Erfahrungs- Und Forschungsbericht 2012 Entwicklungen Im Bereich Der Grundlagen Der Nuklearen Aufsicht Erfahrungs- Und Forschungsbericht 2012

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Rapport sur la Recherche et les Expériences en 2012

Développements dans les bases techniques et légales pour la surveillance nucléaire

Research and Experience Report 2012

Developments in the technical and legal basis of nuclear oversight

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1 Inhaltsverzeichnis

Zusammenfassung 5 Résumé 9 Summary 12 1 Regulatorische Sicherheitsforschung 15 1.1 Brennstoffe und Materialien 15 1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoffe und Materialien 15 1.1.2 Untersuchungen an Halden-Proben IFA-638 18 1.1.3 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Integrity Project 19 1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project 21 1.1.5 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte für den sicheren Langzeitbetrieb 22 1.1.6 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques 24 1.1.7 NORA – Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors 25 1.1.8 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis 26 1.1.9 Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter- Mehrlagenschweissnähten 27 1.2 Interne Ereignisse und Schäden 29 1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience Degradation and Ageing Programme 29 1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project 30 1.2.3 OECD ICDE – International Common-Cause-Failure Data Exchange 31 1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange 32 1.3 Externe Ereignisse 33 1.3.1 IRIS_2012 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anprallasten 33 1.3.2 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen 36 1.3.3 Expertengruppe Starkbeben 38 1.3.4 IAEA-KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwazaki-Kariwa beim Erdbeben vom 16. Juli 2007 40 1.3.5 PLATEX – Plattform Extremereignisse: Studie zur Hochwassergefährdung 42 1.4 Menschliche Faktoren 43 1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-Technik-Organisation 43 1.4.2 Human Reliability Analysis 45 1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe 46 1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland 46 1.5.2 PASSPORT – Methodik für die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten System- und Containmentprozessen 49 1.5.3 LINX - Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung 50 1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases 51 1.5.5 MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe Accidents in LWR 53 1.6 Strahlenschutz 55 1.6.1 Strahlenschutzforschung 55 1.7 Entsorgung 57 1.7.1 IAEA-Projekte zur Stilllegung von Kernanlagen 58 1.7.2 SITEX – Sustainable network of Independent Technical Expertise for radioactive waste disposal 59 1.7.3 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri 60 1.7.4 OECD-NEA Clay Club 63 1.7.5 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung 64 1.7.6 FORGE – Fate of Repository Gases 68 1.7.7 DECOVALEX-2015 Project 72 1.7.8 Klimamodellierung Würm-Eiszeit 74

2 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.7.9 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland 77 1.7.10 Abfallbewirtschaftung im Vergleich 78 2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen 81 2.1 Anzeigen von Materialunregelmässigkeiten in den Reaktordruckbehältern der Kernkraftwerke Doel-3 und Tihange-2 bei Ultraschallmessungen 82 2.2 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk KORI-1 in der Republik Korea 83 3. Internationale Zusammenarbeit 85 3.1 Internationale Übereinkommen 86 3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit 86 3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle 87 3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks 87 3.2 Multilaterale Zusammenarbeit 88 3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA 88 3.2.2 IAEA Safety Standards 88 3.2.3 Integrated Regulatory Review Service (IRRS) 89 3.2.4 IAEA-Datenbanken 90 3.3 Kernenergieagentur NEA der OECD 90 3.3.1 Steering Committee for Nuclear Energy 91 3.3.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA) 91 3.3.3 Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) 92 3.3.4 Committee on Radiation Protection and Public Health (CRPPH) 94 3.3.5 Radioactive Waste Management Committee (RWMC) 94 3.3.6 Komitee-übergreifende Aktivitäten als Reaktion auf den Unfall von Fukushima 94 3.4 Behördenorganisationen 95 3.4.1 Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA) 95 3.4.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) 96 3.4.3 European Nuclear Security Regulators Association ENSRA 96 3.4.4 Heads of European Radiological protection Competent Authorities (HERCA) 98 3.4.5 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa 98 3.5 Bilaterale Zusammenarbeit 98 3.5.1 Gemischte Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den Strahlenschutz (CFS) 98 3.5.2 Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK) 99 3.5.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich 99 3.5.4 Italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammenarbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicherheit 99 3.5.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit 100 4. Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht 101 4.1 ENSI-G04: Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brennelemente 101 4.2 ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der Kernanlagen 101 4.3 ENSI-B03: Meldungen der Kernanlagen 101 4.4 ENSI-B11: Notfallübungen 101 5. Strategie und Ausblick 103

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte 105 Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien 287 Anhang C: Publikationnen und Vorträge 2012 291 Anhang D: Richtlinien des ENSI/Directives de l'ENSI/Guidelines of ENSI 297

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 3 Einleitung

Das im Februar 2005 in Kraft getretene Kernener- logischen Zustand und die Notfallübungen und giegesetz (KEG) verlangt, dass die zuständigen Be- Ausbildungen in den schweizerischen Kernanla- hörden die Öffentlichkeit regelmässig über den Zu- gen. Er beinhaltet zudem die Tätigkeiten im stand der Kernanlagen und über Sachverhalte Trans port- 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 Veröffent- rischen Kernanlagen beschrieben. lichung seiner Jahresberichte. Diese Berichte – der Aufsichtsbericht, der Strahlenschutzbericht und Der vorliegende Erfahrungs- und Forschungs- der Erfahrungs- und Forschungsbericht – sind auch bericht beschreibt und bewertet die Ergebnisse in elektronischer Form auf www.ensi.ch unter der regulatorischen Sicherheitsforschung, aus- «Dokumente ▶ Jahresberichte» erhältlich. gewählte Vorkommnisse in ausländischen Kern- anlagen, 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-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

ENSI Strahlenschutzbericht 2012 ENSI Aufsichtsbericht 2012 Aufsichtsbericht ENSI Strahlenschutzbericht 2012 ENSI, CH-5200 Brugg, Industriestrasse 19, Telefon +41 (0)56 460 84 00, Fax +41 (0)56 460 84 99, www.ensi.ch Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012

Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Aufsichtsberichtzur nuklearen 2012Sicherheit in den schweizerischen Kernanlagen

ENSI-AN-7870 ISSN 1661-2868

ENSI, CH-5200 Brugg, Industriestrasse 19, Telefon +41 (0)56 460 84 00, Fax +41 (0)56 460 84 99, www.ensi.ch

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4 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Zusammenfassung

Regulatorische Sicherheits- den an passiven metallischen Komponenten und forschung zu Brandereignissen – aufgebaut, mit denen die Betriebserfahrungen aus zahlreichen Ländern sy- Bei der Ausübung seiner Aufsichtstätigkeit über die stematisch ausgewertet werden. Das neue Projekt Kernanlagen muss das ENSI auf dem aktuellen Stand CADAK beschäftigt sich mit der Lebensdauer von von Wissenschaft und Technik sein. Deshalb unter- klassierten elektrischen Kabeln. Die bereits länger stützt und koordiniert das ENSI Projekte im Rahmen betriebenen Datenbanken lassen zunehmend sy- der regulatorischen Sicherheitsforschung. Deren Er- stematische Auswertungen zu. So konnten 2012 gebnisse gehen teils unmittelbar in Richtlinien, Einze- Überblicksberichte zu hochenergetischen Licht- lentscheide und Hilfsmittel des ENSI ein. Im weiteren bögen (Projekt FIRE) und Komponentenberichte Sinne dienen die Projekte der Ausbildung und dem zu Kreiselpumpen und Steuerstab-Antrieben (Pro- Kompetenzerhalt beim ENSI und seinen Experten. jekt ICDE) erstellt werden. Und schliesslich leistet das Forschungsprogramm 3. Neben Schäden, die durch Ereignisse innerhalb Beiträge an zahlreiche internationale Projekte, die in eines Kernkraftwerks entstehen können, berück- der Schweiz alleine nicht durchgeführt werden sichtigen die Sicherheitsanalysen auch externe könnten. Hierdurch wird der für die nukleare Sicher- Ereignisse. Das ENSI unterstützt in diesem Be- heit ausserordentlich wichtige internationale Aus- reich mehrheitlich internationale Projekte, die auf- tausch gefördert. wändige Experimente und Simulationen zu Flug- Das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor- zeugabsturz und Erdbeben durchführen. Speziell schung» gliedert sich in sieben Themenbereiche: auf die Schweizer Verhältnisse zugeschnitten sind 1. Der Themenbereich Brennstoffe und Materi- schliesslich die Expertengruppe Starkbeben des alien beschäftigt sich mit dem Reaktorkern und Schweizerischen Erdbebendienstes SED und die den gestaffelten Barrieren für den Einschluss der neue Plattform Extremereignisse PLATEX, an der radioaktiven Stoffe. Bei den Brennstoffen liegt ein mehrere Bundesbehörden beteiligt sind. PLATEX besonderes Augenmerk auf den erhöhten Ab- soll sich zunächst mit Fragen der Hochwasserge- bränden und den Sicherheitskriterien für Stör- fährdung befassen. fälle. Hier hatten das Halden Reactor Project und 4. Der Einfluss von Operateurhandlungen auf Stör- das Studsvik Cladding Integrity Project im Jahre fälle in Kernkraftwerken steht bei den menschli- 2012 unmittelbaren Einfluss auf die Aufsichtstä- chen Faktoren im Mittelpunkt. Dabei geht es ei- tigkeit des ENSI: Gestützt auf Versuchsresultate nerseits um die Zuverlässigkeit des Verhaltens von zu Kühlmittelverlust-Störfällen hat das ENSI die Bedienpersonal unter verschiedenen Bedin- Betreiber der Schweizer Kernkraftwerke aufge- gungen. Die im Projekt Human Reliability Research fordert, die Übertragbarkeit auf ihre Anlagen zu vom Paul Scherrer Institut PSI entwickelte Me- überprüfen. Die Prozesse der Alterung von Struk- thode zur Erkennung und Beurteilung von be- turmaterialien sind entscheidend für den Lang- stimmten Bedienfehlern, die den Verlauf eines zeitbetrieb der bestehenden Kernkraftwerke. Das Störfalls negativ beeinflussen, wurde 2012 für ein Projekt Bruchmechanik, das wesentliche Beiträge drittes Schweizer Kernkraftwerk angewendet; so für die Richtline ENSI-B01 zur Alterungsüberwa- konnten spezifische Vorschläge zur Verbesserung chung leistete, konnte 2012 erfolgreich abge- der Störfallvorschriften gemacht werden. Ande- schlossen werden. rerseits steht der Einfluss der Kontrollraumgestal- 2. Die Projekte der OECD zu internen Ereignissen tung auf die Leistung der Operateure im Mittel- und Schäden fördern den internationalen Erfah- punkt dieses Forschungsbereichs. Das Halden rungsaustausch über Störfälle sowie Schäden an Reactor Project richtete 2012 das neue FutureLab Komponenten, die Störfälle auslösen oder ungün- ein, in dem Prototypen für innovative Schnittstel- stig beeinflussen können. Dazu werden themen- len zwischen Mensch und Maschine getestet wer- spezifische Datenbanken – beispielsweise zu Schä- den sollen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 5 5. Systemverhalten und Störfallabläufe in Kern- im Aufsichtsbericht. Im vorliegenden Bericht ist kraftwerken werden ausgehend vom Normalbe- eine Auswahl besonders lehrreicher ausländischer trieb bis hin zu Kernschmelz-Unfällen analysiert. Ereignisse beschrieben. Sie wurden analysiert mit Dazu werden Computermodelle erstellt und mit dem Ziel, ihre Relevanz für die Schweizer Kernanla- Hilfe von Experimenten validiert. Sie dienen auch gen zu überprüfen und gegebenenfalls Massnah- als Grundlage für die quantitative Ermittlung des men zur Verbesserung der Sicherheit abzuleiten. Anlagenrisikos in probabilistischen Sicherheits- Demnach sind die wichtigsten Ergebnisse aus Sicht analysen. Im Projekt MELCOR wurde in den Jahren des ENSI folgende: 2009-2012 die Oxidation der Brennstoff-Hüll- Ultraschallmessungen am Reaktordruckbehälter rohre bei schweren Unfällen untersucht. Das vom (RDB) des belgischen Kernkraftwerks Doel-3 PSI dazu entwickelte Modell konnte nun im Simu- ergaben Anzeigen von Materialfehlern. Der RDB lationscode MELCOR implementiert werden. des Kernkraftwerks Mühleberg (KKM) besteht 6. Die anwendungsbezogenen Arbeiten im Strah- aus demselben Grundmaterial wie der bei Doel-3, lenschutz reichen von der Strahlenmesstechnik und die RDB-Ringe wurden bei derselben Firma über die Aeroradiometrie bis hin zur Entwicklung geschmiedet. Deshalb wurde auch der RDB des neuer Analysemethoden für Radionuklide. Zudem KKM einer zusätzlichen Ultraschallprüfung unter- trägt die Mitarbeit an internationalen Normen zur zogen. Die Messungen ergaben keine Hinweise länderübergreifenden Harmonisierung von Me- auf Herstellungsfehler. Es konnte bestätigt thoden im Strahlenschutz bei. Gerade in diesem werden, dass beim KKM die Qualität des RDB- Bereich ist der Kompetenzerhalt ein ganz wich- Grundmaterials nicht beeinträchtigt ist. tiger Aspekt. Während der Revisionsabstellung kam es im süd- 7. Der Themenbereich Stilllegung und Entsor- koreanischen Kernkraftwerk KORI-1 zu einem gung ist mittlerweile nach der Projektzahl der zwölf Minuten andauernden totalen Verlust der grösste Einzelbereich. Darin wird das Wirtsgestein Wechselstromversorgung. Grund dafür war Opalinuston im Felslabor Mont Terri und die Aus- menschliches Fehlverhalten bei einem Test am legung und Überwachung eines geologischen Tie- Hauptgenerator, während Systeme und Strom- fenlagers untersucht. Daneben stehen die Gas- versorgung infolge Wartung nur reduziert ver- entwicklung und neu auch gekoppelte thermische, fügbar waren und zudem ein Notstromgenera- hydraulische, mechanische und chemische Pro- tor beim Start versagte. Bis die Kühlung nach zesse (Projekt DECOVALEX) im Zentrum. Im eben- weiteren sieben Minuten wieder hergestellt falls neuen EU-Projekt SITEX soll der regulato- werden konnte, stiegen die Kühlmitteltempera- rische Bedarf für die Realisierung eines turen im Reaktordruckbehälter um etwa 21 °C geologischen Tiefenlagers diskutiert und evaluiert und im Brennelementlager um etwa 0.5 °C an; werden. Mit Blick auf das Erosionspotenzial zu- es kam jedoch zu keinen weitergehenden künftiger Vergletscherungen wurde durch das Auswirkungen. In der Schweiz wurden in den 2012 abgeschlossene Projekt Klimamodellierung vergangenen Jahren bereits Massnahmen zur ein besseres Verständnis der atmosphärischen Zir- Verhinderung von Fehlern während Revisionsab- kulation im Verlauf einer Eiszeit erreicht. Mit stellungen ergriffen. Zudem stehen bei den DRiMa und DACCORD sind zudem zwei IAEA-Pro- Schweizer Kernkraftwerken mehr Möglichkeiten jekte zum internationalen Wissens- und Erfah- für die Aufrechterhaltung der Stromversorgung rungsaustausch bei Stilllegungsprojekten lanciert zur Verfügung. worden.

Internationale Zusammenarbeit Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen Das ENSI kooperiert mit internationalen Organisa- tionen und ausländischen Aufsichtsbehörden, um Vorkommnisse in Kernanlagen sind ein wichtiger den internationalen Standard im Bereich der nukle- Bestandteil der Betriebserfahrung. Sie liefern kon- aren Sicherheit zu erfassen und weiterzuentwi- krete Hinweise auf Schwachstellen und Verbesse- ckeln sowie für die Schweiz umzusetzen. Das ENSI rungsmöglichkeiten in sämtlichen Bereichen der pflegt die Zusammenarbeit insbesondere mit der Auslegung und des Betriebs. Über die Vorkomm- internationalen Atomenergiebehörde IAEA, der nisse in Schweizer Kernanlagen berichtet das ENSI Kernenergieagentur NEA der Organisation für

6 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung gung von radioaktiven Abfällen. Positiv hervorgeho- OECD, der Western European Nuclear Regulators‘ ben wurden zum Beispiel der Sachplan geologische Association WENRA und im Rahmen von bilate- Tiefenlager, das Vorliegen eines Entsorgungspro- ralen Abkommen unter anderem mit Frankreich, gramms und die periodische Prüfung der Entsor- Deutschland, Österreich, und neu auch mit Italien. gungskosten sowie die Überprüfungen, denen sich Das ENSI bringt die in der Schweiz geltenden das ENSI periodisch unterzieht. Empfohlen wurde hohen Anforderungen an die nukleare Sicherheit dagegen unter anderem die Erstellung einer Richtli- aktiv in die internationalen Harmonisierungs- nie zum Rückbau von Kernanlagen, an der das ENSI bestrebungen ein. bereits arbeitet. Der Unfall von Fukushima Dai-ichi prägte die internationale Zusammenarbeit auch im Jahre 2012 weiter. Ende August fand bei der IAEA in Wien eine Aktuelle Änderungen und Ent- ausserordentliche Konferenz im Rahmen des Über- wicklungen in den Grundlagen einkommens zur nuklearen Sicherheit (Convention der nuklearen Aufsicht on Nuclear Safety CNS) statt, an der die Vertrags- staaten ihre Aktivitäten nach dem Fukushima- Das bestehende Regelwerk wird den Anforderun- Unfall und die Lehren daraus diskutierten. Dafür gen der neuen Kernenergiegesetzgebung ange- hatte das ENSI im Mai den Schweizer Länderbe richt passt und gleichzeitig mit den internationalen bei der IAEA eingereicht. Das ENSI setzte sich für Standards abgestimmt. Diese Arbeiten wurden mehr verbindliche Verpflichtungen und mehr auch im Jahr 2012 weitergeführt. Das ENSI revi- Transparenz ein, indem es konkrete Änderungs- dierte vier bestehende Richtlinien: vorschläge der CNS eingebracht hat. Eine Arbeits- ENSI-G04: Auslegung und Betrieb von Lagern gruppe soll nun bis Ende 2013 Verbesserungs- für radioaktive Abfälle und abgebrannte Brenn- vorschläge zur CNS und dessen Überprüfungsprozess elemente; ausarbeiten; in dieser arbeitet das ENSI aktiv mit. ENSI-B02: Periodische Berichterstattung der Das ENSI setzte sich an der Ministerkonferenz zur Kernanlagen; nuklearen Sicherheit in der japanischen Präfektur ENSI-B03: Meldungen der Kernanlagen; Fukushima im Dezember weiter für eine Ver- ENSI -B11: Notfallübungen. stärkung der internationalen Sicherheitsanforde- rungen ein. Bei der Konferenz erörterten die Regierungen der IAEA-Mitgliedsstaaten die Konse- quenzen, Lehren und umgesetzten Massnahmen nach dem Unfall. Im Zuge des EU-Stresstests, der in der Schweiz gleich durchgeführt wurde wie in den EU-Ländern mit Kernkraftwerken, beteiligte sich das ENSI auch an dem bis April 2012 laufenden internationalen Überprüfungsprozess. Die im April 2012 durch die ENSREG veröffentlichten Resultate des Peer Reviews sollen in nationalen Aktionsplänen weiter bearbeitet werden. Das ENSI hat den eigenen nationalen Aktionsplan Ende 2012 der EU übermittelt und wird sich auch im Jahr 2013 weiter am Prozess beteiligen. Zudem setzte sich das ENSI im Rahmen der WENRA weiter für eine Verbesserung und Harmoni- sierung der Sicherheitsvorgaben ein. Im Mai 2012 führte die IAEA die 4. Überprüfungs- konferenz zum Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und radioaktiver Abfälle (sogenannte Joint Convention) durch. Gemäss der internationalen Beurteilung des im Oktober 2011 eingereichten Schweizer Länder- berichts erfüllt die Schweiz ihre Pflichten zur Entsor-

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Résumé

Recherche en matière de sécurité 2. Les projets de l’OCDE sur les événements in- nucléaire ternes et les dommages ont pour but de pro- mouvoir l’échange d’expériences international Dans l’exercice de sa tâche de surveillance des ins- en matière de défaillances et de dommages su- tallations nucléaires, l’Inspection fédérale de la sé- bis par les composants, qui peuvent entraîner curité nucléaire IFSN se doit d’être au niveau le plus des accidents ou exercer une influence défavo- récent de la science et de la technique. C’est pour- rable. Pour ce faire, des banques de données quoi elle soutient et coordonne des projets dans le thématiques ont été élaborées – par exemple cadre de la recherche en matière de sécurité nu- sur l’endommagement de composants métal- cléaire. Les résultats ainsi obtenus sont en partie di- liques passifs et sur des incendies –, ce qui per- rectement intégrés dans les directives de l’IFSN, met d’évaluer systématiquement le retour d’ex- dans ses décisions prises au cas par cas et dans les périence en exploitation correspondant de outils qu’elle utilise. Par extension, ces projets nombreux pays. Le nouveau projet CADAK servent à la formation de l’IFSN et de ses experts traite de la durée de vie de câbles électriques ainsi qu’à l’acquisition de compétences. Enfin, le classés. Les banques de données exploitées de- programme de recherche contribue à de nombreux puis assez longtemps permettent des évalua- projets internationaux qui ne pourraient pas être tions toujours plus systématiques. En 2012, des réalisés en Suisse seulement. Un échange interna- rapports de synthèse sur des arcs électriques à tional extrêmement important pour la sécurité nu- haute énergie (projet FIRE) et des rapports sur cléaire se trouve ainsi encouragé. les pompes centrifuges et les entraînements des Le programme «Recherche en matière de sécurité barres de commande (projet ICDE) ont ainsi pu nucléaire» s’organise autour de sept domaines thé- être élaborés. matiques: 3. Outre les dommages que peuvent entraîner des 1. Le domaine des combustibles et matériaux événements à l’intérieur d’une centrale nu- concerne le cœur du réacteur ainsi que les bar- cléaire, les analyses de sécurité tiennent égale- rières de sécurité échelonnées, prévues pour le ment compte d’événements externes. Dans confinement des substances radioactives. Con- ce domaine, l’IFSN soutient essentiellement des cernant les combustibles, une attention parti- projets internationaux qui poursuivent de coû- culière est portée aux taux de combustion ac- teuses expériences et simulations de chutes crus et aux critères de sécurité en cas de panne. d’avion et de tremblements de terre. Le groupe En 2012, le Halden Reactor Project et le Studs- d’experts «Starkbeben» (Forts séismes) du Ser- vik Cladding Integrity Project ont directement vice Sismologique Suisse SED et la nouvelle pla- influencé l’activité de surveillance de l’IFSN: sur teforme «Extremereignisse» (événements ex- la base de résultats d’essais sur les accidents de trêmes) PLATEX, à laquelle participent plusieurs perte du caloporteur, l’IFSN a invité les exploi- offices fédéraux, sont dédiés à la situation en tants des centrales nucléaires suisses à vérifier Suisse. Dans un premier temps, PLATEX s’occu- l’applicabilité à leurs installations. Les processus pera des questions liées au risque d’inondation. du vieillissement des matériaux de structure 4. L’influence qu’exerce l’action des opérateurs sont déterminants pour le fonctionnement à sur les pannes dans les centrales nucléaires est long terme des centrales nucléaires existantes. au centre des facteurs humains. D’une part, il Le projet de mécanique de rupture, qui a très s’agit ici de la fiabilité du comportement du per- largement contribué à la directive ENSI-B01 sur sonnel de service dans différentes conditions. la surveillance du vieillissement, s’est terminé La méthode mise au point dans le projet Human avec succès en 2012. Reliability Research de l’Institut Paul Scherrer

