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April 2013 Official organ of the Kerntechnische Gesellschaft
4Editorial 207 Nuclear Figures 2012: The Geographic Focal Points are Shifting Kernenergie-Zahlen 2012: Die geografischen Schwerpunkte verschieben sich
Content in brief 212
Chr. Topf 216 Full System Decontamination at German L. Sempere-Belda Nuclear Power Plant Unterweser M. Fischer Vollständige Anlagendekontamination im K. Tscheschlok deutschen Kernkraftwerk Unterweser Chr. Volkmann
T.S. Karseka 221 Knowledge Management as an Approach Y.L. Yanev to Strengthen Safety Culture in Nuclear Organizations Wissensmanagement als Weg zur Stärkung der Sicherheitskultur in Nuklearorganisationen
P. Sathiah 225 Hydrogen Risk Assessment – Hydrogen S.W. van Haren Combustion Analyses with CFD E.M.J. Komen Beurteilung des Wasserstoffrisikos – Wasserstoffbrandanalysen mittels CFD
R. Khan, M. Villa 230 Perturbation Analysis of the T. Stummer, H. Böck TRIGA Mark II reactor Vienna Saeedbadshah Störungsanalyse im TRIGA-Mark-II- Reaktor Wien
Tae Ho Woo 236 Safety Assessment for Electricity Generation Failure Accident of Gas Cooled Nuclear Power Plant Using System Dynamics (SD) Method Beurteilung der Sicherheit bei einem Störfall mit Ausfall der Stromerzeugung in einem Kernkraftwerk mit gasgekühltem Reaktor unter Verwendung der Anlagendynamikmethode
atw Editorial 239 Conclusion of the EU Nuclear Stress Test: Comments on Results and Interpretations Fazit des EU-Nuklear-Stresstests: Anmerkungen zu Ergebnissen und Interpretationen
International Journal for Nuclear Power
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Dose rate before FSD Dose rate after FSD
Average: 745 µSv/h
Average: 6 µSv/h
Plugged tubes positioned mainly in the
outer rim of SG 4
Average DF = 147 (16 MP)
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Dose rates ate the 4 SGs before and after FSD. (Seite 219)
Interfaces between Safety Culture and Knowledge Management (Seite 222)
Cover: View of the Yonggwang site in the southwest of the Republic Korea. Six reactors with a total gross capacity of 6,137 MWe are currently in operation. The pressurized water reators have been comissioned between 1986 and 2002 and are operated by the Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. (Credit: KHNP)
Inhalt | Content
211atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
S. Kristiansen 242 Radiation is Invisible but Causes a H. Bonfadelli Change in the Opinions of the People Radioaktive Strahlung ist unsichtbar, löst aber einen Klimawandel in der Bevölkerungsmeinung aus − Meinungsklima, Risikoeinschätzung und Informationsverhalten im Nachgang zu Fukushima
J. Reinartz 247 Information Policy in Japan two Years after the Tohoku Tsunami Informationspolitik in Japan zwei Jahre nach dem Fukushima-Tsunami
ENS High Scientific Council 249 Position Paper on Maintaining Nuclear Competence Positionspapier zur Kompetenzerhaltung in der Kernenergie
A. Krüssenberg 251 Specialized Meeting on “Current Topics of Reactor Safety Research in Germany“ Fachtag „Aktuelle Themen der Reaktorsicherheitsforschung in Deutschland“
J. Reinartz 252 2nd Essen Specialized Discussions about Repository Mining 2. Essener Fachgespräch Endlagerbergbau
A. Havenith 253 Education and Training in Nuclear J. Kettler Technology - Maintaining Competence in J. Lethen Times of the German “Energiewende” Aus- und Fortbildung in der Kerntechnik – Kompetenzerhalt in Zeiten der Energiewende
Impressum 255
Nachrichten 255
Veranstaltungshinweise 267
KTG-Mitteilungen 269
DAtF-Mitteilungen 270
Top (XY) view of the current core of TRIGA Mark II reactor (Seite 232)
Result of air ingress accident scenarios in HTGR (Seite 239)
Ergebnisse von Meinungsumfragen zur Beurtei- lung der Zukunft der Kernenergie in Japan zwischen April 2011 und März 2013, (Seite 248)Insert: Publication of the Informationskreises KernEnergie.
212 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Content in brief
Full System Decontamination at German Nuclear Power Plant Unterweser (Page 216)
Chr. Topf, L. Sempere-Belda, M. Fischer, K. Tscheschlok and Chr. Volkmann
The German nuclear power plant Unterweser(KKU)had a high annual collective radiation exposure level in the performance indicators of the WorldAssociationofNuclearOperators(WANO).In order to decrease the high collec-tive personnel dose effectively,ArevaGmbH andKKU jointly started planning the chemical decontamination of the primary coolant cir-cuit and the auxiliary systems (FSD) in the beginning of 2009. The performance of the FSD at KKU was originally scheduled during the yearly refueling outage in 2011.
The implementation of the 13th amend-ment to the German Atomic Energy Act (Atom-gesetz), changed the national nuclear policy as a direct consequence of the events in Fukushi-ma. Thus,KKU lost its license for power genera-tion in the first half of 2011 after 31.5 years in operation.
Based on these developments, a replanning and rescheduling of the FSD became necessary, which had to take into consideration both a de-commissioning scenario and a possible return of the plant to operation.
Finally, the FSD was performed in autumn 2012 using mainly plant internal systems and components in combination with the HP/CORD® UV process and AMDA® (Automated Modular Decontamination Appliance) – Are-va’s established and proven decontamination technology.
With the onsite performance at KKU, the first FSD of a shut down plant in Germany in the aftermath of the Fukushima accident has been completed with great success.
Knowledge Management as an Approach to Strengthen Safety Culture in Nuclear Organizations (Page 221)
T.S. Karseka and Y.L. Yanev
In the last 10 years knowledge management (KM) in nuclear organizations has emerged as a powerful strategy to deal with important and frequently critical issues of attrition, gen-eration change and knowledge transfer. Ap-plying KM practices in operating organiza-tions, in technical support organizations and regulatory bodies has proven to be efficient and necessary for maintaining competence and skills for achieving high level of safety and operational performance.
TheIAEAdefines KM as an integrated, sys-tematic approach to identifying, acquiring, transforming, developing, disseminating, us-ing, sharing, and preserving knowledge, rele-vant to achieving specified objectives.
KM focuses on people and organizational culture to stimulate and nurture the sharing and use of knowledge; on processes or methods to find, create, capture and share knowledge; and on technology to store and assimilate knowledge and to make it readily accessible in
a manner which will allow people to work to-gether even if they are not located together.
A main objective of this paper is to describe constructive actions which can sponsor knowl-edge sharing and solidarity in safety conscious attitude among all employees. All principles and approaches refer primarily to Nuclear Pow-er Plant (NPP) operating organizations but are also applicable to other institutions involved in-to nuclear sector.
