forum Sicherheit – Einbindung der Regionalkonferenzen, Sitzungen der Fachgruppen Sicherheit Jura Ost (28.02.2013), Nördlich Lägern (04.04.2013), Wellenberg (22.04.2013), Zürich Nordost (23.04.2013) und Jura-Südfuss (13.06.2013).

T. v. Stiphout

T. v. Stiphout: Sicherheitstechnische Aspekte bei Oberflächenanlagen, Treffpunkt Tiefenlager, Däniken, 7.11.2013.

T. v. Stiphout

T. v. Stiphout: Sicherheitstechnisches Vorgehen für die Auswahl von Standortgebieten in Etappe 2, Sitzungen der Fachgruppen Sicherheit Nördlich Lägern (04.04.2013), Wellenberg (22.04.2013), Zürich Nordost (23.04.2013) und Jura-Südfuss (13.06.2013).

M. Wieser

M. Wieser: Sicherheitstechnische Aspekte bei der Suche nach Standortarealen für Oberflächenanlagen, Informationsveranstaltungen in den Regionen Südranden (Neuhausen, 14.05.2013) bzw. Nördlich Lägern (Stadel, 12.06.2013).

M. Wieser

M. Wieser: Plausibilitätsprüfung der Angaben der Nagra in NTB 13-01 durch das ENSI, Informationsveranstaltungen in Aarau (18.09.2013) und Zürich (24.09.2013).

M. Wieser

M. Wieser: Radioactive waste disposal in Switzerland, 4th workshop DECOVALEX 2015, Mont Terri, 11.11.2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Anhang D: Richtlinien des ENSI Fett gedruckte Titel beziehen sich auf Richtlinien, die in Kraft sind. Gemäss der Verordnung vom 4. Juli 2007 über den Schutz von Informationen des Bundes (Informationsschutzverordnung, ISchV; SR 510.411); klassifizierte Richtlinien sind nicht aufgeführt. Aktuelle Liste per Dezember 2013.

G-Richtlinien (Generelle Richtlinien) Ref.

Titel

Stand

G01

Sicherheitstechnische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke

Januar 2011

G02

Auslegungsgrundsätze für Kernkraftwerke im Betrieb

G03

Spezifische Auslegungsgrundsätze für geologische Tiefenlager und Anforderungen an den Sicherheitsnachweis

April 2009

G04

Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente

März 2012 (Revision 1)

G05

Transport- und Lagerbehälter für die Zwischenlagerung

April 2008

G06

Baudokumentation

sistiert

G07

Organisation von Kernanlagen

Juli 2013

G08

Systematische Sicherheitsbewertungen des Betriebs von Kernanlagen

G09

Betriebsdokumentation

G11

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Planung, Herstellung und Montage

G12

Festlegungen von baulichen und organisatorischen Strahlenschutz-Massnahmen für den überwachten Bereich von Kernanlagen

Juni 2013 (Revision 2)

G13

Strahlenschutzmessmittel in Kernanlagen: Konzepte, Anforderungen und Prüfungen

Februar 2008

G14

Berechnung der Strahlenexposition in der Umgebung aufgrund von Emissionen radioaktiver Stoffe aus Kernanlagen

Dezember 2009 (Revision 1)

G15

Strahlenschutzziele für Kernanlagen

November 2010

G16

Sicherheitstechnisch klassierte Leittechnik: Auslegung und Anwendung

G17

Stilllegung von Kernanlagen

G18

Brand- und Blitzschutz für Kernanlagen

G20

Reaktorkern, Brennelemente und Steuerelemente: Auslegung und Betrieb

G21

Qualitätssicherung bei der Projektierung und Bauausführung von Bauwerken in Kernanlagen

281

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

A-Richtlinien (Richtlinien für Anlagebegutachtung) Ref.

Titel

Stand

A01

Anforderungen an die deterministische Störfallanalyse für Kernanlagen: Umfang, Methodik und Randbedingungen der technischen Störfallanalyse

Juli 2009

A02

Gesuchsunterlagen für den Bau von Kernkraftwerken

sistiert

A03

Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken

A04

Gesuchsunterlagen für freigabepflichtige Änderungen an Kernanlagen

September 2009 (Revision 1)

A05

Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Umfang und Qualität

Januar 2009

A06

Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Anwendungen

Mai 2008

A07

Methodik und Randbedingungen für die Störfallanalyse von Kernanlagen mit geringem Gefährdungspotenzial

A08

Quelltermanalyse: Umfang, Methodik und Randbedingungen

Februar 2010

A15

Gesuchsunterlagen für Betriebsbewilligungen

sistiert

B-Richtlinien (Richtlinien für Betriebsüberwachung) Ref.