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 9 IPS sur l’identification et l’appréciation de cer- 2012 a permis de mieux comprendre la circula- taines erreurs de commande influençant néga- tion atmosphérique au cours d’une période gla- tivement le déroulement d’une panne, a été ap- ciaire. De surcroît, avec DRiMa et DACCORD, pliquée en 2012 à une troisième centrale deux projets de l’AIEA ont été lancés sur nucléaire suisse; des propositions spécifiques l’échange international de connaissances et de pour l’amélioration des prescriptions en ma- retour d’expériences pour des projets de désaf- tière de défaillances ont ainsi pu être formulées. fectation. D’autre part, l’influence de la configuration de la salle des commandes sur la performance des opérateurs est au cœur de ce domaine de re- Evénements instructifs survenus cherche. En 2012, le Halden Reactor Project a dans des installations nucléaires monté le nouveau FutureLab dans lequel seront à l’étranger testés des prototypes pour des interfaces nova- trices entre l’homme et la machine. Les événements se produisant dans des installa- 5. Le comportement du système et les méca- tions nucléaires constituent un élément important nismes de progression des incidents dans du retour d’expérience d’exploitation. Ils four- les centrales nucléaires sont analysés tant en nissent des informations concrètes sur les points fonctionnement normal qu’en cas d’accident faibles et les améliorations possibles sur l’ensemble de fusion du cœur. Pour ce faire, des modèles des domaines du dimensionnement et de l’exploi- informatiques sont élaborés puis validés à l’aide tation. Les événements survenus dans les installa- d’expériences. Ils servent aussi de base pour tions nucléaires suisses sont consignés dans le rap- l’évaluation quantitative des risques de l’instal- port de surveillance de l’IFSN. Le présent rapport lation dans des analyses probabilistes de sécu- décrit quelques événements particulièrement ins- rité. Dans le projet MELCOR, l’oxydation des tructifs survenus à l’étranger, qui ont été analysés gaines du combustible en cas d’accidents afin d’en vérifier la pertinence pour les installations graves a été analysée de 2009 à 2012. Le mo- nucléaires suisses et, le cas échéant, d’en déduire dèle développé par l’IPS a alors pu être mis en des mesures pour améliorer la sécurité. Les résultats œuvre dans le code de simulation MELCOR. les plus importants du point de vue de l’IFSN sont 6. Les travaux de mise en œuvre dans le domaine les suivants: de la radioprotection vont de la technique de Des mesures par ultrasons réalisées sur la cuve du mesure du rayonnement au développement de réacteur 3 de la centrale nucléaire belge de Doel nouvelles méthodes d’analyse des radionu- ont révélé des défauts de matériau. La cuve du cléides, en passant par l’aéroradiométrie. Par réacteur de la centrale nucléaire de Mühleberg ailleurs, la participation à l’élaboration de (CNM) est constituée du même matériau de base normes internationales contribue à l’harmoni- que celle de Doel-3, et les anneaux de la cuve ont sation des méthodes de radioprotection. Dans été soudés par la même entreprise. La cuve du ce domaine précisément, l’acquisition de com- réacteur de la CNM a donc été soumise à des pétences est un aspect des plus importants. contrôles supplémentaires par ultrasons. Les me- 7. Le domaine de la gestion nucléaire est le plus sures n’ont pas révélé de défauts de fabrication, important en nombre de projets. Il comprend confirmant ainsi que la qualité du matériau de l’analyse de la roche d’accueil «argiles à Opali- base de la cuve du réacteur de la CNM n’était pas nus» au laboratoire souterrain du Mont Terri, affectée. ainsi que le dimensionnement et la surveillance Pendant un arrêt pour révision, la centrale nu- d’un dépôt en couche géologiques profondes. cléaire sud-coréenne KORI-1 a subi une perte to- La formation de gaz et, nouvellement, les pro- tale de l’alimentation électrique pendant douze cessus thermiques, hydrauliques, mécaniques minutes. Une erreur humaine survenue lors d’un et chimiques couplés (projet DECOVALEX) y oc- test sur le générateur principal alors que les sys- cupent une place centrale. Le besoin de normes tèmes et l’alimentation électrique n’étaient dis- pour la réalisation d’un dépôt en couches géo- ponibles que de manière réduite en raison de logiques profondes est discuté et évalué dans le l’entretien et qu’un générateur électrique de se- nouveau projet de l’Union Européenne, SITEX. cours était en plus tombé en panne au démar- Vu le potentiel d’érosion de futures glaciations, rage en est à l’origine. Jusqu’à ce que le refroidis- le projet de modélisation climatique terminé en sement de la cuve du réacteur et de la piscine de

10 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 stockage des assemblages combustibles puisse nales. Lors de la conférence, les gouvernements des être rétabli au bout de sept autres minutes, les Etats-membres de l’AIEA ont discuté des consé- températures du caloporteur ont augmenté quences, des enseignements et des mesures mises d’environ 21 °C dans la cuve et de 0,5 °C dans la en place après l’accident. piscine de stockage des assemblages combus- Dans le cadre du test de résistance de l’UE, réalisé tibles; il n’y a toutefois pas eu d’autres répercus- en Suisse comme dans les pays de l’UE, l’IFSN a par- sions. Ces dernières années, en Suisse, des me- ticipé au processus de vérification international qui sures visant à empêcher les erreurs pendant les s’est poursuivi jusqu’en avril 2012. Les résultats de arrêts pour révision ont déjà été prises. En outre, la revue par les pairs (Peer Review) publiés en avril les centrales nucléaires suisses disposent de plus 2012 par l’ENSREG continueront d’être traités dans de possibilités pour maintenir l’alimentation élec- des plans d’action nationaux. Fin 2012, l’IFSN a trique. transmis son propre plan d’action national à l’UE; en 2013 aussi, elle participera au processus. De plus, dans le cadre de WENRA, l’IFSN s’est engagée Coopération internationale une nouvelle fois en faveur de l’amélioration et de l’harmonisation des attentes en matière de sécurité L’IFSN coopère avec des organisations internatio- nucléaire. nales et des autorités de surveillance étrangères En mai 2012, l’AIEA a procédé à la 4ème réunion afin d’acquérir le niveau international en matière de d’examen de la Convention commune sur la sûreté sécurité nucléaire, de le perfectionner et de l’appli- de la gestion du combustible usé et des déchets ra- quer à la Suisse. L’IFSN entretient notamment une dioactifs (Joint Convention). Conformément à bonne coopération avec l’Agence internationale de l’évaluation internationale du rapport de synthèse l’énergie atomique, AIEA, l’Agence pour l’Energie national de la Suisse remis en octobre 2011, la Nucléaire de l’Organisation de coopération et de Suisse remplit ses devoirs en matière de gestion des développement économique, AEN de l’OCDE, l’As- déchets radioactifs. Le plan sectoriel «Dépôts en sociation de responsables d’autorités de sûreté nu- couches géologiques profondes», la présentation cléaire des pays d’Europe de l’Ouest, WENRA, ainsi d’un programme de stockage final, le réexamen que dans le cadre d’accords bilatéraux avec entre périodique du coût de ce dernier ainsi que les ins- autres la France, l’Allemagne, l’Autriche et plus ré- pections auxquelles l’IFSN se soumet régulièrement cemment l’Italie. Dans des efforts d’harmonisation ont par exemple été notés positivement. Par contre, au niveau international, l’IFSN fait activement valoir il a été recommandé à l’IFSN de procéder à l’élabo- les exigences élevées en matière de sécurité nu- ration d’une directive sur le démantèlement des cléaire posées en Suisse. installations nucléaires, à laquelle elle travaille déjà. En 2012 aussi, l’accident de Fukushima Dai-ichi a continué de fortement marquer la coopération internationale. Une conférence extraordinaire s’est Changements et développements tenue fin août à l’AIEA à Vienne, dans le cadre de la des bases de la surveillance Convention sur la sécurité nucléaire CNS; les Etats nucléaire membres y ont discuté de leurs activités après l’accident de Fukushima ainsi que des enseignements Le règlement en place est adapté aux exigences de qu’ils en avaient tirés. Dans cette optique, l’IFSN la nouvelle législation sur l’énergie nucléaire et en avait remis en mai à l’AIEA le rapport de synthèse même temps harmonisé aux normes internatio- national de la Suisse. L’IFSN a pris le parti de plus nales. Ces travaux se sont également poursuivis d’engagement et de transparence en présentant à tout au long de l’année 2012. L’IFSN a procédé à la la CNS des propositions de changement concrètes. révision de quatre directives: Un groupe de travail doit maintenant élaborer, d’ici ENSI -G04: Dimensionnement et fonctionnement fin 2013, des propositions d’amélioration pour la de dépôts pour déchets radioactifs et CNS et son processus de contrôle; l’IFSN y collabore assemblages combustibles usés activement. Lors de la conférence ministérielle sur ENSI -B02: Compte rendu périodique des la sécurité nucléaire, qui a eu lieu en décembre installations nucléaires dans la préfecture japonaise de Fukushima, l’IFSN ENSI -B03: Notifications des installations s’est engagée en faveur de la poursuite d’un ren- nucléaires forcement des exigences de sécurité internatio- ENSI -B11: Exercices d’urgence.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 11 Summary

Research into regulatory safety specialised thematic databases are being created, e.g. on damage to passive metal compo- In the exercise of its regulatory responsibilities for nents and on fire damage. These databases will nuclear facilities, it is essential that ENSI acts upon facilitate a systematic analysis of relevant oper- the basis of the latest developments in science and ating experience from numerous countries. technology. ENSI therefore supports and coordi- The new project CADAK is looking at the lifes- nates safety research within its regulatory powers. pan of classified electrical cables. Long-estab- The results of that research influence directly its lished databases are increasingly being used Guidelines, individual decisions and resources. At a for the purpose of systematic analyses. For ex- more general level, research projects serve training ample in 2012, it was possible to issue over- purposes and thereby maintain competence within view reports on high-energy arcs (FIRE Project) ENSI and its experts. Finally, the ENSI research pro- and component reports on centrifugal pumps gramme contributes to international projects and control rod drives (ICDE Project). which Switzerland would be unable to conduct on 3. In addition to damage that may result from its own. International exchange of expertise, so events within nuclear power plants, the safety crucial to nuclear safety, is thereby encouraged. analyses also reflect external events. In this The ENSI programme «Research into Regulatory area, ENSI supports primarily international pro- Safety» is divided into seven main areas: jects conducting complex experiments and 1. Fuels and materials: this research covers the simulations of aircraft accidents and earth- reactor core and the graded approach to safety quakes. Finally, it is involved in some projects barriers used for the confinement of radioac- that are especially tailored to conditions in tive materials. The research into fuel is examin- Switzerland such as the work by the expert ing primarily higher burn ups and safety criteria group from the Swiss Seismological Service for accidents. In 2012, the Halden Reactor Pro- (SED) and PLATEX, the new Extreme Events ject and the Studsvik Cladding Integrity Project Platform involving several Swiss Federal au- had a direct impact on the regulatory activities thorities. PLATEX will initially look at issues re- of ENSI: Based on test results from accidents in- lating to flood risks. volving a loss of coolant ENSI instructed the op- 4. The effect of operator behaviour on accidents erators of Swiss nuclear power plants to review in nuclear power plants is the focus point of re- whether they were relevant to their own facili- search into human factors. This relates on the ties. In addition, ageing mechanisms affecting one hand, to the dependability of operator be- structural materials are crucial to the long-term haviour under various conditions. In 2012, a operation of existing nuclear power plants. In third nuclear plant in Switzerland was subject 2012, the Fracture Mechanics Project was suc- to the methodology developed by the Paul cessfully completed, contributing significantly Scherrer Institute (PSI) in the Human Reliability to the new ENSI-B01 Guideline on the monitor- Research Project, which identifies and analyses ing of ageing processes. certain operator errors influencing negatively 2. The OECD Projects on internal events and the course of an accident. Thus specific propos- damage encourage the international ex- als to improve accident procedures were devel- change of experience on accidents and the oped. On the other hand, this research area component damage that can trigger accidents also focuses on the influence of the control or have a detrimental effect. For this purpose, room layout on the performance of operating

12 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 staff. In 2012, the Halden Reactor Project es- Instructive events from nuclear tablished the new FutureLab, which will test facilities abroad prototypes for innovative interfaces between man and machine. Incidents in nuclear facilities are a significant ele- 5. System behaviour and accident sequences ment of operating experience. They provide tangi- in nuclear power plants are analysed in condi- ble information on weaknesses and on potential tions ranging from normal operations through for improvements in all aspects of design and op- to accidents resulting in core melt-down. Com- eration. Incidents in Swiss nuclear facilities are de- puter models are produced as part of this re- scribed in the ENSI Surveillance Report. The current search and validated by experiments. The re- report provides information on a selection of par- sults are also used for the quantitative ticularly instructive events in facilities outside Swit- evaluation of the plant risk in probabilistical zerland. They have been analysed in order to deter- safety analyses. From 2009 to 2012, the MEL- mine their relevance to Swiss nuclear facilities and COR Project investigated the oxidation of fuel where applicable the findings are used as a basis rod cladding in serious accidents. The model for safety improvements. From the ENSI stand- developed by PSI has now been incorporated in point, the following events were the most impor- the MELCOR simulation code. tant: 6. Applied research in radiological protection Material defects were identified during ultra- ranges from the radiation measurement tech- sonic tests of the reactor pressure vessel (RPV) at nology, through to aero-radiometry and the the Belgian Doel 3 nuclear power plant. The RPV development of new radionuclide analytical at the Mühleberg nuclear power plant (KKM) methods. In addition, the ENSI involvement in uses the same base material as was used at the development of international norms is con- Doel-3 and the RPV rings were forged by the tributing to cross-border harmonisation of ra- same company. The RPV at KKM was therefore diological protection methods. It is particularly subject to additional ultrasonic tests. However, important that expertise be maintained in this no evidence of a manufacturing error was found area. and it was confirmed that the quality of the base 7. The area of decommissioning and disposal RPV material at KKM was not compromised. now has the highest number of projects. They All AC power was lost for 12 minutes during a include research into the Opalinus Clay as a maintenance shutdown at the South Korean nu- host rock being conducted at the Mont Terri clear power plant KORI-1. This was the result of Rock Laboratory and the design and monitor- human error in a test of the main generator, during of a deep geological repository. An addi- ing which maintenance work had reduced the tional focus is research into the development of availability of some systems and power supplies gases and the coupled thermal, hydraulic, me- and in addition, an emergency power generator chanical and chemical processes (DECOVALEX failed to start. After a period of 7 minutes, by Project). SITEX is a new EU Project, which will which time cooling had been re-established, the consider and evaluate the regulatory frame- coolant temperature in the reactor pressure ves- work required for the development of deep re- sel had increased by 21 °C and the fuel assembly positories. With regard to the potential erosion storage temperature by approximately 0.5 °C; of future glaciers, the project completed in however, there was no other effect. Switzerland 2012 on climate modelling has provided a bet- had already introduced measures in recent years ter understanding of atmospheric circulation designed to prevent errors during maintenance during an ice age. In addition, two new IAEA shutdowns. In addition, Swiss nuclear power projects (DRiMa and DACCORD) have been plants are fitted with more options for ensuring launched, which are designed to facilitate in- power supply. ternational exchange of knowledge and experience in decommissioning projects. International cooperation

By cooperating with international organisations and regulatory bodies, ENSI ensures that Switzer- land remains abreast of developments in the field

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 13 of nuclear safety. These developments can then be zerland meets its obligations on the disposal of ra- incorporated into its own regulatory activities. ENSI dioactive waste. The assessment emphasized sev- maintains particularly active links with the Interna- eral positive features such as the Sectoral Plan on tional Atomic Energy Authority IAEA, the OECD/ the deep geological repositories, the existence of a NEA and the Western European Nuclear Regula- disposal programme, the periodic review of dis- tors’ Association WENRA. It also has a series of bi- posal costs and the regular review that ENSI con- lateral agreements with countries such as France, ducts of its own activities. Conversely, a recom- Germany, Austria and recently with Italy as well. mendation was made inter alia that ENSI should The ENSI contribution to current negotiations on issue guidelines on the decommissioning of nu- increased global harmonisation is based on the clear facilities, a subject that ENSI is already work- stringent nuclear safety standards existing in Swit- ing on. zerland. Over the course of 2012, the accident at Fukush- ima Dai-ichi continued to affect international co- Current changes and operation. At the end of August, the IAEA held an developments in underlying Extraordinary Meeting in Vienna as part of the surveillance principles Convention on Nuclear Safety CNS. At this meeting, the contracting parties discussed their actions The existing regulatory framework of ENSI is being as a result of Fukushima and the lessons learned. In revised so that it complies with recent national nu- this respect, ENSI had submitted the Country Re- clear energy legislation and is harmonised with in- port for Switzerland to the IAEA in May. ENSI intro- ternational standards. Work on this aspect contin- duced concrete proposals for changes to the CNS ued in 2012 and ENSI revised four of its currently by arguing for more binding obligations and enforced guidelines: greater transparency. A working group has been ENSI-G04: Design and operation of storage facil- set up entrusted with suggesting ways to improve ities for radioactive waste and spent fuel rods CNS. The group will submit its proposals and a ENSI-B02: Periodic reporting by nuclear facilities; draft of its review process by the end of 2013. ENSI ENSI-B03: Notifications by nuclear facilities; is an active participant. At the Ministerial Confer- ENSI-B11: Emergency Exercises. ence on Nuclear Safety in the Fukushima Prefec- ture in Japan in December, Switzerland similarly ar- gued in favour of a strengthening of international safety requirements. At the Conference, ministers from IAEA member states discussed the consequences and lessons learned from the accident and the actions taken. Following the EU Stress Test, which was conducted by Switzerland in the same manner as in EU member states with nuclear facilities, ENSI took part in the international review process completed in April 2012. The results of the Peer Review published in April 2012 by ENSREG will be further processed in the context of national action plans. ENSI commu- nicated its own national Action Plan to the EU at the end of 2012 and will continue to be part of the process in 2013. In addition, ENSI is supporting, through its membership of WENRA, improvements to and a harmonisation of safety standards. In May 2012, the IAEA held the 4th Review Confer- ence on the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Ra- dioactive Waste Management. The international assessment of the Country Report for Switzerland submitted in October 2011 confirmed that Swit-

14 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1 Regulatorische Sicherheitsforschung