Hydrogen Risk Assessment - Hydrogen Combustion Analyses with CFD (Page 225)
P. Sathiah, S.W. van Haren and E.M.J. Komen
In the event of core degradation during a se-vere accident, large amounts of hydrogen are generated that may be released into the con-tainment. As the hydrogen mixes with the air in the containment, it can form a flammable mix-ture that is ready to ignite. Despite the installa-tion of mitigation measures such as passive au-tocatalytic recombiners, it has been recognized that the temporary existence of flammable gas clouds cannot be fully excluded during certain postulated accident scenario’s. Complementary to lumped parameter code modeling, Compu-tational Fluid Dynamics (CFD) modeling is needed for the assessment of the associated re-sidual risk of possible hydrogen deflagrations and for the optimal design of hydrogen mitiga-tion systems in order to reduce this risk as far as possible.
The CFD based method described in our companion articles is further validated against 3 ENACCEF experiments in this paper. The ap-plied CFD method is based on the application of an advanced combustion model together with a dynamic grid adaptation method to ac-curately capture the turbulent flame propaga-tion. For each test, mesh and time step sensitiv-ity analyses were performed. From the present-ed validation analyses, it could be concluded that the maximum pressures were predicted within 13 % accuracy, while the rate of pres-sure rise dp/dt was predicted within about 30 %. The eigen frequencies of the pressure wave phenomena were predicted within a few %. Therefore, it was overall concluded that the current model predicts the considered experi-ments very well.
Perturbation Analysis of the TRIGA Mark II Reactor Vienna (Page 230)
R. Khan, M. Villa, T. Stummer, H. Böck, and Saeedbadshah
The safety design of a nuclear reactor needs to maintain the steady state operation at desired power level. The safe and reliable reactor oper-ation demands the complete knowledge of the core multiplication and its changes during the reactor operation. Therefore it is frequently of interest to compute the changes in core multi-plication caused by small disturbances in the field of reactor physics. These disturbances can be created either by geometry or composition changes of the core. Fortunately if these chang-es (or perturbations) are very small, one does
not have to repeat the reactivity calculations. This article focuses the study of small perturba-tions created in the Central Irradiation Channel (CIC) of the TRIGAmarkIIcore to investigate their reactivity influences on the core reactivity. For this purpose, 3 different kinds of perturba-tions are created by inserting 3 different sam-ples in the CIC. The cylindrical void (air), heavy water (D2O) and Cadmium (Cd) samples are inserted into the CIC separately to determine their neutronics behavior along the length of the core. The Monte Carlo N-Particle radiation transport code (MCNP) is applied to simulate these perturbations in the CIC. The MCNP the-oretical predictions are verified by the experi-ments performed on the current reactor core. The behavior of void in the whole core and its dependence on position and water fraction is also presented in this article.
Safety Assessment for Electricity Generation Failure Accident of Gas Cooled Nuclear Power Plant Using System Dynamics (SD) Method (Page 236)
Tae Ho Woo
The power production failure happens in the loss of coolant of the nuclear power plants (NPPs). The air ingress is a serious accident in gas cooled NPPs. The quantification of the study performed by the system dynamics (SD) method which is processed by the feedback al-gorithms. The Vensim software package is used for the simulation, which is performed by the Monte-Carlo method. Two kinds of con-siderations as the economic and safety proper-ties are important in NPPs. The result shows the stability of the operation when the power can be decided. The maximum value of risk is the 11.77 in 43rd and the minimum value is 0.0 in several years. So, the success of the cir-culation of coolant is simulated by the dynam-ical values.
Conclusion of the EU Nuclear Stress Test: Comments on Results and Interpretations (Page 239)
The Editor
On 4th October 2012 the European Commission had published their interpretation of the results of the EU Nuclear Stress Test for the nuclear power stations in the individual EU Member States and in Switzerland and the Ukraine, the neighbouring states involved. According to this, the safety standards in nuclear power stations are generally high. None of the plants inspected revealed shortcomings in design, which would have required the service to be interrupted or the decommissioning of the plant. This means inter alia that there are no shortcomings in de-sign in Europe like those in Fukushima Daiichi in Japan.
To summarise, it can be stated that, in the opinion of the country-specific peer assess-ments, or peer reviews, the respective national investigations and the EU Stress Test have dem-onstrated that
213atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Content in brief
atw Vol. 58 (2013) No. 4»atomwirtschaft-atomtechnik« is published monthly by INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft mbHRobert-Koch-Platz 4, 10115 Berlin, Germany phone +49 30 498555-10 fax +49 30 498555-19 Publisher: e-mail: [email protected]:e-mail: [email protected]
1. the safety standards in all the European nu-clear power stations are generally high and deactivation is not necessary,
2. in all plants the design principles (inter alia seismic intensity, level of floodwater, exter-nal pressures) have been correctly defined for each location (cause of the disaster at Fukushima),
3. evidence for the management of all the re-spective requirements do not merely exist, but are also correct,
4. furthermore, the plants demonstrate to a varying extent additional reserves or robust-ness as regards incidents which exceed the technical specifications.
There is no question of the “severe shortcom-ings” claimed by the daily newspaper, Die Welt, a few days before the publication of the EU Stress Test results. What is more relevant is that the Commission Report on the EU Stress Test made only two recommendations for the German nuclear power stations.
Radiation is Invisible but Causes a Change in the Opinions of the People (Page 242)
S. Kristiansen and H. Bonfadelli
The nuclear accident in Japan 2011 was fol-lowed by massive media coverage. As nuclear power is a hot political topic and news media coverage is an important factor in opinion building, it is of interest to analyse what impact the catastrophe inFukushima and the triggered media coverage had on people’s opinion on nu-clear power and its risks.
This article is based on a survey mandated by the SwissFederalNuclearSafetyInspectorate(ENSI), which was carried out one year after the nuclear accident in Fukushima.
Yes, the Fukushima accident did affect peo-ple’s opinion on nuclear power. Even before the accident the majority of the Swiss population was against nuclear power and after the acci-dent the negative opinion was stronger.
The trust in the authorities, science and nu-clear power plant operators also suffered under Fukushima, but they did catch up quite well un-til one year after the accident. This also reflects that the survey participants are more worried about a nuclear accident abroad than in Swit-zerland.
Are those results based on the accident and the following media coverage? Almost 80 % mentioned to have heard or read about nuclear power and nuclear power plants in the media, so to assume an influence is not far-fetched. However only 15 % did actively search for in-formation about nuclear power, but the big ma-jority did talk to others about nuclear power. Thus the media coverage triggered interest and follow-up interpersonal communication.
Information Policy in Japan two Years after the Tohoku Tsunami (Page 247)
J. Reinartz
Two years have passed since the strongest tsu-nami ever measured in Japan which, ultimately, was the cause of an accident at theFukushima
Daiichinuclear power plant. In retrospect, the question arises about the consequences of the accident, and also about the conclusions not drawn in Japan. It is a fact that Japan will stick to nuclear power. However, it is also a fact that information policy at the time, especially by the Tepco operating company, had failed. What has since been achieved by dialog with the Jap-anese society and people all over the world who want to know? Today’s slogan is “as much information to the public as possible.” Now,Tepco is only one out of 11 operating compa-nies. Also the power utilities not affected by the natural disaster have used the opportunity to initiate a more open dialog. Recent opinion polls indicate that the majority of the popula-tion in Japan have no intention to give up nu-clear power.