Titel

Stand

B01

Alterungsüberwachung

Juli 2011

B02

Periodische Berichterstattung der Kernanlagen

März 2012 (Revision 3)

B03

Meldungen der Kernanlagen

März 2012 (Revision 3)

B04

Freimessung von Materialien und Bereichen aus kontrollierten Zonen

August 2009

B05

Anforderungen an die Konditionierung radioaktiver Abfälle

Februar 2007

B06

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Instandhaltung

Juni 2013 (Revision 2)

B07

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Qualifizierung der zerstörungsfreien Prüfungen

September 2008

B08

Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Zerstörungsfreie Wiederholungsprüfungen

B09

Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlenexponierter Personen

Juli 2011

B10

Ausbildung, Wiederholungsschulung und Weiterbildung von Personal

Oktober 2010

B11

Notfallübungen

Dezember 2012 (Revision 1)

B12

Notfallschutz in Kernanlagen

April 2009

B13

Ausbildung und Fortbildung des Strahlenschutzpersonals

November 2010

B14

Instandhaltung sicherheitstechnisch klassierter elektrischer und leittechnischer Ausrüstungen

Dezember 2010

282

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

R-Richtlinien (von der früheren Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen HSK verabschiedet) Ref.

Titel

Stand

R-4

Aufsichtsverfahren beim Bau von Kernkraftwerken, Projektierung von Bauwerken

Dezember 1990

R-7

Richtlinien für den überwachten Bereich der Kernanlagen und des Paul Scherrer Institutes

Juni 1995

R-8

Sicherheit der Bauwerke für Kernanlagen, Prüfverfahren des Bundes für die Bauausführung

Mai 1976

R-16

Seismische Anlageninstrumentierung

Februar 1980

R-30

Aufsichtsverfahren beim Bau und Betrieb von Kernanlagen

Juli 1992

R-31

Aufsichtsverfahren beim Bau und dem Nachrüsten von Kernkraftwerken, 1E klassierte elektrische Ausrüstungen

Oktober 2003

R-35

Aufsichtsverfahren bei Bau und Änderungen von Kernkraftwerken, Systemtechnik

Mai 1996

R-40

Gefilterte Druckentlastung für den Sicherheitsbehälter von Leichtwasserreaktoren, Anforderungen für die Auslegung

März 1993

R-46

Anforderungen für die Anwendung von sicherheitsrelevanter rechnerbasierter Leittechnik in Kernkraftwerken

April 2005

R-48

Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken

November 2001

R-49

Sicherheitstechnische Anforderungen an die Sicherung von Kernanlagen

Dezember 2003

R-50

Sicherheitstechnische Anforderungen an den Brandschutz in Kernanlagen

März 2003

R-60

Überprüfung der Brennelementherstellung

März 2003

R-61

Aufsicht beim Einsatz von Brennelementen und Steuerstäben in Leichtwasserreaktoren

Juni 2004

R-101

Auslegungskriterien für Sicherheitssysteme von Kernkraftwerken mit Leichtwasser-Reaktoren

Mai 1987

R-102

Auslegungskritierien für den Schutz von sicherheitsrelevanten Ausrüstungen in Kernkraftwerken gegen die Folgen von Flugzeugabsturz

Dezember 1986

R-103

Anlageninterne Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfälle

November 1989

283

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

Herausgeber Eidgenösisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI CH-5200 Brugg Telefon

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Telefax

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Zusätzlich zu diesem Erfahrungs- und Forschungsbericht… …informiert das ENSI in weiteren jährlichen Berichten (Aufsichtsbericht, Strahlenschutzbericht) aus seinem Arbeits- und Aufsichtsgebiet. ENSI-AN-8779 ISSN 1664-3178 © ENSI, April 2014

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2013

ENSI-AN-8779 ISSN 1664-3178

ENSI, CH-5200 Brugg, Industriestrasse 19, Telefon +41 (0)56 460 84 00, Fax +41 (0)56 460 84 99, www.ensi.ch