Zur Wahrnehmung seiner Aufsichtstätigkeit ist es jedes Forschungsprojekt durch einen Experten aus für das ENSI unerlässlich, im Bereich der nuklearen den ENSI-Fachsektionen begleitet wird. So fliessen Sicherheit auf dem Stand von Wissenschaft und die im Projekt gewonnenen Erfahrungen in die Technik zu sein. Ein wesentliches Element dafür ist Aufsichtstätigkeit ein und dienen damit direkt der das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor- nuklearen Sicherheit. schung», also die von staatlicher Seite unterstützte Im vorliegenden Kapitel fassen die ENSI-Projektbe- Forschung im Bereich der nuklearen Sicherheit. In gleiter die Forschungsresultate mit besonderem diesem Rahmen vergibt und koordiniert das ENSI Blick auf Praxisrelevanz und Zielerreichung für die Forschungsaufträge mit folgenden Zielen: interessierte Öffentlichkeit zusammen. Vor allem 1. Die Resultate von Forschungsprojekten sollen bei den umfangreicheren Projekten liegen zudem unmittelbar der laufenden Aufsichtstätigkeit detaillierte Berichte der Forscher in Anhang A vor. des ENSI dienen. Forschungsresultate gehen in vom ENSI zu erstellende Richtlinien ein und werden auch für konkrete Einzelentscheide als 1.1 Brennstoffe und Materialien Grundlage herangezogen. Bestimmte For- schungsprojekte entwickeln und verbessern Dieser Themenbereich beschäftigt sich mit dem auch Hilfsmittel für die Aufsicht wie zum Bei- Reaktorkern sowie den Strukturmaterialien der spiel spezielle Computerprogramme. wichtigsten gestaffelten Barrieren, welche den 2. Die vom ENSI geförderten Forschungsprojekte Brennstoff und den Reaktorkern umgeben und die dienen dem Kompetenzerhalt bei den Fachleu- radioaktiven Stoffe einschliessen. Die Brennele- ten des ENSI und bei seinen externen Experten. mente werden mehrere Jahre im Reaktorkern ein- Das ENSI fördert mit diesen Forschungspro- gesetzt, bevor sie abgebrannt sind und ausge- jekten insbesondere die Ausbildung im Bereich tauscht werden; beim Brennstoff und den der nuklearen Sicherheit. Brennstab-Hüllrohren stehen deshalb die Anforde- 3. Nicht zuletzt dienen Forschungsprojekte der in- rungen während dem Normalbetrieb und während ternationalen Vernetzung des ENSI und der bestimmten Störfällen im Mittelpunkt. Anders ist schweizerischen Forschung. Der internationale dies bei den wenigen nicht austauschbaren Kom- Austausch ist im Bereich der nuklearen Sicher- ponenten des Primärkreislaufs, vor allem dem Re- heit ausserordentlich wichtig. Die Projekte des aktordruckbehälter, sowie beim Sicherheitsbehäl- Forschungsprogramms werden grossteils von ter, dem so genannten Containment; bei diesen Organisationen aus verschiedenen Ländern fi- sind vor allem die Prozesse der Materialalterung nanziert oder zumindest in Kooperation mit in- entscheidend. Im Hinblick auf den Langzeitbetrieb ternationalen Partnern durchgeführt. So erhält der Kernkraftwerke muss gewährleistet sein, dass das ENSI Resultate, die in der Schweiz alleine für alle Anforderungen weiterhin ausreichende Si- nicht erzielt werden könnten. Das ENSI ist in cherheitsmargen vorhanden sind. über 70 internationalen Gremien vertreten. In vielen von diesen werden Forschungsprojekte 1.1.1 OECD Halden Reactor Project – gesteuert und deren Ergebnisse in internatio- Bereich Brennstoffe und Materialien nale Standards umgesetzt. Die vom ENSI unterstützten Forschungsprojekte Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen tragen zur Erhaltung und zum Ausbau der hohen ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder Sicherheit der Schweizer Kernanlagen bei. Sie er- Bericht der Forscher im Anhang A möglichen es, potenzielle Problembereiche zu erkennen, mögliche Verbesserungen zu erarbeiten, Einleitung Unsicherheiten zu verringern und Verfahren zu Das OECD Halden Reactor Project (HRP) ist ein verbessern. Zur Strategie des ENSI gehört es, dass gemeinsames Forschungsprogramm von über

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 15 130 Wissenschafts-, Behörden- und Industrieor- Projektziele des Berichtjahres ganisationen aus 19 Staaten. Es steht unter der und deren Umsetzung Schirmherrschaft der Kernenergieagentur NEA Der Halden-Reaktor (Kontrollraum siehe Abbil- der OECD und feierte 2008 sein 50-jähriges Beste- dung 1) war im Jahre 2012 wiederum wie geplant hen. Das HRP hat zwei Stossrichtungen: Brenn- rund 190 Tage im Volllast-Betrieb, dabei wurden stoff- und Materialverhalten sowie Mensch-Tech- 14 Experimente ausgeführt. Zumeist werden dabei nik-Organisation. Experimentelle Arbeiten werden Kernbrennstoff-Anordnungen in sogenannten primär im norwegischen Halden durchgeführt, wo Loop Systems bestrahlt, in denen die thermo- rund 250 wissenschaftliche Mitarbeitende am hydraulischen Bedingungen von Leichtwasser- Projekt beteiligt sind und ein Versuchsreaktor, eine reaktoren simuliert werden. Dank ausgeklügelter Werkstatt zur Herstellung instrumentierter Brenn- Instrumentierung können zahlreiche Parameter stoff-Versuchsanordnungen, ein Labor zur Inter- wie Temperaturverlauf oder Brennstab-Innendruck aktion von Mensch und Maschine (Man-Machine und Brennstabverformung während des Versuchs- Laboratory) sowie zwei Simulationszentren (Vir- ablaufs gemessen werden. Andere Daten werden tual Reality Centre, FutureLab) zur Verfügung ste- durch anschliessende Untersuchungen der einge- hen. Forschungseinrichtungen in den Mitglieds- setzten Materialien im Hotlabor in Kjeller gewon- ländern (z. B. Paul Scherrer Institut) und die nen (sogenannte Post Irradiation Examination PIE). Nuklearindustrie (z. B. Kernkraftwerk Leibstadt Im Jahre 2012 wurden unter anderen folgende KKL) beteiligen sich ebenfalls an den Experi- Versuche durchgeführt: menten. Die schweizerischen Partnerorganisati- Seit mehreren Jahren läuft eine Versuchsserie zum onen des HRP – ENSI, PSI, Kernkraftwerksbetrei- Verhalten von hoch abgebrannten Brennstäben ber – tauschen die Information zum und ihre unter Bedingungen, wie sie bei einem Kühlmittel- Bedürfnisse an das Programm im Rahmen eines verlust-Störfall auftreten. Bei einem solchen Stör- nationalen Komitees aus. Über ihre Vertreter in fall werden die Brennstäbe in relativ kurzer Zeit den HRP-Gremien Halden Programme Group (ver- erhöhten Druck- und Temperaturbedingungen antwortlich für die technisch-wissenschaftliche ausgesetzt, es kommt zum Aufblähen der Brenn- Steuerung des Programms) und Halden Board of stäbe (Ballooning). Beim anschliessenden Wieder- Management (verantwortlich für die Aufsicht und befüllen des Reaktordruckbehälters werden diese Strategie des Programms) speisen sie diese Be- mit kühlem Wasser abgeschreckt, was zu grossen dürfnisse ins Projekt ein. Das ENSI hat Einsitz im Materialspannungen führt. Der im Mai 2011 Board of Management, die schweizerischen Kern- durchgeführte Versuch mit Brennstoff aus dem kraftwerke und das PSI haben je einen Vertreter in KKL (IFA 650.12), bei dem das Hüllrohr infolge von der Programme Group. Spannungen in der Abkühlphase versagte und Die Arbeiten im hier beschriebenen Projektbereich Brennstoff austrat, wurde 2012 mit Messungen im führen zu grundlegenden Erkenntnissen über die Hot-Labor ausgewertet. Demnach war dabei die Eigenschaften und das Verhalten von Leichtwas- Trennung zwischen Hüllrohr und Brennstoff kom- serreaktor-Brennstoffen und -Materialien, die plett (Defueling), und der Brennstoff wies eine sehr lange Zeit im Reaktor im Einsatz sind. Bei den Kern- feine Konsistenz auf. Der folgende Versuch IFA- brennstoff-Experimenten werden Brennstabseg- 650.13 wurde ebenfalls mit Brennstoff aus dem mente in instrumentierte Versuchsanordnungen KKL durchgeführt. Die Vorausrechnungen waren eingesetzt und im Halden-Reaktor weiter bestrahlt. wiederum vom PSI erstellt worden, und wie gep- Die Brennstabsegmente können während der Be- lant kam es zu einem kompletten Bersten des Hüll- strahlung auch Druck- und Temperaturänderungen rohrs. Gemäss ersten Gamma-Strahlen-Messun- ausgesetzt werden, und die Reaktion des Brenn- gen trat dennoch relativ wenig Brennstoff aus. stoffs und Hüllrohrs auf diese Änderungen wird Auch dieser Versuch muss nun genauer ausgewer- laufend sowie im Anschluss an den Versuch mittels tet werden. Weitere Versuche in dieser Serie sind Nachbestrahlungs-Experimenten analysiert. So bereits in Vorbereitung bzw. Planung. kann beispielsweise das Verhalten von Brennstoff Ein zweiter Versuch beschäftigt sich mit der Spalt- unter den Bedingungen eines Kühlmittelverlust- gas-Freisetzung und der Wärmeleitfähigkeit ver- Störfalls untersucht werden. schiedener Brennstoff-Typen. Sechs Brennstab-Pro- Die Berichterstattung über die Arbeiten im Bereich ben werden untersucht, sie enthalten Mensch-Technik-Organisation findet sich im Kapi- Standard-Uranoxid sowie Chrom- bzw. Berylliumo- tel 1.4.1. xid-dotierten (BeO) Brennstoff. Es wurden bisher

16 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Abbildung 1: Der neue Kontrollraum des Halden-Reaktors. Dieser wurde 2012 modernisiert, wozu der Bereich Mensch- Technik-Organisation des HRP wesentliche Beiträge leistete. Quelle: HRP

Stableistungen von 30-35 kW/m und Brennstoff- senen Neutronenflusses zu erwarten war. Temperaturen von 1200–1300 °C erreicht. Vom Das HRP setzte für die Messungen auch neu entwi- BeO-dotierten Brennstoff verspricht man sich eine ckelte On-line-Instrumentierungen ein, also Echt- erhöhte Wärmeleitfähigkeit, und dieser zeigte tat- zeitmessungen während der Versuche. Insbeson- sächlich die tiefsten Temperaturen. Bis jetzt wurde dere wurden die Eisen/Eisenoxid-Referenzelektrode keine Spaltgas-Freisetzung beobachtet; dies soll je- für die Messung des elektrochemischen Potenzials doch mit weiterer Erhöhung der Leistung über den sowie die Testmethode für die Korrosionsmessung entsprechenden Schwellenwert im kommenden verbessert. Die ersten Tests im Reaktor waren vielver- Jahr erreicht werden. sprechend, müssen aber noch durch die Messungen Ein weiteres Versuchsfeld beschäftigt sich mit der der Oxid-Schichtdicke nach Abschluss der Experi- Korrosion des Hüllrohrs und der Hydridbildung im mente verifiziert werden. Hüllrohr-Material durch von aussen eindiffundierten Wasserstoff. In einem längerfristig laufenden Experi- Bedeutung des Projekts, ment wird der Einfluss von aggressiveren Kühlmittel- Beitrag zur nuklearen Sicherheit Eigenschaften unter thermohydraulischen Bedin- Die Charakterisierung von Kernbrennstoffen und gungen, die denjenigen in Leistungsreaktoren Materialien aus dem Reaktor unter Bestrahlung ist entsprechen, auf moderne Zircaloy-Hüllrohre unter- eine Kernkompetenz des HRP. Es verfügt über eine sucht. Dabei wird an je vier Segmenten von sechs vor- weltweit einzigartige Erfahrung bei der Auslegung her unbestrahlten Brennstäben die Wirkung von er- und Instrumentierung von Experimenten wie auch höhtem pH-Wert von 7.4 und Lithiumgehalt (10 bei der Interpretation der Messwerte. Die Resultate ppm), gesteigerter Stableistung (33–45 kW/m) und fliessen in Sicherheitsanalysen ein und dienen als sogenanntem unterkühltem Sieden untersucht. Un- Grundlage für die Validierung der von Brennstoffher- terkühltes Sieden meint die Blasenbildung an der hei- stellern und Forschungslaboratorien benutzten Re- ssen Hüllrohr-Oberfläche, während das restliche chenmodelle zum thermomechanischen Verhalten Kühlmittel noch nicht die Siedetemperatur erreicht. von Brennstoffen mit unterschiedlichen Abbränden. Das Experiment wurde im Jahre 2012 fortgesetzt, im Die Daten zur Spannungsrisskorrosion von Reaktor- Mai wurde nach insgesamt 320 Bestrahlungstagen materialien geben Hinweise auf die Materialalterung eine zweite Zwischenbeprobung durchgeführt. Der und die Anforderungen für die Alterungsüberwa- Abbrand betrug nun 22 MWd/kg. An den Hüllrohren chung. wurde je nach Position eine Oxidschicht von 7.5–13 Neu vorgeschlagene Versuche und Messungen wer- µm bzw. 10–16 µm Dicke festgestellt. Diese Werte den von der Halden Programme Group beurteilt und stimmen gut damit überein, was anhand des gemes- durch Arbeiten in den Partnerländern des Projekts

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 17 sowie durch Brennstofflieferungen aus Kernkraft- missions-Elektronenmikroskopie (TEM) untersucht. werken unterstützt. Die Steuerung durch das Dreieck Damit soll zum besseren Verständnis von Oxidations- Board of Management, Programme Group und Pro- vorgängen unter den Bedingungen von Druckwas- jektleitung ist konsens- und resultatorientiert. Inge- serreaktoren beigetragen werden. samt wird das HRP dem Ruf als Vorzeigeforschungs- projekt der NEA gerecht. Projektziele des Berichtjahres Mit dem Engagement des ENSI, des PSI und der und deren Umsetzung Kernkraftwerke beim HRP gewinnt die Schweiz Bei den sechs Proben handelte es sich sowohl um in neue Erkenntnisse im Bereich Brennstoff- und Mate- Leistungsreaktoren vorbestrahltes als auch erst im rialsicherheit und kann ihre eigene Kompetenz auf Halden-Reaktor bestrahltes frisches Material. 2011 diesem Gebiet verstärken. Die Ergebnisse des Pro- wurden vier Proben dreier verschiedener Legierungs- jekts, insbesondere die Versuchsserie IFA-650, hat- typen (M5 frisch/vorbestrahlt, E 635 frisch, ZIRLO ten zusammen mit denen des Studsvik Cladding In- frisch) elektronenmikroskopisch untersucht, 2012 tegrity Projects SCIP-II (siehe Kapitel 1.1.3) im Jahre die restlichen zwei Proben (ZIRLO vorbestrahlt, Alloy 2012 unmittelbaren Nutzen für die Aufsichtstätig- A frisch). Je nach Legierungstyp wurden verschie- keit des ENSI. Gestützt auf die Experimente zu Kühl- dene Arten von Ausscheidungen in der Grenzschicht mittelverlust-Störfällen bei beiden Projekten hat das und in ihrer Umgebung festgestellt. Alle Ausschei- ENSI die Betreiber der Schweizer Kernkraftwerke dungen zeigten einen gewissen Grad der Auflösung aufgefordert, die Übertragbarkeit der Versuchser- bei Bestrahlung. Dieser Effekt ist im Oxid stärker als gebnisse auf ihre Anlagen zu überprüfen. im Metall. In Legierungen mit hoher Oxidationsresi- stenz waren keine oder nur wenige eisenhaltige Ausblick Ausscheidungen nachweisbar. Ausscheidungen mit Die Arbeiten des Projekts liegen gut im Zeitplan. Mit Chrom und Niob (Typ βNb) oxidieren verzögert und dem Jahr 2013 beginnt bereits die Planung für die erst wenn sie bereits deutlich in der Oxidschicht lie- Projektphase 2015–2017. Voraussichtlich wird, wie gen. vor der laufenden Phase, gegen Ende 2013 oder An- Zusammen mit anderen, früher durchgeführten Un- fang 2014 eine Veranstaltung durchgeführt werden, tersuchungen bestätigen die nun vorliegenden Er- bei der die Schweizer Beteiligten ihre Anliegen für gebnisse, dass niobhaltige Hüllrohr-Legierungen, die kommenden Jahre zusammen mit der HRP-Pro- wie sie für neuere Brennelemente verwendet wer- jektleitung diskutieren können. Bereits bei der letz- den, eine höhere Resistenz gegenüber Oxidation ten Sitzung des Halden Board of Management im und Auflösung von Ausscheidungen besitzen als an- Dezember 2012 wurde von Schweizer Seite ein An- dere Zirkonium-Legierungen. Das Projekt wurde da- trag eingebracht, dass in Zukunft noch mehr als bis- mit abgeschlossen. her Vorausrechnungen für Experimente im Halden- Reaktor durchgeführt werden sollen. Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit 1.1.2 Untersuchungen an Die Oxidation des Hüllrohrs ist ein im Reaktorbetrieb Halden-Proben IFA-638 relevanter Auslegungsparameter. Sie darf bestimmte vorgeschriebene Grenzen nicht überschreiten und Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI hat bei den in schweizerischen Anlagen erreichten ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel hohen Abbränden besondere Bedeutung. Neu ent- Bericht der Forscher in Anhang A wickelte Hüllrohrmaterialien, zum Teil auch die in diesem Projekt verwendeten, sind in verschiedenen Einleitung Vorläufer-Brennelementen im Einsatz. Der Abbrand Die Versuchsreihe IFA-638 am Forschungsreaktor in von zwei der verwendeten Proben liegt zudem im Halden (siehe auch Kapitel 1.1.1) befasste sich mit Bereich der geltenden Grenzwerte für die schweize- Korrosionsversuchen von Hüllrohrmaterialien auf rischen Reaktoren. Durch die Untersuchung der Oxi- Zirkoniumbasis bei hohen Brennstoff-Abbränden. dationsvorgänge können die bestehenden Modelle Während des Einsatzes kommt es an der Aussenseite auf eine breitere physikalische Grundlage gestellt der Hüllrohre zur Bildung einer oxidierten Grenz- werden. Damit wird die Datenbasis für Entscheide schicht. Im Rahmen dieses Projekts wurden an eini- der Aufsicht über die Zulassung von Brennele- gen IFA-638-Hüllrohrproben die Mikrostrukturen menten verbessert. der Grenzschicht und ihrer Umgebung mittels Trans-

18 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.1.3 OECD SCIP-II – Studsvik Cladding Mechanische Interaktion zwischen Brennstoff und Integrity Project Hüllrohr (Pellet Cladding Mechanical Interaction PCMI) Auftragnehmer: Studsvik, Schweden Diese Interaktion kann zu Schädigungen des Hüll- ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder, rohrs führen. Sie kommt dadurch zustande, dass sich Andreas Gorzel die Pellets mit steigender Temperatur ungleichförmig Bericht der Forscher in Anhang A ausdehnen und dadurch lokal unterschiedlich auf die Innenseite des Hüllrohrs drücken. Einleitung Interessant waren im Jahre 2012 Rampenversuche Der nukleare Brennstoff wird in Form kleiner Zylin- zum Einfluss der Additive Aluminium und Chrom auf der von ca. 8 bis 9 mm Durchmesser (Tabletten, das Pelletverhalten. Bei allen Proben vergrösserte sich englisch Pellets) in Hüllrohre von etwa 0,6–0,8 mm die Porosität im Zentrum der Pellets, indem vor allem Wandstärke eingefüllt, die zu Brennelementen zu- der Anteil kleiner Poren zunahm. Dieser Effekt war sammengesetzt werden. Damit keine radioaktiven bei Pellets mit Additiven stärker als bei Standard-Pel- Spaltprodukte in den Primärkreislauf freigesetzt lets aus Uranoxid. Bei den Pellets mit Additiven war werden, muss die Integrität der Hüllrohre den viel- die Spaltgas-Freisetzung geringer, aber die Restdeh- fältigen Belastungen standhalten. Das ENSI unter- nung etwas höher und die Bindung von Pellet und stützt seit Mitte des Jahres 2009 das Studsvik Clad- Hüllrohr stärker. Dies lässt vermuten, dass die Pellets ding Integrity Project SCIP der OECD, an dem rund mit Additiven eine stärkere Schwellung aufweisen 25 Organisationen beteiligt sind. Das Projekt be- und somit stärker auf das Hüllrohr drücken. Weitere fasst sich mit Schädigungsmechanismen, die in Versuche deuten darauf hin, dass eine Dotierung mit den aus Zirkoniumlegierungen bestehenden Hüll- Chrom und Aluminium Veränderungen der Kristall- rohren – auch unter Einbeziehung des Pelletein- struktur während Leistungsrampen entgegenwirkt. flusses – ablaufen können. Im SCIP-Projekt werden Schliesslich wurde im Juni 2012 ein Modellierungs- Materialversuche und -modellierungen bei der Workshop zu Leistungsrampen durchgeführt. Der Firma Studsvik in Schweden und Leistungsrampen- Vergleich zwischen den Resultaten verschiedener Si- versuche am OECD-Halden-Reaktor in Norwegen mulationsprogramme der Projektteilnehmer mit den durchgeführt. Studsvik untersucht die Proben zu- experimentellen Daten zeigte teilweise eine grosse dem vor und nach Experimenten mit modernsten, Streuung. Er machte deutlich, dass bei der Modellie- zum Teil selbst weiter entwickelten Methoden wie rung des Brennstoff- und Hüllrohrverhaltens noch er- Laser-Ablation und Elektronenstrahl-Mikroanalyse heblicher Verbesserungsbedarf besteht. (Electron Probe Micro-Analysis EPMA). Interaktion zwischen Brennstoff und Hüllrohr durch Projektziele des Berichtjahres Spannungsrisskorrosion (Pellet Cladding Interaction und deren Umsetzung PCI) Zusätzlich zur rein mechanischen Komponente wir- Aufarbeitung von Daten aus früheren ken auf das Hüllrohr auch Spaltprodukte ein, die vom Rampenversuchen Brennstoff freigesetzt werden. Der dann wirkende Studsvik konnte mittlerweile Daten zu mehr als Prozess, die Spannungsrisskorrosion, ist prinzipiell 1000 Rampenversuchen sammeln, die seit 1970 ähnlich wie bei Strukturmaterialien (siehe auch Pro- am Reaktor Studsvik R2 durchgeführt wurden. jekt SAFE, Kapitel 1.1.5). Allerdings ist das Verhalten Diese wurden in einer Datenbank zusammenge- von Zirkonium mit dem von Stählen nicht vergleich- führt. Eine solche Zusammenstellung ist sehr wertbar, und bei PCI wird allgemein das Element Iod als voll, weil statistische Auswertungen nur mit einer wichtigstes chemisches Agens angenommen. grösseren Datenmenge sinnvoll durchgeführt wer- Mechanische Spreizversuche an Hüllrohren mit Hilfe den können und Versuche mit Brennstoff bzw. einer gekerbten Keramikeinlage (Mandrel-Tests) Hüllrohren oftmals sehr teuer sind. Die Auswer- wurden inzwischen von Studsvik so weiter entwi- tung wird aber teilweise dadurch erschwert, dass ckelt, dass die reale Belastungssituation bei Lei- nicht für alle durchgeführten Experimente diesel- stungsrampen gut simuliert werden dürfte. Bei Tests ben Parameter gemessen wurden, weil jeweils un- bildeten sich Risse in den Hüllrohren vornehmlich an terschiedliche Forschungsinhalte im Zentrum standen Positionen der Einkerbungen, was mit Hilfe von den. Finite-Elemente-Modellierungen durch die franzö- sische CEA (Commissariat à l’énergie atomique et