Position Paper on Maintaining Nuclear Competence (Page 249)
ENS High Scientific Council
The ENSHigherScientificCouncil (HSC) is concerned about the current negative devel-opments within some Member States of the EU and the consequential reduced perspec-tives in the field of nuclear energy technolo-gy, education, research and development. The HSC believes that the use of nuclear en-ergy provides an essential contribution to the secure, clean and affordable energy supply for electricity generation, and that this will remain for at least the rest of this century.The HSC, therefore, strongly recommends that within the EU the resources that are allo-cated to nuclear education and training and to nuclear R&D reflects the increasing glo-balization of nuclear power and the needs of Member States that will have nuclear power or decommissioning programmes for decades to come.In addition, the HSC recommends that the nuclear industry should actively encourage the setting up of knowledge transfer mecha-nisms to ensure that the knowledge, know- how and experiences of the current genera-tion of professionals within the industry is not lost to the young people entering nuclear careers. Mobility programmes to support and encourage young professionals to work across the EU to gain wider experience of nuclear power operations should be set up. These ac-tivities should help young professionals work-ing in the nuclear technology field to expand long-life networks and business connections and thereby be better prepared for the chal-lenges of the 21st century.
Specialized Meeting on “Current Topics of Reactor Safety Research in Germany“ (Page 251)
A. Krüssenberg
On October 11 and 12, 2012, the 2-day special-ized meeting organized by the Thermodynam-icsandFluidDynamicsGrouptogether with the Dresden-RossendorfHelmholtzCenter and TÜVNORDSysTecGmbH&Co.KG was held at the Dresden-RossendorfHelmholtzCenter within the
series of events on “Current Topics of Safety Re-search in Germany.”
The program of lectures was supplemented by poster presentations and exhibitions by the members of the joint research groups and com-panies working in the fields. The meeting again was very well attended by over 100 persons.
2nd Essen Specialized Discussions about Repository Mining (Page 252)
J. Reinartz
The final storage of nuclear waste in Germany right now is more a political and societal than technical process. To promote the exchange of experience in the sophisticated field of mining technology, and put the focus back on finding a repository solution, theDMT in cooperation with GNSandDBETechnologyinitiated the Es-sen Specialized Discussions about Repository Mining. On February 28, more than 120 partic-ipants sought information about recent devel-opments, exchanged experience, and main-tained contacts.
Education and training in nuclear technology - maintaining competence in times of the German “Energiewende” (Page 253)
A. Havenith, J. Kettler and J. Lethen
Scientific advances and developments in nucle-ar technology have made a great contribution to the prosperity of Germany and supported a broad-based and advanced R&D landscape in Germany.
The change in social/political attitudes to-wards nuclear technology, especially nuclear energy, in Germany however, has contributed a decline in the attractiveness of nuclear educa-tion and training. The current phase-out deci-sion of the Federal Government and the “Ener-giewende” will accelerate this negative trend.
In such a situation, it is important to adopt the content of the courses to the actual situa-tion, and to offer additional training opportuni-ties. These training opportunities should in-clude the state of science and technology be-yond sole academic aspects. With its training program, theAachenInstituteforNuclearTrain-ingoffers opportunities in addition to the aca-demic education. The program includes the in-volvement of many different teachers and a special focus on relevant topics.
214 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Content in brief (German)
Vollständige Anlagendekontamination im deutschen Kernkraftwerk Unterweser (Seite 216)
Chr. Topf, L. Sempere-Belda, M. Fischer, K. Tscheschlok und Chr. Volkmann
Das deutsche Kernkraftwerk Unterweser(KKU)wies bei der von der WorldAssociationofNuclearOperators(WANO)verfassten Aufstellung der Be-triebsdaten eine hohe jährliche kollektive Strah-lenbelastung auf. Um die hohe kollektive Person-endosis wirksam zu senken, begannen ArevaGmbHundKKUAnfang 2009 mit der Planung ei-ner chemischen Dekontamination des Primär-kühlkreislaufs und der Hilfsanlagen. Ursprüng-lich sollte die vollständige Dekontamination im KKU während des jährlichen Stillstands zum Brennstoffwechsel 2011 stattfinden.
Mit der Umsetzung der 13. Novelle zum deut-schen Atomgesetz änderte sich die nationale Kern-energiepolitik in unmittelbarer Folge der Vorfälle in Fukushima. So verlor das KKU nach 31,5 Be-triebsjahren in der ersten Hälfte 2011 seine Ge-nehmigung für den Leistungsbetrieb.
Auf Grund dieser Entwicklungen musste die vollständige Anlagendekontamination neu ge-plant und terminiert werden. Dabei waren sowohl eine mögliche Stilllegung als auch die Wiederauf-nahme des Anlagenbetriebs zu berücksichtigen.
Die vollständige Anlagendekontamination wur-de schließlich im Herbst 2012 hauptsächlich unter Einsatz der Anlagensysteme und komponenten in Verbindung mit dem HP/CORD®UV-Verfahren und von AMDA® (Automated Modular Decontaminati-on Appliance), der eingeführten und bewährten Areva-Dekontaminationstechnik, durchgeführt.
Diese vor Ort im KKU vorgenommene vollstän-dige Anlagendekontamination ist die erste an ei-nem abgeschalteten Kernkraftwerk im Nachgang zu Fukushima mit großem Erfolg durchgeführte Maßnahme dieser Art in Deutschland.
Wissensmanagement als Weg zur Stärkung der Sicherheitskultur in Nuklearorganisationen (Seite 221)
T.S. Karseka und Y.L. Yanev
In den letzten 10 Jahren hat sich das Wissensma-nagement (WM) in Nuklearorganisationen als er-folgreiche Strategie im Umgang mit wichtigen und häufig kritischen Fragen, wie etwa Personal-schwund, Generationenwechsel und Wissenstrans-fer, erwiesen. Der Einsatz dieser WM-Maßnahmen bei Betriebsorganisationen, technischen Hilfsorga-nisationen und Überwachungsbehörden ist erwie-senermaßen wirksam und notwendig zur Kompe-tenzerhaltung und Bewahrung der Fähigkeiten zur Erreichung eines hohen Sicherheitsniveaus und zufriedenstellenden Betriebsverhaltens. DieIAEOdefiniert WM als integrierten, systematischen An-satz zur Feststellung, Gewinnung, Umwandlung, Entwicklung, Verbreitung, Nutzung, Weitergabe und Bewahrung von Wissen, das für die Errei-chung vorgegebener Ziele relevant ist.
Das WM konzentriert sich auf Menschen und eine Organisationskultur, um so die gemeinsame Nutzung von Wissen anzuregen und zu stärken; ferner auf Prozesse oder Methoden, mit denen Wissen gefunden, geschaffen, erfasst und weiter-gegeben werden kann; schließlich auf Techniken zur Speicherung und Verarbeitung von Wissen zu dessen leichter Zugänglichkeit, damit alle Men-schen zusammenarbeiten können, auch wenn sie sich nicht am selben Ort befinden.
In der vorliegenden Arbeit sollen vor allem konstruktive Maßnahmen beschrieben werden, mit denen die gemeinsame Nutzung von Wissen und Solidarität in einer sicherheitsbewussten Hal-tung bei allen Mitarbeitern gefördert werden kön-nen. Alle Grundsätze und Vorgehensweisen bezie-hen sich vor allem auf Organisationen, die Kern-kraftwerke betreiben, gelten aber ebenso für andere Einrichtungen in Nuklearsektor.