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 19 aux énergies alternatives) nachvollzogen werden zieren. Mit steigender Spannung können Phasen konnte. Nun sollen auch Versuche mit Iod durchge- verschiedener vorherrschender Mechanismen führt werden, um Schwellenwerte der Iod-Konzen- durchlaufen werden, die jeweils den Verformungs- trationen und des Brennstabinnendrucks für die Initi- vorgang (strain) dominieren. Die bisher angewen- ierung von PCl zu ermitteln. deten Modellierungen liefern noch keine zufrie- Während Leistungsrampen findet in den Pellets of- denstellenden Vorhersagen des Kriechverhaltens. fenbar stellenweise eine Rekristallisation, also das Weitere mechanische Tests an Hüllrohren zeigten, Wachstum von kleinen neuen Mineralkörnern, statt. dass auch bei sehr langsamer Steigerung bis zu re- Das Wachstum könnte an neu entstandenen Poren lativ hohen Spannungen keine Relaxation statt- initiiert werden. Zu berücksichtigen ist aber auch die fand. Dieses Ergebnis ist zum Beispiel wichtig für Desintegration der vorhandenen Körner. Bis jetzt ist die Frage, wie schnell der Anfahrvorgang bei Kern- unklar, welchen Einfluss Additive wie Chrom auf kraftwerken durchgeführt werden kann, ohne die diese Prozesse haben. Messungen mit Laser-Ablation Hüllrohre zu schädigen. und mit EPMA nach den Rampenversuchen zeigten, dass im ganzen Pellet eine enge Korrelation zwischen Bedeutung des Projekts, Cäsium- und Iodgehalt besteht und beide Elemente Beitrag zur nuklearen Sicherheit von innen nach aussen zunehmen. Das Hüllrohr bildet die primäre Barriere gegen die Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in Durch Wasserstoff induziertes Hüllrohrversagen Kernkraftwerken. Dementsprechend trägt der Er- (Hydrogen-induced failures) halt der Hüllrohr-Integrität zur Gewährleistung des Im Betrieb wird die Aussenseite der Hüllrohre, die Schutzziels «Einschluss radioaktiver Stoffe» bei. mit dem Kühlmittel in Kontakt ist, in einer dünnen Der Projektplan von SCIP-II ist auch vor dem Hinter- oberflächlichen Schicht oxidiert. Bei dieser Reak- grund des in den letzten Jahren gesteigerten Brenn- tion wird Wasserstoff frei, der zum Teil ins Hüllrohr- stoff-Abbrands in den Kernkraftwerken zu sehen material hinein diffundiert. Dort kann er gelöst im (Abbildung 2). Dabei wird stärker angereicherter Feststoff vorliegen (solid solution), bei höherer Brennstoff verwendet und dieser besser ausge- Konzentration aber auch Hydride bilden. In beiden nutzt, wobei die Brennelemente länger im Reaktor Fällen wirkt sich der Wasserstoff auf die Rissanfäl- verbleiben. Gleichzeitig wurden die Hüllrohr-Mate- ligkeit und die mechanischen Eigenschaften des rialien laufend verbessert. Das Projekt SCIP soll Hüllrohrs aus. dazu beitragen, mit der stärkeren Beanspruchung Für Versuche zum Kriechverhalten bzw. der Relaxa- der Hüllrohre zusammenhängende Sicherheitsfra- tion des Hüllrohrmaterials unter Zugspannung gen zu klären, dies auch vor dem Hintergrund, dass wurden Proben mit einem Wasserstoffgehalt zwi- es auch in schweizerischen Anlagen vorüberge- schen 0 und 800 ppm verwendet. Dabei kann der hend zu Hüllrohrschäden durch PCI gekommen ist. gelöste Wasserstoff eine andere Rolle spielen (för- Zusammen mit dem Halden Reactor Project (siehe dert Bewegung von Versatzstellen) als Hydride auch Kapitel 1.1.1) hat SCIP-II im Jahre 2012 kon- (Hindernisse für Verformung), was es erschwert, krete Beiträge für die Aufsichtstätigkeit des ENSI den Gesamteffekt zu erklären bzw. zu prognosti- geleistet. Das ENSI hat, gestützt auf Experimente zu Kühlmittelverlust-Störfällen bei beiden Projekten, Abbildung 2: die Betreiber der Schweizer Kernkraftwerke aufge- Lichtmikroskopische Aufnahme eines fordert, die Übertragbarkeit der Versuchsergeb- Schnitts durch einen nisse auf ihre Anlagen zu überprüfen. Brennstab. Innerhalb der Brennstofftablette ist die für höhere Ausblick Abbrände typische Das Projekt verläuft bisher innerhalb des geplanten dunkle Zone erkennbar. Quelle: Studsvik. Zeitrahmens. Im Jahr 2013 sollen die letzten Ram- penversuche sowie mechanische Tests durchge- führt werden. Bis zum Projektende Mitte 2014 steht dann die Berichterstattung im Vordergrund. Zudem wird Studsvik die konkrete Planung einer weiteren Projektphase in Angriff nehmen, für die beim Treffen im November 2012 erste interessante Ideen präsentiert wurden.

20 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project Der Druckentlastungstest der Heliumschleife wurde erfolgreich durchgeführt. Durch die Auftragnehmer: OECD-NEA und IRSN Druck ent last ung (3He ist ein Neutronenabsorber) ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel wird dem Reaktor Reaktivität zugeführt und so die RIA-Bedingungen simuliert. Einleitung Die Freigabe zum erstmaligen Erreichen der Kriti- Im Rahmen der Auslegung von Kernkraftwerken kalität wurde beantragt (Plan: Mai 2013). mit Druckwasser- oder Siedewasser-Reaktoren Mehrere Analysen zu geplanten Versuchen wur- (DWR bzw. SWR) werden auch postulierte Störfälle den durchgeführt, beispielsweise zu Material- untersucht, bei denen der Reaktor durch schnelle charakterisierungen und zum geplanten Füll- unkontrollierte Bewegung eines Steuerelements druck der Testsegmente. bzw. Steuerstabs kurzzeitig überkritisch wird. Aus- Das ENSI verfasste die abschliessende Dokumen- lösende Ereignisse für solche Reaktivitätsstörfälle tation von Materialprüfungen an einem Misch- (Reactivity Initiated Accidents, RIA) sind der postu- oxid (MOX)-Brennstabsegment, das im Kern- lierte Bruch des Stutzens eines Steuerelementan- kraft werk Beznau im Einsatz war und für triebs (DWR) bzw. das Entkuppeln eines Steuer- RIA-Versuche verwendet werden soll. Die Unter- stabs von seinem Antrieb (SWR). Der damit suchungen wurden am Institut für Transurane in verbundene Auswurf des Steuerelements bzw. das Karlsruhe (ITU) in Karlsruhe durchgeführt. Herabfallen des Steuerstabs führt zu einem Vergangene und zukünftige RIA-Versuche im Leistungsanstieg in den benachbarten Brennstä- CABRI-Reaktor bildeten die Grundlage eines ben. Durch Einhaltung spezieller Sicherheitskrite- OECD-Workshops zum Vergleich von Brennstab- rien wird das Ausmass möglicher Brennstabschä- Simulationsprogrammen. An ihm beteiligten sich den derart begrenzt, dass der Reaktorkern kühlbar Orga ni sationen aus insgesamt 14 Ländern. Der bleibt. Die allgemeine Tendenz zur Steigerung der Vergleich zeigte, dass Hüllrohrdehnungen und Brennstoffabbrände und die Verwendung weiter- Brennstofftemperaturen relativ gut überein- entwickelter Brennstoff- und Hüllrohrmaterialien stimmten, während es merkliche Unsicherheiten macht eine Überprüfung der Sicherheitskriterien bei den berechneten Hüllrohrtemperaturen und notwendig. Spaltgasfreisetzungen gab. Das CABRI International Project (CIP) wird von der Nuclear Energy Agency (NEA) und dem franzö- Bedeutung des Projekts, sischen Institut de Radioprotection et de Sûreté Beitrag zur nuklearen Sicherheit Nucléaire (IRSN) getragen. In diesem Projekt sollen Die Sicherheitskriterien für Reaktivitätsstörfälle in am Forschungsreaktor CABRI in Cadarache, Frank- schweizerischen Kernkraftwerken bedürfen der reich, Versuche zum Verhalten von Brennstabseg- weiteren experimentellen Überprüfung. Die inter- menten bei schnellen Reaktivitätsstörfällen in nationale Kooperation ist dabei unerlässlich, nicht Kernreaktoren durchgeführt werden. Zu diesem nur wegen der hohen Kosten von Anlage und Ver- Zweck wurde die bisher mit Natrium gekühlte Test- suchen. Auch bei den Simulationen des Brenn- schleife des CABRI-Reaktors auf Wasserkühlung stabsverhaltens ist es vor allem der Austausch zwi- umgebaut (CABRI Water Loop, CWL), damit die schen den verschiedenen Fachgruppen weltweit, Versuchsanordnung den in Leichtwasserreaktoren der Verbesserungen ermöglicht. vorhandenen Betriebs- und Störfallbedingungen Der CABRI-Reaktor wird neben dem Forschungsre- besser entspricht. Bevor Versuche im Reaktor aktor NSRR (Nuclear Safety Research Reactor) in Ja- durchgeführt werden können, sind aber noch An- pan weltweit die einzige Anlage sein, an der das passungen und Überprüfungen der Anlage sowie Brennstoffverhalten bei schnellen Reaktivitätsstör- Testvorbereitungen nötig. fällen in Leichtwasserreaktoren integral simuliert werden kann. Es besteht eine Kooperation mit Projektziele des Berichtjahres dem ALPS-Programm (Advanced LWR Fuel Perfor- und deren Umsetzung mance and Safety Research Program) am NSRR, die Im Jahre 2012 wurden folgende Fortschritte er- einen Datenaustausch und eine Versuchsabstim- zielt: mung zwischen beiden Projekten ermöglicht, wo- Im März wurde die neue Beladung des Reaktor- bei die Versuche am NSRR in stagnierendem Was- kerns freigegeben. ser ablaufen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 21 Die Versuchsergebnisse des CIP werden es erlau- schungsvorhaben SAFE setzt gezielt bei ausge- ben, die Störfallphänomene in den verschiedenen wählten Fragen zu diesem Themenbereich an. Berechnungsprogrammen (z. B. FALCON, welches Das Projekt SAFE wurde im Jahr 2012 gestartet vom PSI verwendet wird, vgl. das Projekt STARS in und soll drei Jahre laufen. Es ist in vier Teilprojekte Kap. 1.5.1) genauer zu modellieren. Damit können gegliedert, die unterschiedliche Aspekte zum die festgelegten Sicherheitskriterien für Reaktivi- Werkstoffverhalten unter typischen Umgebungs- tätsstörfälle überprüft und nötigenfalls verbessert bedingungen insbesondere im Primärkreislauf be- werden. handeln.

Ausblick Projektziele des Berichtjahres Mit grossem Aufwand hat das IRSN die wesent- und deren Umsetzung lichen Umbauarbeiten abgeschlossen. Mit dem neuen Wasserkreislauf wird eine weltweit einma- Teilprojekt I: Umgebungseinfluss auf lige Anlage zur realitätsnahen Simulation von RIA- Bruchzähigkeit und Risswiderstand Störfällen unter DWR-Bedingungen eingerichtet. Hintergrund dieses Teilprojektes sind experimentelle Der Erfolg wird sich aber frühestens mit der Durch- Befunde aus Untersuchungen zur Spannungsriss- führung und Auswertung der ersten RIA-Versuche korrosion in renommierten internationalen Labors. (Sommer 2014) bewerten lassen. Sie zeigen, dass sich das Bruchverhalten verschiedener Strukturwerkstoffe (z. B. kaltverformten rost- 1.1.5 SAFE – Werkstofftechnische Aspekte freien Stählen sowie Nickel-Basislegierungen) in für den sicheren Langzeitbetrieb Heisswasser gegenüber jenem an Luft signifikant ändern kann. Am Ende der meist sehr langen Ver- Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI suche zur Bestimmung der Wachstumsraten von ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk Spannungsrisskorrosion wurde vereinzelt ein uner- Bericht der Forscher in Anhang A warteter Durchriss der Bruchmechanikproben beobachtet. Einleitung Im Moment ist noch nicht klar, ob es sich hierbei um Das Projekt SAFE (Safe long term operation in the eine reale Reduktion der Bruchzähigkeit oder nur context of environmental effects on fracture, fati- um sehr schnelles Korrosionsrisswachstum handelt, gue and environmental assisted cracking) wird die welches im Experiment einen scheinbar rapiden me- wesentlichen Aktivitäten aus dem abgeschlos- chanischen Bruch vortäuscht. Ein möglicher Einfluss senen Projekt KORA weiterführen. Dabei werden der Umgebungsbedingungen auf die Bruchzähig- werkstofftechnische Fragestellungen insbesondere keit hätte einen erheblichen Einfluss auf die Sicher- zu Risskorrosion und Ermüdung in Strukturwerk- heitsbewertung und soll daher durch eine fundierte stoffen von Leichtwasserreaktoren bearbeitet. Sie Aufarbeitung des Standes von Wissenschaft und sind wichtig für den geplanten Langzeitbetrieb der Technik sowie ausgewählte Experimente abgeklärt Kernkraftwerke. werden. Die Gewährleistung eines sicheren Anlagenbe- Dazu wurde in einem ersten Schritt eine Sichtung triebs setzt eine genaue Kenntnis der Systembe- der verfügbaren Literatur bezüglich möglichen Um- dingungen voraus, die zur Risskorrosion und Ermü- gebungseffekten auf die Bruchzähigkeit und den dung sowie zu einer Zähigkeitsabnahme führen Risswiderstand von niedriglegierten ferritischen und können. Zuverlässige quantitative Daten zur Initiie- austenitischen rostfreien Stählen sowie von Nickel- rung und zum Wachstum von derartigen Rissen basislegierungen in Heisswasser durchgeführt. Der und genaue Kenntnisse über den Alterungszu- Schwerpunkt wurde dabei auf die Diskussion des stand der einzelnen Komponenten sind für die Be- Wasserstoffeinflusses in diesen Werkstoffen gelegt. wertung der Strukturintegrität von Rohrleitungen Parallel zur Literaturrecherche wurde entsprechend und Behältern wesentlich. des Projektplans ein Heisswasser-Kreislaufsystem Auch bei der Festlegung und Überprüfung der In- für elasto-plastische bruchmechanische Versuche spektionsintervalle der Wiederholungsprüfpro- nachgerüstet und im Berichtjahr in Betrieb genom- gramme ist die Anfälligkeit auf Risskorrosion und men. Damit können jetzt bruchmechanische Ver- Ermüdung zu beachten. Im Rahmen des Projektes suche im Heisswasser-Kreislauf mit deutlich grös- können auch spezielle Abhilfe- und Instandhal- seren Proben und höherer Beanspruchung als bisher tungsmassnahmen untersucht werden. Das For- durchgeführt werden. Ein detaillierter experimen-

22 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 teller Versuchsplan wurde für die beiden nächsten SpRK-Risswachstum bei hohen Beanspruchungen Projektjahre ausgearbeitet. in diesem komplexen Übergangsbereich. Die Ver- suche werden unter verschiedenen typischen Was- Teilprojekt II: Umgebungseinfluss auf serchemiebedingungen durchgeführt. Sie sollen Ermüdungsrissbildung insbesondere mithelfen, Schwellenwerte für die Das Teilprojekt II befasst sich mit austenitisch rost- Beanspruchung an der Rissspitze (Spannungsin- freien Stählen unter den Bedingungen von Siede- tensitätsfaktor K) und für den Chlorid- sowie Sul- wasserreaktoren (SWR) mit Wasserstoff-Fahrweise fat-Gehalt zu identifizieren, unterhalb derer man und Druckwasserreaktoren (DWR). Der dortige Um- ein SpRK-Risswachstum in den angrenzenden ge bungseinfluss auf die Ermüdungsrissbildung und RDB-Stahl ausschliessen kann. Die Versuche wer- das Ermüdungskurzrisswachstum soll experimentell den in Zusammenarbeit mit einem japanischen charakterisiert werden. Im Rahmen dieses Teilpro- Forschungs-Programm durchgeführt. Für die jektes werden wichtige Fragestellungen bearbeitet, Schweiz ist dabei das Materialverhalten unter den die bisher nicht ausreichend betrachtet wurden. typischen Bedingungen der Wasserstoff-Fahrweise Dazu zählen z. B. der Einfluss der Mittelspannung für SWR wie auch unter DWR-Bedingungen von In- (resultierend aus dem Betriebsdruck), der Tempera- teresse. Erste Untersuchungen zeigen, dass auch tureinfluss bei kleinen Dehnamplituden sowie die unter chloridfreien DWR-Bedingungen ein ge- Auswirkung des gelösten Wasserstoffs im Stahl. Im ringes Risswachstum in die Wärmeeinflusszone der ersten Projektjahr konnte gezeigt werden, dass der Schweissnaht möglich ist, die gemessenen Riss- Anteil des im Stahl gelösten Wasserstoffs wie auch wachstumsraten sind gering. eine Verschiebung des pH-Werts keinen wesentlichen Einfluss auf die technische Rissinitiierung un- Teilprojekt IV: SpRK-Rissbildung in ter Ermüdungsbeanspruchung und Umgebungs- austenitischen und ferritischen Stählen einfluss ausüben. Dies ist von Bedeutung, da im Bei diesem Teilprojekt handelt es sich um lang fristig Rahmen der Optimierung der Wasserchemie eine orientierte Untersuchungen zu SpRK-Rissbildung Anpassung der Wasserstoff konzentration im Pri- im Rahmen einer Doktorarbeit. Es sollen wichtige märkreislauf diskutiert wird. Damit soll die be- Einflussgrössen auf die SpRK-Rissbildung in auste- kannte Anfälligkeit der Nickel basislegierungen auf nitisch rostfreien Stählen systematisch charakteri- Spannungsrisskorrosion reduziert werden. In weite- siert werden. Dazu zählen insbesondere der Ober- ren Experimenten wurden die Untersuchungen aus flächenzustand (Kaltverformung, Rauigkeit, dem KORA-Projekt zum Einfluss des Lastverhält- Eigenspannungen) wie auch Parameter der Wasser- nisses aus Mittelspannung und Betriebstransienten chemie (insbesondere der Gehalt von Wasserstoff fortgeführt. Für Ermüdungsversuche an Luft kann und Chlorid). Ziel ist eine Verbesserung der bisher der Einfluss der Mittelspannung mit einem Korrek- eingesetzten Vorhersagemodelle. Auch Teilprojekt turfaktor berücksichtigt werden. Die Versuche zei- IV wird in Zusammenarbeit mit einer japanischen gen, dass diese Korrektur unter Umgebungseinfluss Forschungseinrichtung durchgeführt werden. zu einer deutlichen Unterschätzung der Rissinitiie- Zusammenfassend kann für das Forschungsprojekt rung führen kann. SAFE festgestellt werden, dass die vereinbarten Es wurden begleitende, umfangreiche metallogra- Ziele für das Jahr 2012 erreicht wurden. phische Untersuchungen an den Bruchflächen von aufgebrochenen Proben durchgeführt. Damit kann Bedeutung des Projekts, der Mechanismus der Rissentstehung besser cha- Beitrag zur nuklearen Sicherheit rakterisiert und zwischen Ermüdungsschädigung Die neue Kernenergiegesetzgebung der Schweiz und korrosiven Risswachstum differenziert werden. sieht keine generelle Beschränkung der Betriebs- dauer von Kernanlagen vor. Somit basiert die Ent- Teilprojekt III: Spannungsrisskorrosion scheidung für einen sicheren Betrieb der Kernanla- im Übergangsbereich Inconel-182-RDB gen primär auf technischen Erkenntnissen über Die Untersuchungen zur Spannungsrisskorrosion den Zustand der Anlagen und deren Komponen- (SpRK) im Grenzbereich zwischen dem Schweiss- ten. In diesem Umfeld ist Alterungsüberwachung material Inconel-182 (Nickelbasislegierung) und und Zustandsbeurteilung der sicherheitsrelevanten dem ferritischen Stahl des Reaktordruckbehälters (und nicht oder schwer austauschbaren) Kompo- (RDB) werden in diesem Teilprojekt fortgesetzt. nenten sehr wichtig. Durch die gute Vernetzung Schwerpunkt der experimentellen Arbeiten ist das des Projektes ist sichergestellt, dass auch die Er-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 23 gebnisse des SAFE-Projekts, ebenso wie beim ab- fügbaren modernen Prüftechnik für diese Aufga- geschlossenen Projekt KORA, berücksichtigt wer- benstellung. Von besonderem Interesse ist die den, zum Beispiel bei der Überarbeitung von Methodik zur Risstiefenbestimmung für geome- internationalen Standards. trisch komplexe Prüfsituationen. Dazu sind so ge- Die im Projekt SAFE definierten Arbeitspakete benannte Ringversuche (Round-Robin-Versuche), treffen wichtige auch vom amerikanischen Electric also vergleichende Versuche mehrerer Labors, ge- Power Research Institute (EPRI) veröffentlichte startet worden. An den ausgewählten Prüfkörpern Kenntnislücken zur Alterungsüberwachung. Dazu werden auch neuartige Techniken untersucht. Am zählt insbesondere die im Teilprojekt I behandelte Projekt beteiligen sich Aufsichtsbehörden, Betrei- Thematik zum möglichen Umgebungseinfluss auf ber und Forschungseinrichtungen aus den USA, die Bruchzähigkeit. Korea, Japan, Schweden, Finnland und der Das Thema Spannungsrisskorrosion an Nickel- Schweiz. Die Projektleitung wird von der amerika- Basislegierungen ist insbesondere nach dem Be- nischen Aufsichtsbehörde NRC übernommen. Das fund im Kernkraftwerk Leibstadt im Jahr 2012 wei- ENSI hat mit dem Paul Scherrer Institut (PSI), der terhin bedeutsam. Die im Rahmen des Projekts Firma ALSTOM (Schweiz), dem Schweizerischen SAFE gewonnen Erkenntnisse tragen dazu bei, Verein für technische Inspektionen (SVTI) und der dass das ENSI seine Aufsichtstätigkeit nach aktu- eidgenössischen Materialprüfanstalt (EMPA) eine ellem Kenntnisstand durchführen kann. Schweizer Beteiligung am PARENT-Projekt abgestimmt. Ausblick Im ersten Jahr des Projekts SAFE stand der Aufbau Projektziele des Berichtjahres und Ertüchtigung neuer Versuchseinrichtungen im und deren Umsetzung Vordergrund. Damit können nun im zweiten Jahr Entsprechend dem PARENT-Projektplan starteten zusammen mit der erfolgten personellen Verstär- 2012 die Round-Robin-Versuche. Dazu kamen kung (zwei Postdocs) die vorgesehenen Experi- auch ausgewählte Testkörper mit dokumentierten mente insbesondere für das Teilprojekt I und Teil- Fehlergeometrien in die Schweiz. An diesen zum projekt IV durchgeführt werden. Teil über 100 kg schweren Testkörpern wurden diverse zerstörungsfreie Messungen erfolgreich 1.1.6 PARENT – Program to Assess the durch die beteiligten Labors von ALSTOM, SVTI Reliability of Emerging und EMPA durchgeführt. Die einheitliche Durch- Nondestructive Techniques führung und detaillierte Protokollierung der Mess- ergebnisse wurde durch einen Fachmann von der Auftragnehmer: Internationales Forschungsprojekt schwedischen Qualifizierungsstelle überwacht. unter der Leitung der amerikanischen Aufsichts- Dieser war für die zeitaufwändigen Round-Robin- behörde U.S.NRC Versuche für ca. zwei Wochen in den beteiligten ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk Schweizer Labors anwesend. Als weiterer Schweizer Beitrag für das PARENT-Pro- Einleitung jekt werden Testkörper aus dem abgeschlossenen PARENT beschäftigt sich mit den Anforderungen Forschungsprojekt KORA-II für die Round-Robin- an moderne zerstörungsfreie Methoden zur Erken- Versuche verwendet. Diese neuartigen, am PSI ge- nung von betriebsbedingten Rissen. Insbesondere fertigten Referenzprobekörper weisen realitäts- Spannungs- und Schwingrisskorrosion an Misch- nahe Spannungskorrosionsrisse auf. Sie wurden nähten aus Nickelbasislegierungen stellen hohe durch Versuche von bis zu 5 Monaten Dauer unter Anforderungen an die Prüftechnik. Die Erfahrung typischen Wasserchemiebedingungen von Siede- zeigt, dass solche Risse zwar gefunden werden und Druckwasserreaktoren erzeugt. Die Versuche können, aber eine konservative Bestimmung der wurden abgebrochen, sobald der Riss auf eine ge- maximalen Risstiefe schwierig ist. wünschte Grösse im Testköper angewachsen war. Das internationale Projekt PARENT (Program to As- Diese Testköper wurden nach Abschluss der Mes- sess the Reliability of Emerging Nondestructive sungen in der Schweiz zu Round-Robin-Versuchen Techniques) wurde im Jahr 2010 als Nachfolgepro- an Labors in Schweden, Finnland und Korea ge- jekt des abgeschlossenen Projekts PINC (Program schickt. Die Charakterisierung der Risse stellt sich for the Inspection of Nickel Alloy Components) ge- nach der vorläufigen Auswertung als anspruchsvoll startet. Thema ist die Leistungsfähigkeit der ver- heraus.