Beurteilung des Wasserstoffrisikos – Wasserstoffbrandanalysen mittels CFD (Seite 225)
P. Sathiah, S.W. van Haren und E.M.J. Komen
Bei einer Kernzerstörung im Verlauf eines schwe-ren Unfalls entstehen große Mengen Wasserstoff, die unter Umständen in die Sicherheitshülle freige-setzt werden können. Da sich der Wasserstoff mit der Luft in der Sicherheitshülle vermischt, kann es zur Bildung eines brennbaren, jederzeit entzündli-chen Gemischs kommen. Trotz aller Einrichtungen zur Eindämmung solcher Vorfälle, wie etwa passi-ver autokatalytischer Rekombinatoren, hat sich he-rausgestellt, dass die kurzzeitige Bildung von brennbaren Gaswolken unter bestimmten postu-lierten Unfallszenarien nicht völlig auszuschließen ist. In Ergänzung zur Modelldarstellung mittels ei-nes Lumped Parameter Codes muss zur Beurtei-lung des vorhandenen Restrisikos einer möglichen Wasserstoffverpuffung und zur optimalen Ausle-gung von Wasserstoff-Abschwächungseinrichtun-gen eine Modellierung mittels Computational Flu-id Dynamics (CFD) vorgenommen werden, um dieses Risiko zu mindern soweit möglich.
Das auf CFD aufsetzende Verfahren, wie es in unserem anderen Artikel /1,2/ beschrieben ist, wird in der vorliegenden Arbeit noch im Vergleich mit drei ENACCEF-Experimenten validiert. Das angewandte CFD-Verfahren beruht auf der Ver-wendung eines weiterentwickelten Verbrennungs-modells zusammen mit einer dynamischen Git-teranpassungsmethode, womit die turbulente Flammenausbreitung genau erfasst werden soll. Für jeden Versuch wurden Gitter- und Zeitschritt-empfindlichkeitsanalysen durchgeführt. Aus den vorgelegten Validierungsanalysen war zu folgern, dass die höchsten Drücke mit einer Genauigkeit von 13 % vorhergesagt wurden, während die Druckanstiegsgeschwindigkeit dp/dt mit rund 30 % prognostiziert wurde. Die Eigenfrequenzen der Druckwellenphänomene wurden bis auf eini-ge Prozent genau vorausgesagt. Insgesamt wurde daraus geschlossen, dass das gegenwärtige Modell die betrachteten Versuche sehr gut voraussagt.
Störungsanalyse im TRIGA-Mark-II- Reaktor Wien (Seite 230)
R. Khan, M. Villa, T. Stummer, H. Böck und Saeedbadshah
Die Sicherheitsauslegung eines Kernreaktors muss dafür sorgen, dass ein stationärer Betrieb auf dem gewünschten Leistungsniveau stattfin-det. Für einen sicheren und zuverlässigen Reak-torbetrieb sind umfassende Kenntnisse der Kern-multiplikation und deren Veränderungen wäh-rend des Reaktorbetriebs erforderlich. Deshalb ist es häufig interessant, die Veränderungen der Kernmultiplikation auf Grund von geringen Stö-rungen in der Reaktorphysik zu berechnen. Die-se Störungen können durch Änderungen in der Geometrie oder der Zusammensetzung des Kerns hervorgerufen werden. Wenn diese Verän-
derungen (oder Störungen) sehr gering sind, brauchen zum Glück die Reaktivitätsberechnun-gen nicht wiederholt zu werden. Im vorliegenden Beitrag geht es um die Untersuchung von kleinen Störungen im mittleren Bestrahlungskanal des TRIGA-Mark-II-Kerns mit dem Ziel, deren Einfluss auf die Reaktivität des Kerns zu ermitteln. Dazu werden drei Arten von Störungen hervorgerufen, indem drei verschiedene Proben in den mittleren Bestrahlungskanal eingeführt werden. Die zylind-rischen Blasen (Luft)-, Schwerwasser(D2O)- und Cadmiumproben (Cd) werden getrennt in den Ka-nal eingesetzt. Damit wird ihr Einfluss auf das Neutronenverhalten über die Kernlänge be-stimmt. Zur Simulation dieser Störungen im Ka-nal dient der Monte Carlo N Particle Strahlungs-transportcode (MCNP). Dessen theoretische Vor-aussagen werden an Hand von Versuchen im ge-genwärtigen Reaktorkern verifiziert. Das Verhal-ten von Dampfblasen im gesamten Kern und de-ren Abhängigkeit von der Lage und dem Wasser-anteil werden im Artikel ebenfalls behandelt.
Beurteilung der Sicherheit bei einem Störfall mit Ausfall der Stromer-zeugung in einem Kernkraftwerk mit gasgekühltem Reaktor unter Verwen-dung der Anlagendynamikmethode (Seite 236)
Tae Ho Woo
Der Kühlmittelverluststörfall in einem Kernkraft-werk führt zum Ausfall der Stromerzeugung. Der Zutritt von Luft ist in einem gasgekühlten Reaktor ein schwerwiegender Störfall. Die mittels der Me-thode der Anlagendynamik durchgeführte Unter-suchung wird mit Rückkoppelungsalgorithmen quantifiziert. Zu der nach der Monte-Carlo-Metho-de durchgeführten Simulation dient das Software-paket Vensim. In Kernkraftwerken sind Wirtschaft-lichkeit und Sicherheit gleich bedeutende Fakto-ren. Das Ergebnis zeigt die Stabilität im Betrieb bei festgelegter Leistung. Der Höchstwert des Risikos beträgt 11,77 im 43., der niedrigste Wert 0,0 über mehrere Jahre. Der erfolgreiche Kühlmittelumlauf wird also durch die dynamischen Werte simuliert.
Fazit des EU-Nuklear-Stresstests: Anmerkungen zu Ergebnissen und Interpretationen (Seite 239)
atw-Redaktion
Die Europäische Kommission hatte am 4. Oktober 2012 ihre Interpretation der Ergebnisse des EU-Nuklear-Stresstests für die Kernkraftwerke in den einzelnen EU-Mitgliedsländern sowie den betei-ligten benachbarten Ländern Schweiz und Ukrai-ne veröffentlicht. Demnach sind die Sicherheits-standards der Kernkraftwerke im Allgemeinen hoch. Bei keiner untersuchten Anlage wurden Auslegungsdefizite festgestellt, die eine sofortige Betriebsunterbrechung oder Stilllegung erfordert hätten. Das bedeutet unter anderem, dass es in Eu-ropa keine Auslegungsdefizite wie im japanischen FukushimaDaiichi gibt.