24 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Um die laufenden Round-Robin-Versuche zu koor- fluss der Neutronen-Bestrahlung, des Reaktorkühl- dinieren und die Auswertung der Vielzahl an Test- mittels und der langen Betriebsdauer bei erhöhten ergebnissen abzustimmen, wurden zwei internati- Temperaturen mit zunehmendem Anlagenalter onale Projektsitzungen durchgeführt. verringern. Ziel ist es, die Anfälligkeit von Reaktorkernein- Bedeutung des Projekts, bauten und Rohrleitungen auf Spannungsrisskorro- Beitrag zur nuklearen Sicherheit sion (SpRK) durch die entsprechende Wahl der Im Jahre 2012 gab es weitere Rissbefunde an Randbedingungen zu minimieren. Dies kann mit der Mischnähten aus der Nickelbasislegierung Inco- klassischen Wasserstoffchemie-Fahrweise realisiert nel-182 in ausländischen, aber auch Schweizer werden, wobei allerdings die Zugabe grosser Men- Kernkraftwerken. Deshalb besteht ein besonderes gen an Wasserstoff notwendig ist, um das erforder- Interesse an einer robusten Prüftechnik für diese liche (sehr tiefe) Korrosionspotential an denjenigen Aufgabenstellung. Auch aus dem Langzeitbetrieb Oberflächen zu erreichen, die mit Medium in Kon- können sich mögliche neue Anforderungen an die takt stehen (sogenannte Hydrogen Water Chemi- Leistungsfähigkeit der eingesetzten zerstörungs- stry HWC). Unter anderem wird bei dieser Fahr- freien Prüftechnik ergeben. Das Projekt PARENT weise aber auch Stickstoff reduziert und es kommt soll einen Beitrag zu diesen aktuellen Fragenstel- zu einer erhöhten Freisetzung von radioaktivem lungen leisten und zu einer Weiterentwicklung Stickstoff N-16. Dies hat wiederum höhere Dosislei- und Optimierung der Prüftechnik beitragen. stungen als negativen Nebeneffekt zur Folge. Das sogenannte On-line NobleChemTM (OLNC) Ausblick Verfahren kommt in beiden SWR der Schweiz Entsprechend dem PARENT-Projektplan kommen (Kernkraftwerke Leibstadt KKL und Mühleberg 2013 ausgewählte Testkörper mit unbekannten KKM) zum Einsatz. Dabei wird während des Voll- Fehlergeometrien zur Untersuchung in die lastbetriebs ein wasserlöslicher Platinkomplex dem Schweiz. Ein externer Fachmann wird wiederum Reaktorwasser in einem zuvor festgelegten Zeit- bei der Durchführung der zerstörungsfreien Mes- raum zugegeben. Im Idealfall schlägt sich Platin (Pt) sungen permanent anwesend sein. Damit wird si- gleichmässig auf den Oberflächen der Kernein- chergestellt, dass nur dokumentierte Prüftech- bauten und Rohrleitungen nieder. Diese Edelme- niken eingesetzt werden und belastbare Ergebnisse tall-Partikel wirken als Katalysator, so dass bereits für die Auswertung der der Round-Robin-Versuche mit geringen Mengen an Wasserstoff das erforder- bereit gestellt werden. liche, niedrige Korrosionspotenzial erreicht wird. Unter diesen Randbedingungen kommt es radiolo- 1.1.7 NORA – Noble Metal Deposition Be- gisch zu deutlich weniger Freisetzungen als bei der haviour in Boiling Water Reactors HWC-Fahrweise. Das Verfahren wurde von Gene- ral Electric (heute GE-Hitachi) entwickelt. Weltweit Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI wird es gegenwärtig bereits in vielen SWR ange- ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner wendet. Bericht der Forscher in Anhang A Projektziele des Berichtjahres Einleitung und deren Umsetzung Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser- Die für das dritte Projektjahr vorgesehenen Projekt- reaktoren werden massgeblich durch die Struktur- ziele konnten in den beiden Teilprojekten SP1 «Ex- integrität des Reaktordruckbehälters und der perimentelle Untersuchungen des Ablagerungsver- Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt- haltens von Pt unter simulierten SWR-Bedingungen weite Betriebserfahrung von Siedewasserreak- und in einem SWR» und SP2 «Entwicklung einer toren (SWR) zeigt, dass sich während des Reaktor- zerstörungsfreien Charakterisierungsmethode für betriebes bei ungünstigen Randbedingungen Pt-Ablagerungen auf Reaktorkomponenten und unter dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und der chemische sowie mikroskopische Analytik» vollum- thermomechanischen Betriebsbeanspruchungen fänglich erfüllt werden. sowie von Eigenspannungen Korrosionsrisse in Die Ergebnisse der Literaturrecherche wurden in druckführenden Primärkreislauf-Komponenten bil- einem umfangreichen Bericht zusammengefasst den und ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich und die NobleChemTM-Anlagendaten des KKL und die Bruchzähigkeit des Materials unter dem Ein- des KKM wurden tabellarisch erfasst.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 25 Im Rahmen des NORA-Projekts wurde die Wirkung Pt-Partikel auf verschiedenen Komponenten im Re- verschiedener Einflussfaktoren wie z. B. Einspeise- aktor charakterisieren zu können. rate, Strömungsgeschwindigkeit des Wassers und Diese Arbeiten des PSI sind für die Aufsicht wichtig, Oberflächenbeschaffenheit der Proben, auf die da das ENSI dadurch von einem unabhängigen For- Platin-Abscheidung systematisch untersucht. Der schungslabor Ergebnisse zu OLNC erhält. Da mitt- eigens für dieses Projekt erstellte Hochtemperatur- lerweile das KKM und das KKL die OLNC-Fahrweise kreislauf wurde im Laufe des Berichtjahres einer anwenden, ist es umso wichtiger, möglichst alle be- umfangreichen Revision unterzogen. In diesem obachteten Effekte, die bei dieser Fahrweise bereits Jahr wurden insgesamt sieben Versuchsreihen ge- aufgetreten sind, zu verstehen. Das Projekt NORA fahren, bei denen die Zugabe des Platins bzgl. kann dazu einen massgeblichen Beitrag liefern. Menge und Dosiergeschwindigkeit zum Kreislauf variiert wurde. Aufwändige analytische Nachun- Ausblick tersuchungen der Probenoberflächen wurden an In den nächsten sechs Monaten, in denen das den im PSI sowie an den im KKL ausgelagerten Pro- NORA-Projekt noch läuft, werden die letzten Ver- ben durchgeführt. suche im Hochtemperaturkreislauf gefahren. Die Die Ergebnisse zeigen, dass voroxidierte Proben noch ausstehenden Analysen an den KKL- und PSI- generell eine etwas höhere Platin-Belegung auf- Proben werden durchgeführt. Anschliessend wer- weisen als Proben, welche vor dem Einsatz nicht den alle Ergebnisse in einem umfangreichen Pro- explizit vorbehandelt wurden. Niedrigere Dosierra- jekt-Abschlussbericht zusammengefasst. Man ten von Platin führen im Vergleich zu höheren bei kann davon ausgehen, dass das PSI alle die für gleicher Gesamteinspeisemenge zu besseren Er- NORA definierten Projektziele am Ende der 3½ gebnissen. Beim Einspeisen der Platin-Lösung in Jahre erreicht haben wird. den Kreislauf ist eine schnelle Strömung des Was- Da es noch weitere offene Fragen gibt, die im Rah- sers von Vorteil. Auf Proben, welche nie während men der OLNC zu klären sind und aus zeitlichen einer Platin-Applikation im Kreislauf waren, sind Gründen nicht während des laufenden NORA-Pro- keine Platin-Partikel nachweisbar. Das bedeutet, jekts untersucht werden konnten, wird über die dass nach der Applikation kein im Wasser gelöstes Fortsetzung des NORA-Projekts (NORA II) disku- Platin mehr vorhanden ist, bzw. dass im Reaktor- tiert. system keine nennenswerte Umverteilung des schon abgelagerten Platins stattfindet. 1.1.8 PISA-II – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI Weltweit wenden mittlerweile sehr viele BWR-An- ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk lagen das OLNC-Verfahren an. Das Projekt stösst Bericht der Forscher in Anhang A deshalb auch ausserhalb der Schweiz auf grosses Interesse. Die Wirksamkeit dieser Technologie in Einleitung Kraftwerken ist noch nicht vollumfänglich nachge- Als Voraussetzung für den Langzeitbetrieb der wiesen und verstanden. Laboruntersuchungen ha- Schweizer Kernkraftwerke ist nachzuweisen, dass ben gezeigt, dass bei einem stöchiometrischen für Laufzeiten über 40 Jahre hinaus die Integrität Wasserstoffüberschuss und einer ausreichenden des Reaktordruckbehälters (RDB) für Normalbe- Oberflächenbedeckung mit extrem fein verteilten trieb, Betriebsstörungen und postulierte Ausle- Pt-Partikeln die Anfälligkeit gegenüber Spannungs- gungsstörfälle gewährleistet bleibt. Das im Bericht- risskorrosion deutlich reduziert werden kann. Je- jahr gestartete Projekt PISA-II behandelt spezifische doch ist sehr wenig über das Ablagerungs- und Fragestellungen zur Integritätsbewertung des RDB. Verteilungsverhalten sowie die Haftfähigkeit dieser Die darin geplanten probabilistischen Berech- Pt-Partikel unter Strömungsverhältnissen, wie sie in nungen basieren auf den im Projekt PISA-I entwi- einem Reaktor herrschen, bekannt. Deshalb befasst ckelten Modellen und sollen diese weiterentwi- sich das Projekt NORA intensiv mit dem Ablage- ckeln. Bei der Definition der Projektziele wurden rungsverhalten von Pt unter simulierten SWR-Be- die Ergebnisse der im Projekt PISA-I durchge- dingungen in einem eigens dafür konzipierten PSI- führten Literaturstudie zum Stand von Wissen- Kreislauf und in einem realen SWR sowie mit der schaft und Technik auf dem Gebiet der Integritäts- Entwicklung einer zerstörungsfreien Technik, um bewertung des RDB berücksichtigt. Als wesentliche

26 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Erweiterung soll die Methodik für eine probabilis- genden Lasttransienten für die PTS-Berechnungen tische Gesamtintegritäts-Betrachtung unter Be- getroffen und die benötigten Eingangsparameter rücksichtigung der anzunehmenden Belastungen definiert. Die aufwändigen thermohydraulischen aufgebaut werden. Dafür müssen Aspekte sowohl Berechnungen ermöglichen Aussagen über die der Bruchmechanik als auch der Thermohydraulik durch die Kühlwassersträhnen bei einer Notküh- behandelt werden. Es ist ein geeignetes Referenz- lung verursachten Beanspruchungen am RDB. szenario auszuwählen, um möglichst realitätsnahe Beim Projekt PISA-II interessiert insbesondere die Beispielrechnungen durchführen zu können. In das Fehlertoleranz dieser Berechnungen, die eine wich- Projekt sind PSI-Mitarbeiter aus den Bereichen der tige Eingangsgrösse für die probabilistische Ge- nuklearen Materialen und der Thermohydraulik samtbetrachtung ist. eingebunden. Die Projektziele in der Startphase des PISA-II-Pro- Das Projekt PISA-II wurde entsprechend in vier Teil- jektes wurden erreicht. Die vorgesehene Verknüp- projekte gegliedert: fung von thermohydraulischen und bruchmecha- Teilprojekt I: Verfeinerte probabilistische Analyse nischen Berechnungen ist komplex und in dieser des Thermoschocks (Pressurized Thermal Shock Weise neu. PTS) Teilprojekt II: Transienten-Studie mit Hilfe des Re- Bedeutung des Projekts, chenprogramms RELAP und numerischer Strö- Beitrag zur nuklearen Sicherheit mungssimulation (Computational Fluid Dyna- Der Reaktordruckbehälter stellt eine wichtige mics CFD) Grosskomponente hinsichtlich Sicherheit und Le- Teilprojekt III: Umfassende 3D-Analysen bensdauer von Leichtwasserreaktoren dar. Insbe- Teilprojekt IV: Bruchmechanik-Methoden sondere beim Nachweis der Sprödbruchsicherheit des RDB besteht ein starkes Interesse des ENSI, die Projektziele des Berichtjahres Sicherheitsreserven deterministischer Integritäts- und deren Umsetzung nachweise durch verfeinerte probabilistische Ana- Das Projekt PISA-II mit einer Laufzeit von drei Jah- lysen besser quantifizieren zu können. ren wurde am 1. Juli 2012 gestartet. Im Berichts- Das Projekt PISA-II soll insbesondere für die spezi- zeitraum wurde die Arbeit zu den einzelnen Teil- fischen Randbedingungen des Langzeitbetriebes projekten mit ersten Berechnungen begonnen, die ermittelten Sicherheitsmargen untersuchen. und der gewählte Referenzfall wurde präzisiert. Weiterhin wird mit diesem Projekt auch der Kom- Die als Software-Paket implementierten probabilis- petenzerhalt zu den Sprödbruch-Sicherheitsnach- tischen Modelle zur Sicherheits- und Integritätsbe- weisen des RDB in der Schweiz sichergestellt. wertung des RDB wurden bereits für erste Anwen- dungen eingesetzt. Eine Teilaufgabe beschäftigt Ausblick sich mit der Anwendbarkeit des so genannten Für das zweite Projektjahr sind umfangreiche Be- «Warm Pre-stress (WPS) Effektes». Dieser Effekt rechnungen zu den einzelnen Arbeitspaketen ge- tritt bei einer Warmvorbelastung während einer plant. Eine wichtige Herausforderung wird die vor- Belastungstransiente auf und beeinflusst den Riss- gesehene Integration der 3-D-Berechungsmodule widerstand. Es wurden moderne mathematische für die Thermohydraulik und Bruchmechanik dar- Modelle (Cheli- und Curry-Modell) eingesetzt, um stellen. die Sicherheitsmargen bei der Anwendung des WPS-Effektes quantitativ zu bestimmen. Diese An- 1.1.9 Bruchmechanische Bewertung gaben können bei den probabilistischen Berech- von Reaktordruckbehälter- nungen berücksichtigt werden. Für verfeinerte Mehrlagenschweissnähten bruchmechanische Betrachtungen wurde auch der Einfluss der Mehrachsigkeit des Spannungszu- Auftragnehmer: Helmholtz-Zentrum Dresden- standes (Constraint-Effekt) berücksichtigt. Dazu Rossendorf e.V. wurden Modellrechnungen durchgeführt, um den ENSI-Projektbegleiter: Dietmar Kalkhof Constraint-Effekt für den gewählten Referenzfall Bericht der Forscher in Anhang A zu quantifizieren. Die im Projekt geplanten thermohydraulischen Be- Einleitung rechnungen mit RELAP5 wurden vorbereitet. Dazu Der Reaktordruckbehälter (RDB) ist Teil der druck- wurden eine Vorauswahl der zu berücksichti- führenden Umschliessung eines Kernreaktors und

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 27 fungiert damit als Barriere gegen den Austritt von orien tierten Proben deutlich geringer ausfiel als bei Radioaktivität an die Umgebung. Die Integritätsbe- den T-S-Proben. Das Ergebnis lässt die Schlussfolge- wertung hat vor allem die Sicherheit gegen kata- rung zu, dass auch die T-L-orientierten Proben nach strophales Versagen des RDB nachzuweisen. Der ASTM E1921 auswertbar sind. Sprödbruch-Sicherheitsnachweis eines RDB ist für Im Jahre 2012 wurden zusätzliche angerissene einen postulierten oder gemessenen Anriss bei Be- Kerbschlagproben verschiedener Orientierung ge- lastung durch den sogenannten Thermoschock zu prüft. Damit wurden die bisher vorgestellten Ergeb- führen. Dieser ist eine Transiente bei einem Kühl- nisse zur Verteilung der Rissinitiierungsorte in T-L- mittelverlust-Störfall, die infolge der Einleitung von bzw. T-S-orientierten Proben ergänzt und der kaltem Notkühlwasser bei gleichzeitigem hohen In- Einfluss der Prüftemperatur auf die Spaltbruchiniti- nendruck abläuft. In der Richtlinie zur Alterungs- ierung untersucht. Weitere Tests mit gekerbten Pro- überwachung der schweizerischen Kernanlagen ben aus verschiedenen Dickenpositionen wurden ENSI-B01 sind die behördlichen Anforderungen für mit der Zielstellung durchgeführt, die damit ermit- den Nachweis der Sprödbruch-Sicherheit der Reak- telten mechanisch-technologischen Kennwerte tordruckbehälter (RDB) festgelegt. Die Regelungen und die mit angerissenen Kerbschlagproben ermit- der Richtlinie enthalten auch die Option, die nach telten bruchmechanischen Parameter zu verglei- dem Prüfstandard ASTM E19211 ermittelte Refe- chen. Mit fraktographischen und metallogra-

renztemperatur T0 als Referenztemperatur der pischen Untersuchungen konnten die bisherigen 2 ASME KIC-Grenzkurve zu verwenden. Damit wird Ergebnisse bestätigt werden, dass sich die Variation einem internationalen Trend entsprochen, die für des Gefüges nicht wesentlich auf die Verteilung der eine Sprödbruch-Sicherheitsbewertung notwen- Rissinitiierungsorte auswirkt. Mit diesen Untersu- dige Bruchzähigkeit der RDB-Werkstoffe nicht mit chungen wurde das experimentelle Versuchspro- einer indirekten und korrelativen Verfahrensweise gramm abgeschlossen. zu bestimmen, sondern direkt mit den Voreilpro- ben zu messen. Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Projektziele des Berichtjahres Die Richtlinie zur Alterungsüberwachung ENSI-B01 und deren Umsetzung hat grosse praktische Bedeutung für den Langzeit- Die vorliegenden Untersuchungen betrafen die An- betreib der Schweizer Kernanlagen, denn der Ver- wendbarkeit des Prüfstandards ASTM E1921 auf sprödungsgrad des nicht austauschbaren RDB ist Mehrlagenschweissnähte des Reaktordruckbehäl- einer der wichtigsten Faktoren für die Lebensdauer ters. Das verwendete Material einer Umfangs- eines Kernkraftwerks. schweissnaht des nicht in Betrieb genommenen Die Richtlinie erlaubt die Festlegung der Referenz-

Biblis-C-RDB eröffnet die Möglichkeit, eine bruch- temperatur (RTref) für die ASME-KIC-Grenzkurve auf

mechanische Charakterisierung von Schweissgut Basis der nach ASTM E1921 ermittelten T0. Die For- durchzuführen, welches repräsentativ für die Kern- mel zur Bestimmung der Referenztemperatur kraftwerke in der Schweiz ist. wurde aus den Ergebnissen des Projektes abgelei- Dem Prüfstandard ASTM E1921 liegt das Master- tet. Insbesondere wurden folgende Grösseneffekte Curve-(MC)-Konzept3 zugrunde. Die Voreilproben und Streuungseinflüsse quantifiziert: aus Schweissgut im RDB sind überwiegend T-L-ori- Temperaturverschiebung von 12.4K, um die entiert, d. h. die Rissfortschrittsrichtung ist die Äquivalenz der (grössenabhängigen) Kurve

Schweiss richtung. Bei dieser Probenorientierung KJc-1T (T) für 5% Bruchwahrscheinlichkeit nach umfasst die Rissfront mehrere Schweisslagen mit ASTM E1921 und der (grössenunabhängigen)

einem makroskopisch inhomogenen Gefüge, für unteren Grenzkurve KIc(T) herzustellen; welches das MC-Konzept gemäss Definition nicht gilt. Es wurde geprüft, ob T-L-orientierte Proben für 1 ASTM E 1921–09, 10, 11: «Standard test method for determination of reference temperature, T0, for ferritic steels in die bruchmechanische Prüfung von Schweissgut the transition range». Annual Book of ASTM Standards, Vol. nach dem Prüfstandard ASTM E1921 geeignet sind. 03.01, Metals Test Methods and Analytical Methods, ASTM In diesem Zusammenhang wurde der Einfluss der International, West Conshohocken, PA, 2009, 2010 and 2011. 2 ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI, Division 1, Probenorientierung auf die Streuung der Bruch- Paragraph NB 2331, American Society of Mechanical Engineers, zähigkeit und die daraus berechnete Referenztem- New York, 2004. 3 Wallin, K.: «The Master Curve: A New Method for Brittle peratur T0 untersucht. Es ergab sich, dass die Fracture». Int. J. of Materials and Product Technology, Vol. 14, Streuung der Bruchzähigkeitswerte bei den T-L- No. 2/3/4, pp. 342, 1999.