Zusammenfassend lässt sich festhalten, dass die jeweiligen nationalen Untersuchungen und der EU-Stresstest nach dem Abschluss der länder-spezifischen Begutachtungen gezeigt haben, dass1. die Sicherheitsstandards aller europäischen
Kernkraftwerke im Allgemeinen hoch sind und eine Abschaltung nicht erforderlich ist,
215atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Content in brief (German)
2. für alle Anlagen die Auslegungsgrundlagen standortspezifisch korrekt definiert sind (Ursa-che für die Havarien inFukushima),
3. Nachweise für die Beherrschung aller jeweils geforderten Anforderungen nicht nur vorlie-gen, sondern auch korrekt sind,
4. die Anlagen ferner in unterschiedlichem Maß zusätzliche Reserven bzw. Robustheit gegen-über auslegungsüberschreitenden Ereignissen aufweisen.
Von den einige Tage vor der geplanten Veröffentli-chung der EU-Stresstest-Ergebnisse erstmals in Medien behaupteten „schweren Mängeln“ ist kei-ne Rede. Vielmehr gilt: Der Kommissionsbericht zum EU-Stresstest weist für die deutschen Kern-kraftwerke lediglich zwei Empfehlungen aus.
Radioaktive Strahlung ist unsichtbar, löst aber einen Klimawandel in der Bevölkerungsmeinung aus − Meinungsklima, Risikoeinschätzung und Informationsverhalten im Nachgang zu Fukushima (Seite 242)
S. Kristiansen und H. Bonfadelli
Der Reaktorunfall in Japan 2011 hatte ein gewalti-ges Medienecho zur Folge. Da die Kernenergie ein umstrittenes politisches Thema ist und die Be-handlung in den Nachrichtenmedien einen wichti-gen Faktor bei der Meinungsbildung darstellt, ist eine Analyse der Auswirkungen der Katastrophe von Fukushimaund der dadurch ausgelösten Be-handlung in den Medien auf die öffentliche Mei-nung über die Kernenergie und deren Risiken von Interesse.
Der Artikel stützt sich auf eine von derEidge-nössischenNuklearenSicherheitsbehörde(ENSI) in Auftrag gegebene Untersuchung, die ein Jahr nach dem Reaktorunfall von Fukushima durchgeführt wurde.
Der Unfall von Fukushima hat die öffentliche Meinung über die Kernenergie durchaus beein-flusst. Schon vor dem Unfall war die Bevölkerung in der Schweiz mehrheitlich gegen die Kernener-gie eingestellt. Nach dem Unfall überwog die ne-gative Meinung noch stärker.
Auch das Vertrauen zu Behörden, der Wissen-schaft und den Betreibern von Kernenergieanla-gen litt unter Fukushima,erholte sich jedoch in-nerhalb eines Jahres nach dem Unfall wieder. Dar-aus lässt sich auch entnehmen, dass sich die an der Umfrage Beteiligten um einen Störfall im Aus-land mehr sorgen als um ein solches Ereignis in der Schweiz.
Gehen diese Ergebnisse auf den Unfall und die darauf folgende Behandlung in den Medien zu-rück? Fast 80 % der Befragten hatten in den Medi-en über Kernenergie und Kernkraftwerke gehört oder gelesen. Es ist also nicht übertrieben, wenn man daraus einen Einfluss ableitet. Allerdings wa-ren nur 15 % aktiv um Informationen über Kern-energie bemüht. Die große Mehrheit sprach mit anderen über Kernenergie. Die Behandlung in den Medien hat also Interesse und anschließende Kommunikation unter den Menschen ausgelöst.
Informationspolitik in Japan zwei Jahre nach dem Fukushima-Tsunami (Seite 247)
J. Reinartz
Zwei Jahre sind seit dem stärksten jemals in Japan gemessenen Seebeben, das schlussendlich einen
Unfall im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi verur-sachte, vergangen. Rückblickend stellt sich die Fra-ge, welche Folgen der Unfall hatte. Aber auch: Wel-che Schlüsse wurden in Japan nicht gezogen? Ja-pan bleibt der Kernenergie treu, dies ist eine Tatsa-che. Tatsache ist aber auch eine zum damaligen Zeitpunkt verfehlte Informationspolitik insbeson-dere des Betreiberunternehmens Tepco. Was hat sich seit dem getan im Dialog mit der japanischen Gesellschaft und mit wissenshungrigen Menschen weltweit. Das Credo lautet heute: “as much infor-mation to public as possible”. Dabei ist Tepco nur eines von 11 Betreiberunternehmen. Auch die nicht von der Naturkatastrophe betroffenen Ener-gieproduzenten haben die Chance für einen offe-neren Dialog genutzt. Neuste Umfragen belegen, dass die Kernkraft in Japan im überwiegenden Teil der Bevölkerung nicht zur Debatte steht.
Positionspapier zur Kompetenzerhaltung in der Kernenergie (Seite 249)
ENS High Scientific Council
Der ENSHigherScientificCouncil(HSC) ist besorgt über die gegenwärtigen negativen Entwicklungen in einigen EU Mitgliedstaaten und die entspre-chend geminderten Aussichten in Kernenergie-technik, -ausbildung, -forschung und entwick-lung. Der HSC glaubt, dass die Nutzung der Kern-energie einen wesentlichen Beitrag zur Versor-gung mit sicherer, sauberer und erschwinglicher Energie zur Stromerzeugung darstellt und dass sich daran mindestens bis zum Ende dieses Jahr-hunderts nichts ändert.
Der HSC empfiehlt deshalb nachdrücklich, dass innerhalb der EU die für die Ausbildung in der Kerntechnik und für nukleare F&E bereitge-stellten Mittel der wachsenden Globalisierung der Kernenergie und den Bedürfnissen derjenigen Mitgliedstaaten entsprechen, die auf viele Jahr-zehnte hinaus die Kernenergie nutzen oder Stillle-gungsprogramme verfolgen.
Außerdem empfiehlt der HSC der Kernenergie-industrie, aktiv die Einrichtung eines Mechanis-mus zum Wissenstransfer zu verfolgen, damit si-chergestellt ist, dass Kenntnisse, Know-how und Erfahrungen der heutigen Generation von in der Branche Tätigen dem Nachwuchs zugute kommen, der in der Kernenergie arbeiten will. Mobilitäts-programme sollten geschaffen werden, um Berufs-einsteiger zu ermutigen und zu unterstützen, in der ganzen EU tätig zu werden und so breitere Er-fahrungen im Betrieb von Kernenergieanlagen zu sammeln. Diese Aktivitäten sollten junge Mitarbei-ter in der Branche dabei unterstützen, sich zu ver-netzen, lebenslange Geschäftsbeziehungen zu knüpfen und sich so besser für die Aufgaben im 21. Jahrhundert zu rüsten.
Fachtag „Aktuelle Themen der Reaktorsicherheitsforschung in Deutschland“ (Seite 251)
A. Krüssenberg
Am 11. und 12. Oktober 2012 fand im Helmholtz-ZentrumDresden-Rossendorfder von der KTG-Fach-gruppeThermo-undFluiddynamik zusammen mit dem Helmholtz-ZentrumDresden-Rossendorfsowie derTÜVNORDSysTecGmbH&Co.KG im Rahmen der Veranstaltungsreihe „Aktuelle Themen der Re-aktorsicherheitsforschung in Deutschland“ organi-sierte 2-tägige Fachtag statt.
Das Vortragsprogramm wurde ergänzt durch Poster- und Ausstellungspräsentationen der Mit-glieder der Forschungsverbünde sowie in diesen Themenfeldern tätiger Unternehmen. Mit über 100 Teilnehmern war der dieser Fachtag wieder-um sehr gut besucht.
2. Essener Fachgespräch Endlagerbergbau (Seite 252)
J. Reinartz
Die Endlagerung atomarer Abfälle ist in Deutsch-land zurzeit ein mehr politischer und gesellschaft-licher Prozess, als ein technischer. Um den Erfah-rungsaustausch für die anspruchsvolle Bergbau-technik zu fördern und den Fokus wieder mehr auf die eigentliche Realisierung der Endlagerung zu legen hat die DMTin Zusammenarbeit mit der GNSund DBE Technology das Essener Fachge-spräch Endlagerbergbau ins Leben gerufen. Am 28. Februar wollten sich mehr als 120 Teilnehmer über die neusten Entwicklungen informieren, Er-fahrungen austauschen und Kontakte pflegen.
Aus- und Fortbildung in der Kerntechnik – Kompetenzerhalt in Zeiten der Energiewende (Seite 253)
A. Havenith, J. Kettler und J. Lethen
Die wissenschaftlichen Fortschritte und Entwick-lungen in der Kerntechnik haben einen großen Beitrag zum Wohlstand in Deutschland geleistet als auch den Aufbau einer breit aufgestellten so-wie fortschrittlichen F&E-Landschaft in Deutsch-land unterstützt.Der Wandel der gesellschaftlichen/politischen Einstellung gegenüber der Kerntechnik, insbeson-dere der Kernenergie, hat jedoch dazu beigetra-gen, dass die Attraktivität für ein kerntechnisches Studium abgenommen hat. Getrieben durch den jetzigen Ausstiegsbeschluss der Bundesregierung als Folge der Energiewende wird sich diese negati-ve Trendentwicklung verstärken.Gerade in einer solchen Situation ist es wichtig, nicht nur die Inhalte von Studiengängen den aktu-ellen Entwicklungen anzupassen, sondern auch zusätzliche Fortbildungsmöglichkeiten anzubie-ten, die über einen akademischen Kontext hinaus den Stand von Wissenschaft und Technik vermit-teln. Mit seinem Trainingsprogramm bietet das Aachen Institute for Nuclear Training eine Ergän-zung zu der akademischen Ausbildung an, die sich in ihrer Konzipierung und Durchführung, insbe-sondere durch die Einbindung vieler unterschied-licher Dozenten/-innen und die fachliche Fokus-sierung von anderen Fortbildungsmöglichkeiten unterscheidet.
atw Vol. 58 (2013) No. 4»atomwirtschaft-atomtechnik« is published monthly by INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft mbHRobert-Koch-Platz 4, 10115 Berlin, Germany phone +49 30 498555-10 fax +49 30 498555-19 Publisher: e-mail: [email protected]:e-mail: [email protected]
216 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
NPP / Country Year Type / OEM
Decommissioning
FR 2 / Germany 1986 PWR / AREVA
Gundremmingen A / Germany 1989 BWR / GE
BR 3 Mol / Belgium 1991 PWR / Westinghouse
VAK Kahl / Germany 1992 / 93 BWR / GE / AEG
Rheinsberg / Germany 1994 PWR / VVER
MZFR / Germany 1995 PHWR / AREVA
Würgassen / Germany 1997 / 98 BWR / GE
Connecticut Yankee / USA 1998 PWR / WH
Lingen / Germany 2001 BWR / GE
Caorso / Italy 2004 BWR / GE
Trino / Italy 2004 PWR / Westinghouse
Stade / Germany 2004 PWR / AREVA
Obrigheim / Germany 2007 PWR / AREVA
Barsebäck 1 / Sweden 2007 BWR / ABB
Barsebäck 2 / Sweden 2008 BWR / ABB
Chooz A / France 2011 / 12 PWR / AREVA
Unterweser / Germany 2012 PWR / AREVA
Neckarwestheim 1 / Germany 2013*) PWR / AREVA
Return to Service
Oskarshamn 1 / Sweden 1994 BWR / ABB
Loviisa 2 / Finnland 1994 VVER / AEE
Fukushima 3 / Japan 1997 BWR / GE
Fukushima 2 / Japan 1998 BWR / GE / Toshiba
Fukushima 5 / Japan 2000 BWR / Toshiba
Fukushima 1 / Japan 2001 BWR / GE
Grafenrheinfeld / Germany 2010 PWR / AREVA
*) Scheduled for May 2013
Tab. 1. Areva’s FSD experience worldwide.
Full System Decontamination at German Nuclear Power Plant UnterweserChristian Topf, Luis Sempere-Belda, Michael Fischer, Erlangen Kai Tscheschlok, Stadland Christian Volkmann, Greifswald
Addresses of the authors: Dr. Christian Topf and Luis Sempere-Belda
Michael Fischer AREVA GmbH
Paul-Gossen-Straße 100, 91052 Erlangen
Kai Tscheschlok E.ON Kernkraft GmbH,
Kernkraftwerk Unterweser Dedesdorfer Straße 2, 26935 Stadland
Christian Volkmann Engineering Services GmbH
Mühlenweg 40, 17489 Greifswald
Introduction
The German nuclear power plantUnterwe-ser(KKU)had a high annual collective ra-diation exposure (CRE) level in the per-formance indicators (PIs) of the WorldAs-sociationofNuclearOperators(WANO). In order to decrease the high collective per-sonnel dose effectively,ArevaGmbH and KKUjointly started planning the chemical decontamination of the primary coolant circuit and the auxiliary systems (FSD) in the beginning of 2009. The performance of the FSD at KKUwas originally scheduled during the yearly refueling outage in 2011, similar to the FSD carried out at the Ger-man nuclear power plant (NPP)Grafen-rheinfeldin 2010.
The implementation of the 13th amend-ment to the German Atomic Energy Act (Atomgesetz, AtG), changed the national nuclear policy as a direct consequence of the events inFukushima.Thus, KKU lost its operating license for power generation in the first half of 2011 after 31.5 years in op-eration. Since then, the plant has been in the state of “non-power operation”, main-taining its ability to return to service within
the framework of the existing operating li-cense.
Based on these developments, a replan-ning and rescheduling of the FSD be-came necessary, which had to take into consideration both a decommissioning sce-
nario and a possible return of the plant to operation.
Finally, the FSD was performed in au-tumn 2012 using mainly plant internal sys-tems and components in combination with the HP/CORD UV process and AMDA (Automated Modular Deconta- mination Appliance) – Areva’s estab-lished and proven decontamination tech-nology.
With the onsite performance at KKU,the first FSD of a shut down plant in Germany in the aftermath of the Fukushimaaccident has been completed with great success.
HP/CORD UV Concept and AMDA Technology
Arevahas gained great experience world-wide in decontaminating operating NPPs as well as NPPs to be decommissioned. Using proprietary technology, Areva has per-formed more than 20 FSD projects since 1986 – including NPPs years after
217atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
shutdown and after reopening safe enclo-sure (see Table1).Areva’s CORD family comprises multi-cy-
cle, regenerative chemical decontamination processes. One of the major advantages of CORD is the possibility to tailor the proc-ess according to site-specific requirements and special customer’s needs to obtain opti-mal results going hand in hand with low waste generation. Minimizing the amount of radwaste is one of the special features of Areva’sdecontamination proc-esses.