28 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Korrekturterm ∆Ts, wenn anstelle von Standard- Ereignisse aus den teilnehmenden OECD-Staaten proben kleinere Kerbschlagproben zur Bestim- eingegeben werden. Die Daten werden anschlies-

mung von T0 verwendet werden; send ausgewertet mit dem Ziel, auf der Basis einer Streuungseinflüsse (Wurzelausdruck): Die bei- grösseren Anzahl von Fällen systematische Hin- den ersten Terme quantifizieren die Unsicherheit weise auf Ursachen und Häufigkeiten von Schäden

der Messmethode nach ASTM E1921, ∆TM den bzw. Störfällen zu erhalten. Ein Zusammenschluss Beitrag der Streuung des Materials im Fall von auf internationaler Basis ist dazu notwendig, weil

Schweissgut, und ∆TT den stochastischen Anteil die relevanten Ereignisse und Schäden in Kern- an der Temperaturverschiebung zwischen Stan- kraftwerken selten sind. dardproben und kleineren Kerbschlagproben. Daraus ergibt sich folgende Formel zur Bestim- 1.2.1 OECD CODAP – Component Opera- mung der Referenztemperatur: tional Experience Degradation and Ageing Programme

n Anzahl der gültigen Werte nach ASTM Auftragnehmer: OECD/NEA E1921 ENSI-Projektbegleiterin: Susanne F. Schulz

T0 Referenztemperatur nach ASTM E1921

∆Ts = 0 wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben, 10K wenn T0 Einleitung mit 0.4T-SE(B)-Proben bestimmt wurde Das CODAP-Projekt der OECD/NEA ist das Nachfol-

∆TM = 0 für Grundwerkstoff, 6 K für Schweissgut geprojekt der abgeschlossenen Schadensdaten-

∆TT = 0 wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben, 5K wenn T0 bank-Projekte OPDE (OECD Piping Failure Data mit 0.4T-SE(B)-Proben bestimmt wurde Exchange Project) und SCAP-SCC (Stress Corrosion Die Ergebnisse haben insbesondere gezeigt, dass Cracking and Cable Ageing Project, Teilprojekt das inhomogene Schweissgefüge zu einer relativ Spannungsrisskorrosion). Es wurde im Juni 2011 starken Streuung der Bruchzähigkeitswerte führen begonnen und umfasst heute folgende Mitglieds- kann, was entsprechend mit dem additiven Term länder: Kanada, Taiwan, Tschechien, Finnland,

∆TM berücksichtigt werden muss. Frankreich, Deutschland, Japan, Südkorea, Slo- wakei, Spanien, Schweden, Schweiz und USA. Das Ausblick Projekt betrachtet die mechanischen Ausrüstungen Die im Projekt geplanten experimentellen Arbeiten der druckführenden Umschliessung bei sicher- wurden vollständig und erfolgreich bis Ende 2012 heitstechnisch klassierten Systemen in Kernkraft- abgeschlossen, und der Abschlussbericht wird er- werken. Unklassierte Komponenten werden einarbeitet. Die Ergebnisse hatten direkte Auswir- bezogen, wenn deren Versagen zu Überflutungen kungen auf die Regelung in der ENSI-Richtlinie B01 oder anderen sicherheitstechnisch relevanten Vor- hinsichtlich der Nachweisverfahren zur Spröd- kommnissen beigetragen haben. bruchsicherheit von RDB. Ausgehend von den Er- Die Ziele des CODAP-Projektes sind gebnissen des Projektes ist vom ENSI noch abzuklä- I nformationen zu Schadensfällen an passiven ren, ob der additive Term ∆TM im Wurzelausdruck metallischen Komponenten von Kernkraftwer- der Standardabweichung, der den Beitrag der ken in einer Datenbank zu sammeln; Streuung des Materials im Fall von Schweissgut Die Informationen auszuwerten, um ein besse- darstellt, mit bisher 6K ausreichend bemessen ist. res Verständnis der Ursachen und Auswirkungen der Schädigungen sowie der Wirksamkeit vor- beugender Massnahmen zu erreichen; 1.2 Interne Ereignisse und Schäden Allgemeine Hintergrund-Informationen zu Kom- ponenten und Schädigungsmechanismen zu Die Projekte in diesem Bereich werden von der Or- sammeln; ganisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit Zusammenfassende Berichte zu den Schädi- und Entwicklung (OECD) koordiniert. Sie fördern gungsmechanismen zu erstellen. den internationalen Erfahrungsaustausch über Wie im SCAP-Projekt sollen auch im CODAP-Pro- Störfälle in Kernkraftwerken sowie über Schäden jekt die Datenbank ausgewertet und empfehlens- an Komponenten, die Störfälle auslösen können. werte Vorgehensweisen herausgearbeitet werden. Dazu werden themenspezifische Datenbanken Das Projekt geht damit über eine reine Daten- aufgebaut, in die systematisch Schadensfälle und sammlung hinaus und kann so eine gemeinsame

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 29 Basis für das Verständnis von Alterungs- und Schä- Bei der Beurteilung von meldepflichtigen Schäden digungsmechanismen von mechanischen Ausrüs- trägt das Projekt dazu bei, die Ursachenuntersu- tungen in Kernkraftwerken schaffen. chungen und die Folgemassnahmen der Betreiber zu bewerten. Projektziele des Berichtjahres Ein wichtiger Nebenaspekt beim Projekt CODAP ist und deren Umsetzung der Wissens- und Erfahrungstransfer an die nach- 2012 wurde der Projekt-Abschlussbericht für das folgende Generation von Nuklearingenieuren, da- OPDE-Projekt fertiggestellt [1]. Die Betreiber der mit das Wissen aus früheren Schadensfällen nicht schweizerischen Kernkraftwerke wurden in das durch den Personalwechsel verloren geht. CODAP-Projekt eingebunden. Sie können die elektronische Datenbank abrufen und neue Daten ein- Ausblick tragen. Damit steht den Betreibern eine weitere Ein wichtiger Aspekt des Projektes ist 2013 die wei- Quelle für die Auswertung der internationalen Be- tere Sammlung von Daten, die Validierung der Da- triebserfahrung für die Instandhaltung und Alte- tenbasis und der Aufbau der mit CODAP verbun- rungsüberwachung zur Verfügung. denen Wissens-Datenbank (Knowledge-Database). Die vorhandenen Daten aus OPDE und SCAP-SCC Diese umfasst zusätzliche Angaben, die wesentlich der teilnehmenden Länder wurden in eine neue zum Verständnis von Schädigungsmechanismen gemeinsame CODAP-Datenbank übertragen. Da- sind. Relevante Schadensfälle durch Erosionskorro- zu wurde ein Handbuch erstellt, das sich im sion sind in der Schweiz in den letzten Jahren nicht Wesentlichen an demjenigen des OPDE-Projekts aufgetreten, so dass sich der Beitrag der Schweizer orientiert und die Inhalte der neuen Datenbank Kernkraftwerke hier auf die Beschreibung der definiert. Anders als bisher wird die neue CODAP- wirksamen Instandhaltungspraxis beschränken Datenbank ganz auf einer Internet-Plattform der wird. Die Daten des Projekts sollen in der Schweiz OECD-NEA laufen. Diese geschützte Plattform ist vermehrt zur Beurteilung von Instandhaltungspro- seit Mitte 2012 aufgeschaltet. grammen herangezogen werden. 2012 wurde schwerpunktmässig mit der Samm- lung und Bearbeitung von Schadensfällen durch Literatur Erosionskorrosion (strömungsinduzierte Korrosion) [1] OECD/NEA Piping Failure Data Exchange Project begonnen, die für einige der beteiligten Länder (OECD/NEA OPDE) Final Report, NEA/CSNI/R von grosser sicherheitstechnischer Bedeutung (2012) 16, November 2012. sind. Daneben wurden die aus den Vorgängerda- tenbanken übertragenen Daten überprüft und andere neue Schadensfälle aufgenommen. 1.2.2 OECD CADAK – Cable Ageing Data and Knowledge Project Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Auftragnehmer: OECD-NEA Die aktuelle Version der CODAP-Datenbank um- ENSI-Projektbegleiter: Franz Altkind fasst rund 4400 Datensätze von Schäden an mechanischen Ausrüstungen. Für das ENSI und die Einleitung Schweizer Kernkraftwerke steht mit der Daten- Das OECD-Projekt CADAK beschäftigt sich mit Al- sammlung und der Hintergrundinformation eine terungsphänomenen von elektrischen Kabeln. Es direkte und aktuelle Quelle der internationalen Er- setzt seit Ende 2011 in erweitertem Sinne denjeni- fahrung mit Schadensfällen an (meist klassierten) gen Teil des früheren Projekts OECD SCAP (Stress mechanischen Ausrüstungen zur Verfügung. Diese Corrosion Cracking and Cable Ageing Project) fort, kann unmittelbar angewendet werden zur Beurtei- der sich bereits mit Kabelisolationen beschäftigt lung von hatte. CADAK hat sich zum Ziel gesetzt, die tech- Instandhaltungsprogrammen und -massnahmen nische Basis für die Lebensdauer von klassierten Wiederholungsprüfprogrammen elektrischen Kabeln unter dem Gesichtspunkt von Alterungsüberwachungsprogrammen Unsicherheiten bei den Qualifikationstests, welche Qualifizierungsfehlern für zerstörungsfreie Prü- vor der Erstinbetriebnahme stattfanden, neu zu fungen beurteilen. Damit sollen einerseits die Korrektheit Risikoinformierte Anwendungen in der Instand- der Reserven ermittelt und andererseits Unsicher- haltung heiten abgedeckt werden. Die Ergebnisse sollen in

30 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 einer Datenbank zusammengefasst werden, die Ausblick nicht nur Angaben zu einzelnen Fällen, sondern Für das Jahr 2013 ist geplant, den aktuellen Stand auch Hintergrundwissen enthält (Data and Know- der Überwachung, Forschungsergebnisse und Be- ledge Base). An dem Projekt nehmen Belgien, Ka- triebserfahrungen zu thematisieren. Zudem sind nada, Frankreich, Japan, die Slowakei, Spanien, die noch Fragen bezüglich der Datenbank, vor allem USA und die Schweiz teil. zum Teil Hintergrundwissen, zu klären. Längerfris- tig könnten neben Kabeln eventuell auch andere Projektziele des Berichtjahres alterungsrelevante Komponenten erfasst werden und deren Umsetzung wie zum Beispiel Motoren, Durchführungen, Bat- In einem ersten Schritt ging es bei der Startsitzung terien, Messwertumformer und Thermoelemente. im Frühjahr 2012 darum, den momentanen Stand der beitragenden Länder bei der Überwachung der 1.2.3 OECD ICDE – International Common- Kabelalterung festzuhalten. Zudem wurden bereits Cause-Failure Data Exchange laufende Forschungsaktivitäten im Bereich der Kabelalterung thematisiert. Insbesondere laufen Auftragnehmer: OECD-NEA Studien mit im Einsatz stehenden Kabeltypen, die ENSI-Projektbegleiter: Roland Beutler präzisere Aussagen zur Einsatzdauer der Kabel liefern sollen. Dafür werden teilweise Kabelmuster Einleitung von bestehenden oder stillgelegten Kernkraftwer- Das International Common-Cause-Failure Data Ex- ken verwendet, also Material, welches über einen change (ICDE)-Projekt wird seit 1998 unter der Fe- längeren Zeitraum einer erhöhten Temperatur und derführung der OECD Nuclear Energy Agency be- Strahlung ausgesetzt war. Schwierig ist dabei die trieben. Generelles Ziel dieses Projekts ist die Ermittlung der Daten betreffend Einsatzzeit inklu- Förderung des internationalen Erfahrungsaustau- sive den herrschenden Umgebungsbedingungen sches über sogenannte Common-Cause-Failure- (Strahlung, Temperatur, etc.), mit denen die Vor- (CCF-)Ereignisse. Dies sind Ereignisse, bei denen alterung bestimmt werden kann. Erst auf Basis gleichartige Fehler an mindestens zwei Kompo- dieser kann die eigentliche Forschungsarbeit zur nenten auf Grund einer gemeinsamen Ursache maximalen Lebensdauer unter bestimmten Rand- auftreten. Im Projekt werden Daten zu CCF-Ereig- bedingungen beginnen. In einigen Anlagen wur- nissen von verschiedenen Komponententypen ge- den bereits entsprechende Temperatur-, Feuchtig- sammelt, ausgewertet und die Erkenntnisse in Pro- keits- und Strahlenmessungen installiert. Dies jektberichten veröffentlicht. Zurzeit beteiligen sich ermöglicht eine kontinuierliche Überwachung der am ICDE-Projekt neben der Schweiz zehn weitere Situation und genauere Werte, die in Bezug zum Länder, in denen der Grossteil der weltweiten Alterungsfortschritt gesetzt werden können. Kernkraftwerke betrieben wird. Das Projekt wird durch Beiträge der beteiligten Länder finanziert. Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Projektziele des Berichtjahres In der Schweiz ist ein Alterungsprogramm für klas- und deren Umsetzung sierte Kabel der höchsten sicherheitstechnischen Im Jahr 2012 konnten insbesondere folgende Ar- Einstufung (elektrisch 1E klassiert) etabliert. Mit beiten durchgeführt werden: den Projektergebnissen sollen exaktere Aussagen Datenerfassung: zur Lebensdauer von eingesetzten Kabeln gewon- – Im Berichtjahr wurden weitere Ereignisse in nen werden. Damit können bestehende Modelle die ICDE-Datenbank aufgenommen. Die Da- zur Alterungsüberwachung überprüft und opti- tenbank enthält (Stand Ende September miert werden. Das Projekt hat eine grosse sicher- 2012) 1681 potenzielle oder effektive CCF- heitstechnische Bedeutung, da Kabel wichtige Ereignisse für 11 verschiedene Komponen- Verbindungselemente sind, bei deren Ausfall si- tentypen. cherheitsrelevante Komponenten eventuell nicht – Mit der Datensammlung für den Komponen- mehr zur Verfügung stehen. Die Datenbank kann, tentyp Frischdampf-Absperrventile wurde be- wenn diese eine ausreichende Menge an qualitäts- gonnen. Die Testphase der entsprechenden gesicherten Daten enthält, einen Beitrag für wich- Datenbankerweiterung ist im Gang. tige Fragen des Langzeitbetriebs liefern. Kodierungsrichtlinien: In den sogenannten Kodierungsrichtlinien werden die Anforderun-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 31 gen an die Datenerfassung von spezifischen Ausblick Komponententypen festgelegt. Von Zeit zu Zeit Folgende Ziele sind für das nächste Jahr angesetzt: werden diese Kodierungsrichtlinien überarbei- Ein abschliessender Entwurf des Komponenten- tet. Wie geplant wurde an der Entwicklung der berichts zu Wärmetauschern soll erstellt werden. folgenden Kodierungsrichtlinien gearbeitet: Die Komponentenrichtlinie für die Komponente – Der abschliessende Entwurf der Kodierungs- digitale Leittechnik soll fertiggestellt werden, richtlinie für den Komponententyp Lüfter und die Datensammlung soll beginnen. liegt vor. – Ein erster Entwurf der Kodierungsrichtlinie 1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record für den neuen Komponententyp Digitale Exchange Leittechnik wurde erstellt. – Die generelle Kodierungsrichtlinie (Doku- Auftragnehmer: OECD-NEA ment ICDE CG00-09) zum allgemeinen Vor- ENSI-Projektbegleiterin: Annette Ramezanian gehen bei der Datensammlung wurde im Fe- bruar 2012 veröffentlicht (NEA/CSNI/R Einleitung (2011)12). Das Ziel des Projektes «OECD Fire Incident Record Komponentenberichte: Zu jedem betrachte- Exchange» (OECD FIRE) ist die Erhebung und die ten Komponententyp wird im Rahmen des ICDE- Analyse von Daten zu Brandereignissen in Kern- Projektes ein so genannter Komponentenbericht kraftwerken der OECD-Mitgliedsstaaten. Das Pro- erstellt. Auf Grund der vom ICDE gesammelten jekt soll dazu beitragen, die Ursachen, die Ausbrei- Daten werden darin zum Beispiel die häufigste tung und die Auswirkungen von Bränden besser zu Art der Fehleridentifizierung oder die wesent- verstehen. Es ist zudem darauf ausgerichtet, die lichen Fehlermechanismen von CCF dargelegt. Brandverhütung weiter zu optimieren und die phä- Im Berichtjahr wurden folgende Komponenten- nomenologische und statistische Basis für Probabi- berichte bearbeitet: listische Sicherheitsanalysen (PSA) von Kernkraft- – Die Komponentenberichte zu Kreiselpumpen werken zu verbessern. Die in OECD FIRE entwickelte und zu Steuerstabantrieben wurden veröf- Datenbank steht denjenigen Staaten zur Verfü- fentlicht. gung, die Daten beisteuern. Derzeit sind dies – der Komponentenbericht zu Wärmetau- Deutschland, Finnland, Frankreich, Japan, Kanada, schern wurde weiterentwickelt. Niederlande, Schweden, Schweiz, Spanien, Südko- Die im Rahmen des ICDE-Projektes im Jahr 2012 rea, Tschechien und die USA. gesammelten und ausgewerteten Erfahrungen be- züglich CCF-Ereignissen lieferten keinen Anlass, Projektziele des Berichtjahres Massnahmen in den schweizerischen Kernkraft- und wichtige Ergebnisse werken zu ergreifen. Das Budget für das Jahr 2012 Planmässig wurden im Jahr 2012 Daten zu weite- wurde eingehalten. ren Brandereignissen sowie Daten für die Bestim- mung komponentenbezogener Brandeintrittshäu- Bedeutung des Projekts, figkeiten gesammelt. Die Datenbank enthält Beitrag zur nuklearen Sicherheit nunmehr 415 Brandereignisse. CCF-Ereignisse haben ein hohes Schädigungs- Der Bericht (Topical Report) zu hochenergetischen potenzial, denn sie können die Funktion mehrerer Lichtbögen wurde fertiggestellt. Er weist aus, dass redundanter Stränge eines Sicherheitssystems be- etwa 10% der in der OECD FIRE Datenbank ge- einträchtigen. Im Rahmen des ICDE-Projektes wer- sammelten Brandereignisse auf hochenergetische den CCF-Ereignisse über längere Zeiträume ge- Lichtbögen zurückzuführen sind. Solche Lichtbö- sammelt und ausgewertet, um die Ursachen besser gen treten typischerweise bei Komponenten auf, zu verstehen und um mögliche Massnahmen zur die mit höheren Spannungen arbeiten. Ursache Verhinderung oder zur Eingrenzung der Auswir- des Auftretens eines solchen Lichtbogens war in kungen zu ergreifen. Die ausgewerteten Ereignisse der überwiegenden Anzahl der Fälle technisches können zudem für die Quantifizierung der Wahr- Versagen, in wenigen Fällen auch menschliche scheinlichkeit von CCF, wie sie für die probabilis- Fehlhandlungen. Teilweise riefen die hochenergetischen Sicherheitsanalysen (PSA) benötigt wird, tischen Lichtbögen Schäden hervor, die über den genutzt werden. Umfang typischer Brandeffekte hinausgehen. Dies ist insbesondere auf den mit ihnen einherge-

32 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 henden extrem schnellen Druckanstieg zurückzu- sollen eine Grundlage für weitere Topical Reports führen, der zu einem Versagen von Brandtüren bilden. Es ist jedoch nicht zu erwarten, dass diese oder anderen Schutzelementen führen kann. Im 2013 fertiggestellt werden. Das langfristige Ziel Rahmen der Sitzungen informierten die USA über der Bestimmung komponentenbezogener Brand- ein von ihnen geplantes umfassendes Testpro- Eintrittshäufigkeiten wird weiter verfolgt. gramm zu diesem Thema. Damit wurden die Projektziele für 2012 erreicht. Das Budget wurde eingehalten. 1.3 Externe Ereignisse

Bedeutung des Projekts, Neben den Schäden, die durch Ereignisse inner- Beitrag zur nuklearen Sicherheit halb eines Kernkraftwerks entstehen können, be- Das Committee on the Safety of Nuclear Installa- rücksichtigen die Sicherheitsanalysen für Kern- tions (CSNI) führte eine Untersuchung zum Rei- kraftwerke auch Ereignisse, die eine Anlage von fegrad der probabilistischen Brandanalysen für aussen treffen können. Das ENSI unterstützt in die- Kernkraftwerke durch. Basierend auf einer Um- sem Bereich internationale Projekte zu den Auswir- frage in den Kernenergie produzierenden OECD- kungen von Erdbeben und Flugzeugabstürzen auf Mitgliedsstaaten wurde das Sammeln zuverlässiger die Tragwerke von sicherheitsrelevanten Gebäu- Brandereignisdaten als einer der wichtigsten den. Weil dabei aufwändige Experimente und Si- Punkte zur Weiterentwicklung der Brandanalyse mulationen durchgeführt werden, ist die länder- identifiziert. In der Folge beschloss das CSNI, das übergreifende Zusammenarbeit wichtig. Zugleich Projekt OECD FIRE zu initiieren. Da Brandereignisse wird der Erfahrungsaustausch zwischen den in Kernkraftwerken sehr selten sind, war ein Zu- Ländern gefördert. Speziell auf die Schweizer Ver- sammenschluss auf internationaler Basis zwingend hältnisse zugeschnitten sind schliesslich die Ex- notwendig. In der Schweiz unterhalten alle vier pertengruppe Starkbeben des Schweizerischen Kernkraftwerk-Betreiber eine werkspezifische Erdbebendienstes SED und die Plattform Extremer- Brand-PSA. Diese Analysen sind, wie die gesamte eignisse PLATEX. PSA, regelmässig zu aktualisieren und dem Stand der Technik anzupassen. Sowohl für diese Weiter- entwicklung der Brand-PSA als auch für deren 1.3.1 IRIS_2012 – Tragwerksverhalten von Überprüfung durch das ENSI ist eine belastbare, Stahlbetonwänden bei Anprallasten auf realen Brandereignissen basierende Datenbasis wichtig. Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge- nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler & Ausblick Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Die Daten zu neu auftretenden Brandereignissen Zürich sollen weiterhin laufend erhoben und die Daten- ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger bank soweit möglich durch weitere Brandereig- nisse aus der Vergangenheit ergänzt werden. Fer- Einleitung ner sollen jährlich im Rahmen der Projektsitzungen Das Projekt beschäftigt sich mit den Berechnungs- konkrete Auswertungen der Datenbank festgelegt methoden (Computerprogramme, vereinfachte werden. Diese sollen nicht nur Fragestellungen der Modelle, empirische Formeln) für das Tragwerks- teilnehmenden Länder beantworten, sondern da- verhalten von Stahlbetonstrukturen unter stossar- rüber hinaus weitere Länder motivieren, dem Pro- tigen Einwirkungen und leistet damit einen Beitrag jekt beizutreten, Brandereignisdaten beizusteuern zur Behandlung des Lastfalles Flugzeugabsturz. und von der Datenbank zu profitieren. In Anbe- Der Titel dieses Projekts lautet «Improving Robust- tracht der geringen Anzahl neuer Brandereignisse ness Assessment Methodologies for Structures Im- kommt dieser Möglichkeit, die Datenbasis zu ver- pacted by MissileS», kurz IRIS_2012. breitern, eine grosse Bedeutung zu. Das Ziel dieses Projektes ist es, Leitlinien und geeig- Im Jahr 2013 sind als nächste Auswertungen der nete Methoden zur Bewertung der Integrität von OECD FIRE Datenbank die Themen «Brandursa- Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Einwir- chen» und «Kombinationen von (sowohl abhän- kungen zu entwickeln bzw. vorhandene Metho- gigen als auch unabhängigen) auslösenden Ereig- den zu validieren. Das Projekt ist das Folgeprojekt nissen» vorgesehen. Die genannten Auswertungen von IRIS_2010 (vgl. Erfahrungs- und Forschungs-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 33 bericht ENSI 2011) und greift auf verfügbare Daten Durchstanzens des Projektils durch die Beton- der 2010 durchgeführten Impact-Versuche im patte dargestellt. Die Restgeschwindigkeiten «VTT Technical Research Centre» in Finnland zu- nach Durchstanzen der Platte ergaben sich zu rück. Neue Versuche waren im Rahmen von 43–58 m/s in zufriedenstellender Übereinstim- IRIS_2012 nicht vorgesehen, sondern es sollte den mung mit dem Messwert 34 m/s, zumal diese im Teilnehmern von IRIS_2010 und neu hinzukom- Parallelversuch P2 mit gleichen Versuchsparame- menden Fachteams die Gelegenheit gegeben wer- tern 45 m/s betrug. den, die bei IRIS_2010 blind vorberechneten Es wurden Sensitivitätsstudien mit Variation der Versuche mit einem von den Organisatoren vor- wesentlichen Parameter sowie Berechnungen gegebenen eindeutigen Satz von Materialkenn- mit vereinfachten Modellen durchgeführt . werten noch einmal zu berechnen und die Über- Die dynamisch nicht-linearen Strukturberechnun- einstimmung mit den Testresultaten zu verbessern. gen des Teams ENSI/SPI/B&H/Principia zeigten Durch die Klärung der genauen Materialkenn- durchweg eine gute Übereinstimmung mit den werte sollten die Unsicherheiten reduziert werden. Messergebnissen. Beim Biegetragversuch B1 Das ENSI hatte bereits aktiv am Benchmark-Projekt konnte ausserdem gezeigt werden, dass stark ver- IRIS_2010 teilgenommen, und hat beim Projekt einfachte Berechnungen mit einem Zweimassen- IRIS_2012 mit Unterstützung der Experten Stan- schwinger zu guten und auf der sicheren Seite lie- genberg und Partner Ingenieur-GmbH (SPI), Bo- genden Resultaten führen können, was erste chum, Deutschland, Basler & Hofmann AG (B&H), Abschätzungen des Tragverhaltens von Stahlbe- Zürich und Principia, Ingenieros Consultores S.A., tonstrukturen bei extremen Anpralllasten wie Flug- Madrid, Spanien, teilgenommen. Insgesamt haben zeugabsturz ohne aufwändige Berechnungen er- 26 Fachteams aus 11 Ländern (aus Europa, USA, laubt. Kanada, Japan und Südkorea) Berechnungen durchgeführt und ins Projekt eingegeben. Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Projektziele des Berichtjahres Mit dem Projekt IRIS_2012 der OECD kann ein ak- und deren Umsetzung tueller Überblick zum Stand von Wissenschaft und Im Berichtjahr wurden die folgenden, von der Technik für die Berechnungsmethoden in Bezug federführenden OECD vorgegebenen Arbeiten auf die Einwirkung Flugzeugabsturz erarbeitet durchgeführt: werden. Die Validierung der Berechnungsmodelle Simulation von einaxialen und dreiaxialen Beton- fördert eine realistischere Abschätzung von Versa- druckversuchen und von Beton-Spaltzugversu- gensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven. chen zur Kalibrierung der Materialmodelle in Das ENSI festigte durch die Teilnahme an diesem den Rechenprogrammen (Principia). Projekt das Know-How zur Sicherheitsbeurteilung Nachrechnung des VTT-Versuches B1 mit domi- der Kernanlagen bei Flugzeugabsturz und anderen nierendem Biegetragverhalten infolge Weichge- stossartigen Einwirkungen wie zum Beispiel Last- schossaufprall (flexural test) (SPI/B&H). Beispiel- absturz. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Si- haft hierzu sind in Abbildung 3 rechnerisch cherheit der Kernanlagen geleistet. ermittelte Stahldehnungen für zwei Variationen der Lastfunktionen (Lastfunktionen 1 und 2 Ausblick siehe Erfahrungs- und Forschungsbericht ENSI Das Projekt IRIS_2012 wurde mit einem Workshop 2011) sowie Auflagerkräfte im Vergleich zu den in Ottawa (Kanada) im Oktober 2012 beendet. Die Messwerten angegeben. Die Kurve «simply sup- OECD wird noch einen Abschlussbericht auf Basis ported» bei den Auflagerkräften bezieht sich auf der Berichte der Teilnehmer erstellen. Die OECD den Fall einer gelenkig gelagerten Platte ohne plant ein weiteres Folgeprojekt, das so genannte die stützende Stahlrahmenstruktur. Abbildung 4 Projekt IRIS_2014. Schwerpunkt dieses Projektes zeigt eine von Principia ergänzend durchge- sollen Versuche zu induzierten Erschütterungen führte Simulation der Projektilverformung. beim extremen Anprall auf Stahlbetonstrukturen Nachrechnung des VTT-Versuches P1 mit ausge- sein, die voraussichtlich wieder bei VTT in Finnland prägtem Durchstanztragverhalten in Form von stattfinden werden. Hartgeschoss-Penetration/Perforation (punching Das ENSI beabsichtigt, sich mit Unterstützung sei- test) (Principia). Beispielhaft hierzu ist in Abbil- ner Bauexperten SPI, B&H und Principia auch am dung 5 der rechnerische Zustand während des Folgeprojekt IRIS_2014 zu beteiligen, um einerseits

34 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 weiterhin den Kontakt und fachlichen Austausch Abbildung 3: VTT Biegetragversuch mit den weltweit führenden Experten auf dem Ge- B1, Zeitverläufe von biet der Analyse von extremen Anpralllasten auf Stahldehnungen (links) Stahlbetonstrukturen zu behalten und andererseits und Auflagerkräften (rechts). Quelle: SPI das Know-how zur Beurteilung der Sicherheit der Kernanlagen gegen Flugzeugabsturz weiter zu pflegen und zu verbessern. Das Team ENSI/SPI/ B&H/Principia wird die Arbeiten zum Hartstossver- such aus dem Projekt IRIS_2012 auf der 22. SMiRT- Konferenz im August 2013 in San Francisco vorstellen, nachdem die Arbeiten zum Weichkör- perstoss bereits auf der 21. SMiRT-Konferenz 2011 in Neu-Delhi vorgestellt worden waren.

Abbildung 4: VTT Biegetragversuch B1, Verformungszu- stand des Projektils Model nach dem Versuch. Quelle: SPI

Test

Abbildung 5: VTT Durchstanzversuch P1, Verformungszu- stand während des Durchstanzvorganges. Quelle: SPI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 35 1.3.2 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf aren Aufsichtsbehörden berät. VTT und STUK (Auf- Stahlbetonstrukturen sichtsbehörde Finnland) starteten das Projekt IMPACT im Jahr 2003. Im Rahmen der Folgepro- Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge- jekte IMPACT I (2006 bis 2008) und IMPACT II nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler & (2009 bis 2011) schlossen sich auch ausländische Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Partner an. Zürich ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger Projektziele des Berichtjahres Bericht der Forscher in Anhang A und deren Umsetzung Die Versuche zum Durchstanzverhalten erfolgten Einleitung mit harten Anprallkörpern («hard missile impact»), Das 2012 gestartete Projekt IMPACT III («Impact of welche vor allem das Eindring- und Durchstanzver- an aircraft against a structure») wird vom «VTT halten von Triebwerken oder anderer kompakter Technical Research Centre» (Finnland) organisiert Flugzeugteile (grosse harte Masse, kleine Auftreff- und hat eine Laufzeit von 2012 bis 2014; es be- fläche) repräsentieren, die Versuche zum Biege- schäftigt sich ebenso wie das Projekt IRIS_2012 tragverhalten und zum Studium des kombinierten grundsätzlich mit dem Tragwerksverhalten von Biege-/Durchstanztragverhaltens erfolgten mit re- Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Einwir- lativ weichen Anprallkörpern («soft missile im- kungen, wobei bei diesem Projekt der Schwer- pact») und simulieren das Verhalten eines Flug- punkt auf der Durchführung von Impact-Versu- zeugrumpfs oder -flügels. Die Versuchskörper chen mit Variation zahlreicher Versuchsparameter bestanden in allen Fällen aus quadratischen Beton- liegt. Es werden neben dem Tragverhalten der platten mit 2 m Seitenlänge und 0,15 m (F-Series) Stahlbetonstrukturen auch die Einflüsse anderer bzw. 0,25 m (P-Series, X-Series) Plattendicke. Die Parameter wie im anprallenden Projektil vorhan- Anprallkörper hatten Massen von rund 50 kg und dene Flüssigkeiten, Vorspannung und Liner sowie Anprallgeschwindigkeiten von etwa 110 m/s bis die Weiterleitung von Erschütterungen untersucht. 165 m/s. Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da- Im Berichtjahr nahmen das ENSI und SPI an zwei ten und Informationen zu physikalischen Phäno- Workshops und so genannten Technical-Advisory- menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe- Group (TAG)-Meetings teil (11.–13. Juni und 12.– tonstrukturen zu erarbeiten. Im Rahmen von 14. Dezember in Finnland). Dabei wurden von IMPACT III wurden 2012 neun Versuche bei VTT in ENSI, SPI und B&H einerseits «blinde» Vorberech- Finnland durchgeführt. Das Versuchsprogramm nungen sowie Nachberechnungen zu je zwei IM- umfasste sechs Versuche zum Studium des Durch- PACT-Versuchen mit Biegetragverhalten (Versuche stanzverhaltens in Form von Hartgeschoss-Pene- F1, F2) und mit kombiniertem Verhalten Biegung/ tration/Perforation (Punching tests, P-Series), einen Durchstanzen (Versuche X1, X2), und andererseits Versuch zum Studium des Biegetragverhaltens in- Vorstudien für einen Versuch zur Bestimmung der folge Weichgeschoss-Anprall (Flexural test, F-Se- Erschütterungsweiterleitung (Versuch V1) durchge- ries) und zwei Versuche zum Studium des kombi- führt und präsentiert. Zur Illustration werden hier nierten Biege-/Durchstanztragverhaltens infolge folgende graphische Darstellungen angeführt: Weichgeschoss-Anprall (combined bending and Abbildung 6 zeigt beispielhaft für den Biegetrag- punching tests, X-Series). versuch F1 Zeitverläufe von verwendeten Stoss- Das ENSI hatte sich 2011 entschieden, aktiv am last-Zeit-Funktionen im Vergleich zu den Kraft- Projekt IMPACT III teilzunehmen und wird von den messungen eines «Force Plate Tests» sowie Bauexperten Stangenberg und Partner Ingenieur- Stahldehnungen an der Plattenrückseite. Beim GmbH (SPI), Bochum, Deutschland und Basler & (noch nicht durchgeführten) Versuch F2 soll eine Hofmann AG (B&H), Zürich, unterstützt. Im IM- wie F1 ausgebildete Versuchsplatte (Versuch F2a) PACT-Projekt arbeiten 10 Teams aus 7 Ländern im vorgeschädigten Zustand noch einmal be- (Deutschland, Finnland, Frankreich, Kanada, UK, schossen werden (Versuch 2b). Vorberechnun- USA, Schweiz) mit. Von den Ländern Finnland, Ka- gen hierzu ergaben etwa doppelte zu erwar- nada, UK, USA, Schweiz sind die nuklearen Auf- tende Verformungen und Dehnungen beim sichtsbehörden direkt vertreten. Aus Deutschland Beschuss der vorgeschädigten Platte. ist die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsi- Zum Test X1 mit kombiniertem Verhalten Bie- cherheit (GRS) beteiligt, die die deutschen nukle- gung / Durchstanzen ist in Abbildung 7 eine Ver-

36 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 formungsfigur der Platte zum Zeitpunkt 10,4 ms, Ausblick dem Zeitpunkt der maximal auftretenden Verfor- Das Projekt IMPACT III läuft wie erwähnt bis Ende mung dargestellt (Rechenwert 27,7 mm, Mess- 2014. Im Sommer 2013 soll ein neuer Versuchsauf- wert ca. 26 mm). Es ist erkennbar, dass sich in bau in einer neuen Halle erfolgen, der Versuche mit Plattenmitte über das reine Biegtragverhalten Betonplatten 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100 kg hinaus ansatzweise ein Stanzkegel ausbildet. Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlauben Im Versuch X2 mit reduzierter Schubbewehrung wird. Der Bearbeitungsschwerpunkt des Teams ergab sich ein ähnliches Bild. ENSI/SPI/B&H wird einerseits bei weiteren Tests mit In Abbildung 8 ist eine Vorstudie zum Erschütte- rungs-Weiterleitungs-Test V1 mit dem Prinzip der Ermittlung der Weiterleitung induzierter Erschüt- Abbildung 6: Biegetragversuch F1, terungen sowie einer der untersuchten Modell- Zeitverläufe der Stoss- varianten illustriert. last-Zeit-Funktionen (links) und Stahldeh- nungen an Platten- Bedeutung des Projekts, rückseite (rechts). Beitrag zur nuklearen Sicherheit Quelle: SPI Mit dem Projekt IMPACT III wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsmethoden in Bezug auf die Ein- wirkung 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 Pro- jekt das Know-How zur Auslegung der Kernanla- gen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regelmässiger Austausch zu dieser Thematik mit den Experten und nuklearen Aufsichtsbehörden anderer Länder. Damit wird ein wesentlicher Bei- trag zur Sicherheit der Kernanlagen geleistet.

Abbildung 7: 0.68 2.71 1.35 3.38 0.68 Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ 8.12 Durchstanzen, Verfor- 10.83 mungen über die Platte zum Zeitpunkt der 15.57 maximalen Verfor- 18.96 mung. Quelle: SPI 23.02 27.70

Abbildung 8: Vorstudie zum «Induced Vibration Test» V1, Prinzip der Ermittlung induzierter Erschütte- rungen (links), Beispiel eines Vorschlages für ein Testmodell (rechts). Quelle: SPI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 37 dem für die Praxis der Auslegung gegen Flug- pertengruppe zusammen mit dem SED angepasst zeugabsturz sehr wichtigen Fall des Weichgeschoss- und den Fokus auf die Thematik der geologischen anpralls liegen, bei dem die Grenztragfähigkeit an- Tiefenlagerung verstärkt. Die Anpassung des For- nähernd ausgeschöpft wird – sowohl bzgl. Biegung schungsplanes erfolgte mit dem Beginn des 3. Ver- als auch bzgl. des durch die Querkraftbewehrung tragsjahres im Sommer 2012. abzusichernden Durchstanzens. Andererseits ist aufgrund der im Workshop Dezember 2012 von Projektziele des Berichtjahres ENSI und SPI vorgestellten umfangreichen Vorstu- und deren Umsetzung dien zum Induced Vibration Test V1 beschlossen Der Schwerpunkt der Forschung bleibt weiterhin worden, dass das ENSI die Federführung für die Pla- die Verbesserung der regionalen und lokalen nung dieses Versuches übernehmen soll. Erdbebengefährdungs-Abschätzung an den exi- Das ENSI beabsichtigt, im Jahr 2013 die Experten stierenden Standorten von Kernanlagen sowie in Principia, Ingenieros Consultores S.A., Madrid, den vorgeschlagenen Standortgebieten für geolo- Spanien, für Analysen mit komplexer Software zu gische Tiefenlager. Dabei geht es um folgende The- Durchstanzversuchen und zur Ermittlung von Last- men: funktionen aus dem Weichkörperanprall ins Team 1. Eine umfassende Beschreibung der Abminde- aufzunehmen. Principia vertritt die Firma Simulia in rung der seismischen Energie mit zunehmender Spanien und vertreibt in dieser Funktion das kom- Distanz zum Erdbebenherd; plexe FE-Programm ABAQUS und leistet auch Sup- 2. Die Entwicklung von Modellen für die Verstär- port dafür. Die Experten von Principia waren bereits kung der Bodenbewegungen; beim Projekt IRIS_2012 beteiligt worden. Das Team 3. Das Verständnis der Phänomene der seismischen ENSI/SPI/B&H wird die Arbeiten zu den Versuchen Wellenausbreitung in heterogenen, nichtline- X1 und X2 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ aren Medien sowohl an der Erdoberfläche wie Durchstanzen und seine Bedeutung für die Praxis auch in Tiefen unter der Erdoberfläche, welche der Auslegung gegen Flugzeugabsturz auf der 22. für geologische Tiefenlager relevant sind (300– SMiRT-Konferenz im August 2013 in San Francisco 900 m); vorstellen. 4. Alternative Modelle zur Bestimmung der Erdbe- bengefährdung in der Schweiz; 1.3.3 Expertengruppe Starkbeben 5. Die Beteiligung an der Aufarbeitung des histo- rischen Erdbebenkatalogs, um kontinuierlich die Auftragnehmer: Schweizerischer Erdbebendienst, Datengrundlage für die Erdbebengefährdungs- ETH Zürich Abschätzung zu verbessern. ENSI-Projektbegleiter: Thomas van Stiphout Die wichtigsten Ergebnisse aus der Arbeit der Ex- Bericht der Forscher in Anhang A pertengruppe Starkbeben werden nachfolgend er- läutert. Einleitung Die Modellierung der Bodenbewegung an einem Die Expertengruppe Starkbeben des Schweize- Standort aufgrund eines Erdbebens erfolgt in zwei rischen Erdbebendienstes (SED) beschäftigt sich mit Schritten. Der erste Schritt sind sogenannte Ground aufsichtsgerichteten erdbebenspezifischen For- Motion Prediction Equations (GMPEs), welche die schungsthemen und der Datenaufarbeitung dazu. Abminderung der seismischen Energie mit der Dis- Übergeordnetes Ziel der Forschungstätigkeit ist der tanz zum Erdbebenherd beschreiben. Der zweite Erhalt und die Erweiterung von fach- und stand- Schritt sind empirische Modelle, welche die Ver- ortspezifischem Wissen, sowie das Verfolgen neuer stärkung der Bodenbewegungen durch lokale Erkenntnisse in der Erdbebenforschung. Die Exper- Standorteigenschaften des Untergrundes beschrei- tengruppe steht ausserdem bei der Erarbeitung ben. Beide Elemente sind wichtig für die aktuellen erdbebenrelevanter Teile von ENSI-Richtlinien und probabilistischen Verfahren zur Ab schätz ung der internationalen Dokumenten zur Verfügung. Erdbebengefährdung (Probabilistic Seismic Hazard Seit Juli 2010 sind zwei Vollzeitstellen mit einer Assessement – PSHA). Daher verfolgt die Experten- Laufzeit von jeweils vier Jahren durch das ENSI fi- gruppe Starkbeben für das ENSI die neuesten Ent- nanziert. Aufgrund der Sistierung der neuen Kern- wicklungen, wobei Modelle analysiert, validiert kraftwerkprojekte und dem politischen Entscheid und teilweise weiterentwickelt wurden. Die er- zum Ausstieg aus der Kernenergie hat das ENSI den folgte Implementierung und Dokumentation der Forschungsinhalt und die Forschungsziele der Ex- im PRP (PEGAGOS Refinement Project, Forschungs-