The internationally recognized HP/CORD UV process, applied in KKU, is ver-satile for the application in operating NPPs as well as for decontamination prior to de-commissioning. The principle of HP/CORD UV is shown in Figure1.
CORD is applied as a multi-cycle proc-ess according to the specified decontami-nation targets (e.g. decontamination fac-tor, waste, time) using the following steps per cycle:
Step 1: Preoxidation with permanganic • acid (HP)Step 2: Reduction of HP using decon- • tamination chemicalStep 3: Decontamination•Step 4: UV decomposition • of the decontami- nation chemical to minimize the amo- unts of waste, inc- l u d i n g s o lve n t clean-up.
Dissolved corrosion products and activity from the oxide layer are continuously re-moved from solution by ion-exchange resins during step 3, regenerating the decon-tamination chemical for fur-ther treatment.
The main advantages may be summarized as fol-lows:
Minimizing personnel radiation expo-•sure during treatmentLow concentration of process chemicals •by regeneration thereofMinimizing waste generation.•
The number of cycles applied is adapted to the decontamination targets. It is based on AREVA’slong-term experience and results of radiochemical and metallurgical tests and studies performed with representative samples of actual material provided by the power plant.
Full System Decontamination at Unterweser Nuclear Power Plant
Project Planning and Scheduling
Originally planned as a FSD for return to service, the project was divided into sever-al phases (seeFigure2).
With a kick-off meeting the planning and engineering phase commenced begin-ning of 2009. In the first half of 2010 the project was held in abeyance for 6 months, as the teams were deeply involved into the FSD for return to service at the German NPPGrafenrheinfeld. After the Fukushimaevent and the following moratorium, KKUwas among 8 German plants to lose their operating license in mid 2011. The new scenario took into consideration both decommissioning and a possible re-turn to service for the plant including re-scheduling of the application. This adapta-tion period was accompanied by a sec-ond approval phase. Finally, in May 2012, authority approval to perform the FSD during the 3rd quarter of 2012 was re-ceived.
The application of 5 cycles of the HP/CORD UV process was performed in October and November 2012. A detai-led time schedule for the FSD is given in Figure3.
Fig. 1. The principle of the HP/CORD® UV process.
Fig. 3. Detailed time schedule for the FSD at KKU.
200904 06 08 10 1202
201004 06 08 10 1202
201104 06 08 10 1202
201204 06 08 10 1202
Kick-off
Moratorium
Amendment Version A
Amendment Version BAuthority Approval
8 NPPs Lost Operating License
Planning and Engineering (FSD for Return to Service)
Authority Approval Process
FSD Replanning and Rescheduling
2nd Approval Process
FSD
Fukushima Accident
Fig. 2. FSD at Unterweser Nuclear Power Plant (KKU). Overall project schedule.
218 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
To minimize application time and the plant’s operational costs, a variety of oper-ation modes were developed to optimize the decontamination effect in particular parts of the decontamination area. Addi-tionally, the reactor water clean-up system (RWCU) was integrated into the decon-tamination loop to support the system clean-up and decrease the overall applica-tion time.
Decontamination Targets
The FSD concept for KKU,designed in close collaboration betweenAreva and E.ONUn-terweser experts with support by Engineer-ingServicesGmbH(ESG) was based on the following main targets:
Minimization of the plants total activity •inventoryReduction of dose rates at plant sys-•tems, especially the primary circuit with its heavy components to facilitate fur-ther handlingMinimization of the ambient dose rates •with regard to personnel dose savings for all future activities (ALARA)Avoidance of a significant shift of the •gamma-to-alpha ratioRemoval of loosely adherent, smearable •surface contamination, including possi-ble residual actinides, if necessary
Minimization of waste generation with fo-cus on manageable activity inventory.
With the ALARA principle being the main goal, both parties contractually agreed upon an average target decontami-nation factor (DF) of 50, with maximum dose reduction for possible future decom-missioning activities.
Decontamination System and Engineering
Definition of the total decontamination in-cluding all necessary plant auxiliary sys-tems, the connections as well as the opera-tion in combination with process con-trol and monitoring via the AMDA, was based on lessons learned from previ-ous applications. Specifically, lessons learned were employed from the FSD for return to service at GrafenrheinfeldNPP in 2010.
A schematic drawing of the decontami-nation area including all major flow paths is given in Figure4. The decontaminated area included the complete primary cir-cuit including reactor pressure vessel (RPV) and reactor internals (without fuel), all 4 residual heat removal systems (RHR), the volume control system (VCS) and the RWCU. The reactor coolant storage system (RCSS), the liquid waste water treat-ment and storage system (WWTS) and the plant’s nuclear exhaust system were
used as support systems to the FSD appli- cation.
Additionally, an extensive integration of drain and vent lines into the decontami-nation area via hose connections was per-formed to increase the exchange of matter in areas with low flow and in dead legs to maintain an additional decontamination success and, furthermore, reduce the risk of sedimentation of hot particles inherent in NPP systems.
All technical modes of operation during the application as well as the chemical process analysis and control were per-formed in close cooperation between the plant andAreva personnel.
The chemical process was adapted to the given plant size and dimensions. The volume of the decontamination area
amounted to 540 m3 (approx. 142,000 gal) with a total surface of 22,500 m2 (approx. 242,000 ft2). Table2lists the surface distri-bution of the predominant materials. The steam generators (SG) account for 78 per-cent of the total surface.
During the FSD, the following plant sys-tems and components were configured and operated as described below:
All 4 main coolant pumps (RCP) as well •as the pumps of the RHR system provid-ed process heat and circulation of the decontamination solution.The CVCS charging pumps were re-•placed by an external pump to ensure smooth operation, but were kept in stand by for redundancy. All 4 RHR systems provided tempera-•ture regulation.
Fig. 4. Schematic drawing of the decontamination area at KKU including all major flow paths.
Base Material System Surface Area
[m²] ~[ft²]
Incoloy 800 SG tubes 17,500 188,000
Austenitic weld cladding Primary circuit, RPV incl. core shroud
4,500 48,000
Austenitic CrNi steel Auxiliary systems 500 5,400
Tab. 2. Main surface and materials of the decontamination area.
219atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
Negative pressure suction head (NPSH) •for the RCP was accomplished with one of the RHR accumulators. The pressurizer (PZR) was solid to •maintain decontamination success on the complete surface.All spray lines were operated continu-•ously to maintain an optimum decon-tamination result. Additionally, during certain phases, the •RWCU system supported clean-up of the decontamination solution. Plant spent resin tanks were employed •for all spent decon resinsFSD mode of operation: •
System temperature: up to 95 °C •(203 °F)System pressure: ~21 bar (305 psi).•
The external decontamination equipment AMDA was used for:
Injection of chemicals •Representative sampling for process •controlMechanical filtration of the decon solu-•tionBy-pass clean-up of the decon solution •through ion-exchange resinsUV decomposition of the decontamina-•tion chemicals after each cycle to mini-mize waste
Results
The FSD on-site performance was applied as scheduled (see Figure3).
In total 5 HP/CORD UV decontamina-tion cycles were performed giving excel-lent results. The removal of a total activity inventory of 9.1 E+13 Bq (2,460 Ci) result-ed in an average overall decontamination factor of 94.5. The results obtained are summarized inTable3.Figure5 outlines the reduction of the
contact dose rate during FSD progression at loop line 20. This is exemplary for the outstanding results in the whole prima-ry system. The average contact dose rate at all 4 loop lines resulted in 40 µSv/h (0.04 mRem/h).
Activity & Corrosion Products Removed
Corrosion products (Fe, Cr, Ni) 459 kg
Total activity removed (> 99% Co-60) 9.1 E13 Bq (2,460 Ci)
DFs Achieved
DF overall (83 measuring points, MP) 94.5
DF primary circuit (26 MP) 158
DF SG tubes (16 MP) 147
DF auxiliary systems (CVCS, RHR, 41 MP) 35
Tab. 3. FSD results at KKU.
The excellent results are illustrated in Figure6 by the low contact dose rates at the 4 SGs.Figure6 also features a comparison of
contact dose rates at all 4 SGs before and af-
ter the FSD application. Due to plugged tubes in the complete periphery of SG 4 (YB40) minimally increased dose rates were measured in the SG after the FSD.
In addition to dose rate measurements, SG 4 (YB 40) was inspected by opening the manhole. Figure7 shows metallically clean surfaces inside the water chamber (hot leg) after the FSD.
Smear tests of the surfaces inside the water chamber (chamber, tubes and divid-er plate) demonstrated that the resulting loose surface contamination and the acti-nides are within a manageable range for health physics to plan and perform all fu-ture activities. Therefore, no additional cy-
cle to remove loose superficial contamina-tion was performed.
During FSD an overall of 459 kg of cor-rosion products (Fe, Cr, Ni) were re-moved from the decontamination area. This
1st cycle 2nd cycle 3rd cycle 4th cycle 5th cycle
Progression of dose rate loop 20 during FSD (cycle 5 incl. final clean up / flushing program)
key:
VCS line to RHx Sprayline Crossover Loop "cold leg" after RCP Loop "cold leg" Loop "hot leg" Surgeline elbow Surgeline horizontal Surgeline vertical
Dos
e ra
te /
[µSv
/h] -
log.
Sca
le -
Fig. 5. Reduction of the contact dose rate during FSD progression at loop line 20.
0.001
0.01
0.1
1
10
SG Y
B 1
0 (1
4,5
m)
- hot
leg
-
SG Y
B 1
0 (1
4,5
m)
- col
d le
g -
SG Y
B 1
0 (1
7 m
)- h
ot le
g -
SG Y
B 1
0 (1
7 m
)- c
old
leg
-
SG Y
B 2
0 (1
4,5
m)
- hot
leg
-
SG Y
B 2
0 (1
4,5
m)
- col
d le
g -
SG Y
B 2
0 (1
7 m
)- h
ot le
g -
SG Y
B 2
0 (1
7 m
)- c
old
leg
-
SG Y
B 3
0 (1
4,5
m)
- hot
leg
-
SG Y
B 3
0 (1
4,5
m)
- col
d le
g -
SG Y
B 3
0 (1
7 m
)- h
ot le
g -
SG Y
B 3
0 (1
7 m
)- c
old
leg
-
SG Y
B 4
0 (1
4,5
m)
- hot
leg
-
SG Y
B 4
0 (1
4,5
m)
- col
d le
g -
SG Y
B 4
0 (1
7 m
)- h
ot le
g -
SG Y
B 4
0 (1
7 m
)- c
old
leg
-
Dose rate before FSD Dose rate after FSD
Average: 745 µSv/h
Average: 6 µSv/h
Plugged tubes positioned mainly in the
outer rim of SG 4
Average DF = 147 (16 MP)
Dos
e ra
te /
[mSv
/h] -
log.
Sca
le -
Fig. 6. Dose rates ate the 4 SGs before and after FSD.
220 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 | April
Decontamination technologies
Fig. 7. Example for metallically clean surfaces inside the water chamber (hot leg) after the FSD.
Chemicals Planned Actual
Permanganic acid (m³) 22 20
Oxalic acid (Mg) 10.5 4.9
Hydrogen peroxide (m³) 6 2.6
Radioactive Waste Planned Actual
Evaporator concentrate (m³) 30 ~ 11.5
Ion-exchange resins (m³) 21 19
AMDA bag filter (number of changes) 10 8
NPP filter (number of changes)
10 2
Tab. 4. FSD at KKU: Comparison planned/actual data.
The coherence of activity output and oxide layer removed during the single cy-cles is shown in Figure8.
Efficient and optimal control of the chemical process resulted in lower con-sumption of chemicals and extensive sav-ings of radioactive waste generated along with overall cost-savings for the plant (see Table4).
The primary coolant was permanently filtered by applying the fully automated, TÜV-certified AMDA bag filter module. The first bag filter exchange (mesh size 10 µm, 8 filters) was already performed during commissioning phase. At that time, the contact dose rate at the mod-ule was high and the filter modules only filtered primary coolant. Single bag fil-ter dose rates amounted to the average of 150 mSv/h.
In the course of the decontamina-tion, the filter mesh size was reduced to 1 µm. In total 8 bag filter changes were performed with an average filter dose rate of 200 mSv/h. In total approximately 9E+12 Bq of activity (Co-60) was re-moved during the application only by fil-tration.
Conclusion
FSD at KKU – the first FSD of a shut down plant in Germany in the aftermath of the Fukushima accident – was com- pleted on schedule with great success. The overall collective personnel dose was less than 70 mSv for all on-site activi-ties.
FSD provided high dose reduction in the primary and auxiliary systems of the plant. The resulting low contact dose rates at the heavy components of the pri-mary system will facilitate all planned ac-tivities in the future. The ambient dose rate in the areas of the primary system was lowered by up to a factor of 100. This will effectively decrease the CRE for all person-nel involved in the following on site activi-ties.
This great success is the achievement of the excellent team work between both project teams of E.ON Unterweser and Arevaduring planning and execution of the FSD.
The effective application of the HP/CORD UV process in addition with the de-contamination equipment AMDA lowered the amount of radioactive waste and led to overall cost-savings for the plant.
FSD application ensures the plant’s abil-ity to return to service within the frame-work of its existing operating license. At the same time it creates outstanding condi-tions for possible future decommissioning activities.
resulted in a total volume of 19 m3 (678 ft3) of ion-exchange resins. This amount al-
ready includes the quantity for the manga-nese resulting from the pre-oxidation step.
1.0E+09
1.0E+10
1.0E+11
1,0E+12
1.0E+13
1.0E+14
0.0
1.0
2.0
3.0
4.0
5.0
1 2 3 4 5 Gesamt1st cycle 2nd cycle 3rd cycle 4th cycle 5th cycle total
1.42
0.900.72 0.58
0.30
3.92
Oxi
de la
yer r
emov
ed /
[µm
] Activity removed / [B
q]
4.8 E13 1.4 E13 1.5 E13 1.1 E13 3.4 E12 9.1 E13
Fig. 8. Coherence of activity output and oxide layer removed during the single cycles of the FSD.