38 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 projekt von swissnuclear) verwendeten Modelle er- Erdbebengefährdungs-Analysen werden die seis- möglicht der Expertengruppe Starkbeben nun, mischen Quellregionen durch diffuse Seismizität diese effizient und eigenständig anzuwenden. Ne- repräsentiert, welche fast ausschliesslich auf statis- ben den globalen GMPEs (Modelle, welche mehr- tischer Auswertung von instrumentellen und histo- heitlich auf global erhobenen Datensätzen basie- rischen Daten basiert. In diesem Teilprojekt lag der ren) entwickelt und testet die Expertengruppe Fokus auf der verbesserten Beschreibung der Starkbeben auch das Swiss Stochastic Ground-Mo- geologischen Strukturen, dem Verständnis zum Zu- tion Prediction Model; dies ist ein Abminderungs- sammenhang zwischen Spannung und Verfor- modell, das nur auf dem in der Schweiz vorhan- mung in der Erdkruste und der Erdbebengrössen- denen Datensatz basiert und damit die hiesigen verteilung. Zudem konnten erste Erfahrungen mit geologischen Bedingungen und Beobachtungen der Einbindung von vorliegenden A-priori-Informa- am besten repräsentiert. Mit der aktiven Forschung tionen über Brüche und Störungszonen, z. B. aus auf diesem Gebiet verbessert die Expertengruppe reflexionsseismischen Messungen, in die Verfahren Starkbeben das Verständnis bezü glich der Unsi- zur Abschätzung der Erdbebengefährdung gewon- cherheiten und der Sensitivitäten der Modelle. nen werden. Um zukünftige Entwicklungen im Bereich der Erd- Ein weiteres Ziel ist, das Wissen über physikalische bebengefährdungs-Analyse abzuschätzen, unter- Grenzen der Bodenbewegungen von Sedimenten sucht die Expertengruppe Starkbeben die Voraus- und Fels zu verbessern und somit langfristig die Un- setzung für den Übergang von der probabilistischen sicherheiten in den Gefährdungsanalysen besser zu zur rein Physik-basierten (nur auf Geologie und verstehen. Zu diesem Zweck forscht die Experten- physikalischen Prozessen beruhenden) Erdbeben- gruppe Starkbeben an der Modellierung von kom- gefährdungs-Analyse. Diese könnte nach Ab- plexen und nichtlinearen Wellenausbreitungsphä- schluss des PRP eine tragende Rolle übernehmen. nomenen. Im vergangenen Jahr wurden in diesem In den aktuellen in der Schweiz angewendeten Teilprojekt verschiedene 2D- und 3D-Programme

Abbildung 9: Simulierte plastische Scherverformung im Gestein als Folge eines Erdbebens der Magnitude 7.2 auf einer vertikalen, ebenen Verwerfung (Blattverschiebung). Quelle: SED.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 39 implementiert und mittels bestehenden und neuen verfahren und der zukünftigen Erstellung von Daten aus Feld- und Labormessungen kalibriert Oberflächen- und Untergrundanlagen zur geolo- und getestet. Die Arbeiten verbessern kontinuier- gischen Tiefenlagerung stärker berücksichtigt. Der lich das wichtige Prozessverständnis, wie die seis- zukünftige Forschungsplan umfasst folgende 5 mische Energie in Bodenbewegung umgesetzt Teilprojekte: wird (siehe Abbildung 9). Zukünftig ermöglicht ein Bodenbewegungs-Abminderungsmodelle und verbessertes Prozessverständnis auch, die determi- Erd bebenskalierung nistische Bestimmung von Bodenbewegungen Modellierung komplexer Wellenausbreitungs- durch bisher in der Schweiz nicht beobachtete Phänomene und nichtlineares Verhalten starke Erdbeben mit langen Wiederkehrperioden Historische Seismologie zu verfeinern. Innovative Ansätze zur Charakterisierung von Unter dem neuen Teilprojekt Geologische Tiefen- seismogenen Quellregionen in der Schweiz lager erarbeitet die Expertengruppe Starkbeben Geologisches Tiefenlager zusammen mit dem ENSI die Anforderungen an Im Verlaufe des Jahres 2013 wird zudem über eine geo logische Tiefenlager bezüglich seismischer Si- Verlängerung des Forschungsprojekts ab Mitte des cherheit. In einem ersten Schritt wurden dazu die Jahres 2014 zu diskutieren sein. Gefähr dungsbilder für geologische Tiefenlager definiert. Unter diesem Aspekt beteiligte sich die Ex- 1.3.4 IAEA-KARISMA – Tragwerksverhalten pertengruppe Starkbeben im Herbst in Paris an des KKW Kashiwazaki-Kariwa beim einem internationalen Workshop der IRSN (Institut Erdbeben vom 16. Juli 2007 de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire) zum Thema «Earthquake Impact on Fracturing and Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Ingeni- Groundwater Flows». eur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich Bedeutung des Projekts, ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger Beitrag zur nuklearen Sicherheit Die Erfahrungen der vergangenen Jahre haben Einleitung bekräftigt, dass die Erdbebengefährdung im Zu- Das Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa in Japan sammenhang mit der nuklearen Sicherheit ein wurde am 16. Juli 2007 von einem Erdbeben, dem wichtiges Thema darstellt. Mit den von der Exper- sog. Niigataken-chuetso-oki earthquake (NCOE) tengruppe Starkbeben durchgeführten Arbeiten der Magnitude 6.6 erschüttert. Wegen der gerin- wird angestrebt, das Fachwissen aus dem 2013 aus- gen Distanz von 16 km zum Epizentrum und dank laufenden PRP zu erhalten und weiter zu entwi- der guten seismischen Anlageninstrumentierung ckeln. Ergebnisse aus den Forschungsarbeiten zur steht vom Hauptstoss und von den zahlreichen Abminderung von seismischen Wellen im Unter- Nachstössen des Erdbebens eine umfangreiche Da- grund und zu Standorteinflüssen sind zum Teil be- tenbasis zur Verfügung. Am Standort wurden in reits im PRP berücksichtigt worden. Bohrlöchern und in den Bauwerken Aufzeich- Die Forschungsbereiche zu alternativen Ansätzen in nungen registriert. Im Rahmen ihres Extra Budge- der Erdbebengefährdungs-Berechnung beschäfti- tary Project on Seismic Safety of Existing Nuclear Po- gen sich mit Simulationen, die nur auf der Geologie wer Plants koordiniert die IAEA die Studie KARISMA und pysikalischen Prozessen beruhen. Diese liefern (KAshiwazaki-Kariwa Research Initiative for Seis- wichtige Randbedingungen und neue Erkenntnisse mic Margin Assessment). Mit diesem Projekt wird für zukünftige Gefährdungsabschätzungen für das Verhalten des im Baugrund tief eingebetteten Kernanlagen inklusive geologischen Tiefenlagern. Reaktorgebäudes von Block 7 und ausgewählter Einrichtungen analysiert. Dabei werden die Ergeb- Ausblick nisse von in der Praxis üblichen Modellrechnungen Die Themenbereiche des 2013 zu Ende gehenden mit den gemessenen Daten verglichen. Ferner erfol- PRP werden weiterhin fachlich verfolgt. Danach gen nichtlineare Tragfähigkeitsberechnungen mit wird die Expertengruppe das ENSI zu Fragen bis zur 6fachen Last des NCOE in 155 m Tiefe zur Er- der Erdbebengefährdung beraten. Mit der neuen mittlung der Auslegungsreserven des Reaktorge- Ausrichtung der Forschungstätigkeit der Experten- bäudes. Durch das Projekt können wertvolle Er- gruppe Starkbeben werden nun die Fragestel- kenntnisse über die vorhandene Erdbebensicherheit lungen im Zusammenhang mit dem Sachplan- bestehender Kernkraftwerke gewonnen werden.

40 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Das ENSI hatte seit 2010, zunächst gemeinsam mit chen NCOE-Erregung. Es ergaben sich für diese dem beauftragten Bauexperten Basler & Hofmann Laststufe Stockwerksverschiebungen bis zu AG (B&H), dann ab 2011 auch mit den Bauexper- 0,6% H (H = Bauwerkshöhe) entsprechend einer ten Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH standsicheren Struktur mit begrenztem Scha- (SPI), Bochum, Deutschland als weiterem Partner densbild (Grenzzustand B nach ASCE/SEI 43-05). aktiv am Projekt KARISMA teilgenommen. Insge- samt hatten 28 Fachteams aus 11 Ländern (aus Eu- ropa, USA, Kanada, Japan und Südkorea) Berech- Abbildung 10: nungen durchgeführt und ins Projekt eingegeben. Ermittlung der «Perfor- Das Team ENSI/SPI/B&H beteiligte sich an diesem mance Points» unter 6-facher Erdbebenlast Projekt (Teil Bauwerksverhalten) auch deshalb, um NCOE bei –155 m, mit Zugang zur umfangreichen und wertvollen Daten- Berücksichtigung der grundlage und zu den Analysen anderer Organisa- Boden-Bauwerk-Wech- selwirkung, x-Richtung tionen zu erhalten. Zudem soll der internationale (links), y-Richtung Erfahrungsaustausch gefördert werden. (rechts). Quelle: SPI

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung Im Berichtjahr erfolgten die Ermittlung der Trag- werksreserven des Reaktorgebäudes mittels nicht- linearer dynamischer Berechnungen bei stufen weiser Steigerung der Erdbebenlast bis zum sechsfachen der Beschleunigung am Bezugshorizont –155 m durch den Bauexperten SPI sowie die Erstellung des Schlussberichtes des Teams ENSI/SPI/B&H. Bei den dynamischen Strukturberechnungen wurden die fol- Abbildung 11: genden Berechnungsergebnisse ermittelt: Max. Stahldehnungen Statisch-nichtlineare Last-Verformungs-Kurven der Aussenwände Achsen RA (links) und (Push over-Kurven) bei Annahme einer Festein- RG (rechts) in ‰ unter spannung des Reaktorgebäudes und bei Berück- 6facher Erdbebenlast sichtigung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung. NCOE bei -155 m. Quelle: SPI ADRS (Acceleration Displacement Response Spectra), Kapazitätsspektren (capacity curves) und «Performance Points» bei Annahme einer Festeinspannung des Reaktorgebäudes und bei Berücksichtigung der Boden-Bauwerk-Wechsel- wirkung, siehe Beispiel in Abbildung 10. Die «Performance Points» ergeben sich iterativ als Schnittpunkte des aus einer nichtlinearen Push- over-Berechnung abgeleiteten Kapazitätsspek- trum mit dem nichtlinearen ADRS gleicher Dukti- lität μ. Ermittlung des Grenzzustandes der Tragfähigkeit des Reaktorgebäudes («Margin Determina- tion»), dabei Steigerung der Erdbebenlast bis zum 6-fachen des auf die Tiefe –155 m umgerechneten Signals des Erdbeben-Hauptstosses (NCOE). Abbildung 11 zeigt beispielhaft hierfür Stahldehnungen zweier Aussenwände des Reak- torgebäudes für diese Laststufe, die tolerierbare Werte aufweisen. Ermittlung der relativen Stockwerksverschie- bungen als Schädigungsindikatoren bis zur 6-fa-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 41 Ermittlung der sog. HCLPF-Werte (High Confi- 1.3.5 PLATEX – Plattform Extremereignisse: dence of Low Probability of Failure). Für die Ge- Studie zur Hochwassergefährdung samtstandsicherheit des Reaktorgebäudes ergab sich ein HCLPF-Wert von 2,2 g bezogen auf die ENSI-Projektbegleiter: Ralph Schulz Erregung am Fels bei –155 m entsprechend etwa der 3-fachen NCOE-Erregung. Einleitung Mit dem Ziel, kohärente Grundlagen im Bereich der Bedeutung des Projekts, Naturgefahren zur Beurteilung der Risiken für Bau- Beitrag zur nuklearen Sicherheit ten, Anlagen und kritische Infrastrukturen bereit- Das ENSI sieht vor allem den folgenden Nutzen des zustellen, wurde im Jahr 2012 ein Koordinations- Projekts für die nukleare Sicherheit: gremium für Naturgefahren initiiert. Mitglieder Überblick zum Stand der Wissenschaft und Tech- dieser «Plattform Extremereignisse» (PLATEX) sind nik für die Erdbebenberechnungen von Kernan- zurzeit das Bundesamt für Umwelt (BAFU), das lagen mit tiefer Einbettung im Baugrund, inklu- Bundesamt für Energie (BFE), die MeteoSchweiz sive der Validierung der Berechnungsmodelle auf sowie das ENSI. der Basis umfangreicher Aufzeichnungsdaten Es wurde entschieden, dass sich PLATEX zunächst realer Starkbeben. mit Fragen der Hochwassergefährdung befassen Aufbau von Kenntnissen bezüglich neuer nichtli- wird. Geplant ist insbesondere die Erstellung einer nearer Berechnungsmethoden auf dem Gebiet umfassenden Studie zur Festlegung der relevanten der Boden-Bauwerks-Interaktion; dies ist insbe- Gefährdungsannahmen für Extremhochwasser sondere wichtig im Hinblick auf die Untersu- entlang der Aare unterhalb des Thunersees. Für das chungen an bestehenden Bauwerken infolge der ENSI sind dabei mögliche neue Erkenntnisse im Zu- aktualisierten Erdbebengefährdung (Projekt PE- sammenhang mit der Überflutungsgefährdung an GASOS bzw. PEGASOS Refinement). den Standorten der Schweizer Kernkraftwerke von Möglichkeit einer besseren Abschätzung von besonderem Interesse. Zur Erstellung der Studie ist Versagensgrenzen bzw. vorhandenen Tragreser- ein breiter Einbezug der Fachwelt vorgesehen. ven, da die Anlage Kashiwazaki-Kariwa teilweise bis zum Niveau der Bemessungsgrenzen bean- Projektziele des Berichtjahres und sprucht wurde. Eine verfeinerte Analyse von Ver- deren Umsetzung letzbarkeitsfunktionen wird ermöglicht. Im Berichtjahr stand die Koordination bzw. Organi- Teilnahme an einer internationalen Plattform für sation und Abstimmung der Inhalte der geplanten den Erfahrungsaustausch bei Fragen zur Erdbe- Studie im Vordergrund. Durchgeführte Arbeiten benbemessung. waren: Erstellung des PLATEX-Pflichtenhefts Ausblick Entwurf der Projektorganisation und der ge- Das Projekt KARISMA wurde 2012 mit Abgabe der nauen Inhalte der Hochwasserstudie Schlussberichte der Teilnehmer beendet. Es wird Entwurf der detaillierten Ausschreibungsunter- seitens der IAEA noch ein Gesamtbericht erstellt, lagen der voraussichtlich 2013 vorgelegt werden wird. Diskussion eventuell erforderlicher Vorstudien Eine Weiterführung bzw. ein Folgevorhaben des Derzeit ist geplant, die Studien zur Hochwasserge- Projektes KARISMA ist nicht zu erwarten. Es ist fährdung in mehreren Teilprojekten durchzufüh- noch offen, ob die IAEA ein abschliessendes Mee- ren, wobei für jedes dieser Teilprojekte ein Exper- ting mit den Teilnehmern veranstalten wird. Das tenteam tätig sein soll. Untersucht werden Team ENSI/B&H/SPI wird seine Arbeiten zum Projekt voraussichtlich Hochwasserstatistiken inklusive hi- KARISMA auf der 22. SMiRT-Konferenz im August storische Hochwasser sowie Fragen der Hydrologie, 2013 in San Francisco vorstellen. der Grossraumhydraulik und des Feststofftrans- ports. Verklausungen und das Versagen wasser- baulicher Einrichtungen sollen ebenfalls betrachtet werden. Die Resultate der verschiedenen Untersu- chungen sollen anschliessend zur Ermittlung der Gefährdung eines Standorts aggregiert werden.

42 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Bedeutung des Projekts, Störfalls negativ beeinflussen können, weniger gut Beitrag zur nuklearen Sicherheit erforscht. Diese so genannten Errors of Commission Wie aktuelle probabilistische Sicherheitsanalysen werden daher im Projekt HRA systematisch identifi- (PSA) zeigen, liefern extreme Hochwasser einen ziert und quantifiziert. Zweiter Schwerpunkt im Be- nicht vernachlässigbaren Anteil am nuklearen Ri- reich «Menschliche Faktoren» ist der Einfluss der siko der schweizerischen Kernkraftwerke. Aus Kontrollraumgestaltung auf die Leistung der Opera- Sicht des ENSI wurde im internationalen Vergleich teure (Human-System Interface). bereits ein hoher Stand der Technik bei der Analyse der Hochwassergefährdung der schweizerischen 1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Kernkraftwerke erreicht. Verfeinerungen dieser Bereich Mensch-Technik-Organisation Analysen sind möglich, bedingen aber weitere For- schungsarbeiten. Ein verbesserter Kenntnisstand Auftragnehmer: Halden Reactor Project, ermöglicht generell eine genauere Abschätzung Norwegen der Anlagerisiken durch Überflutung und trägt ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder auch zu einer Optimierung gegebenenfalls erfor- Bericht der Forscher im Anhang A derlicher Nachrüstmassnahmen bei. Einleitung Ausblick Das OECD Halden Reactor Project (HRP) verfolgt die Es ist geplant, im Jahr 2013 eine Vorstudie zu histo- zwei Stossrichtungen Brennstoff- und Materialver- rischen Hochwassern zu starten, deren Ergebnisse halten und Mensch-Technik-Organisation. Einlei- in das PLATEX-Projekt einfliessen sollen. Gegen- tende, allgemeine Bemerkungen zum HRP finden stand dieser Vorstudie soll die Rekonstruktion und sich im Kap. 1.1.1 dieses Berichts, in dem die Resul- Quantifizierung der grössten vorinstrumentellen tate aus dem Bereich Brennstoff- und Materialver- Spitzenabflüsse der Aare einschliesslich ihrer wich- halten zusammengefasst sind. tigsten Zubringer sein; dabei wird der Abschnitt Die Forschungsarbeiten im Bereich Mensch-Tech- vom Thunersee bis zur Mündung in den Rhein be- nik-Organisation (MTO) umfassen hauptsächlich trachtet. Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit bzw. Leis- Parallel zur Vorstudie soll das Gesamtprojekt zur tungsfähigkeit, die Konzeption und Bewertung Hochwassergefährdung in Abstimmung mit den von Schnittstellen zwischen Mensch und tech- Projektpartnern inhaltlich und organisatorisch wei- nischen Systemen (Human-System Interface HSI), ter konkretisiert und anschliessend in Auftrag elektronische Visualisierungs-Instrumente sowie gegeben werden. Inwieweit 2013 bereits mit den die Verlässlichkeit von Computer-Software. Diese wissenschaftlichen Arbeiten in den Teilprojekten Themen spielen eine wichtige Rolle für den si- begonnen werden kann, ist derzeit noch offen. cheren Betrieb bestehender Kernanlagen, für die Modernisierung von Kontrollräumen und digitalen Systemen sowie für die Auslegung zukünftiger 1.4 Menschliche Faktoren Kernkraftwerke.

Übergeordnetes Ziel in diesem Bereich ist unter an- Projektziele des Berichtjahres derem die Reduktion der Unsicherheiten bei der und deren Umsetzung Quantifizierung der Zuverlässigkeit menschlicher Von den Arbeiten des Jahres 2012 werden die fol- Handlungen im Rahmen der probabilistischen Si- genden, teils wegen Bezug zur Schweiz, exempla- cherheitsanalyse (PSA), die das Risiko von Störfällen risch herausgegriffen: in Kernkraftwerken quantitativ erfasst. Der Bereich Ein Ziel der aktuellen Forschung ist es, Methoden umfasst vor allem zwei Schwerpunkte. Einerseits für menschliche Zuverlässigkeitsanalysen bewerten geht es um den Einfluss menschlicher Handlungen zu können (Human Reliability Analysis HRA, siehe auf Störfälle und deren Beherrschung. Dabei wird auch das entsprechende PSI-Projekt in Kap. 1.4.2). vor allem die Zuverlässigkeit des Operateurverhal- Grundlage für die Bewertung sind Daten, die in Ex- tens unter verschiedenen Bedingungen mit der so perimenten mit Operateur-Teams unter simulierten genannten Human Reliability Analysis (HRA) unter- Notfallbedingungen im Halden Man-Machine La- sucht. Während die versehentliche Unterlassung er- boratory (HAMMLAB) gewonnen wurden. Seit forderlicher Eingriffe relativ gut untersucht ist, sind mehreren Jahren laufen Vergleichsstudien verschie- fehlerhafte Handlungen, welche den Verlauf eines dener HRA-Methoden mit empirischen Daten aus

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 43 Simulatortests, an denen massgeblich auch For- Bedeutung des Projekts, scher des Paul Scherrer Instituts PSI beteiligt sind. Beitrag zur nuklearen Sicherheit Im Jahre 2012 wurde ein neuer Schwerpunkt un- Die Studien im Bereich HRA dienen dazu, Analyse- tersucht, nämlich wie die Forschergruppen einer- methoden für Auslöser und Wahrscheinlichkeit von seits die für Analysen notwendigen Szenarien pla- menschlichem Versagen weiter zu verbessern. Die nen und durchführen, und wie sie andererseits die immer grösser werdende Abhängigkeit auch der in den Versuchen ermittelten Daten auswerten. nuklearen Sicherheitstechnik von rechnerbasierten Dieser Ansatz ist wichtig, um beurteilen zu können, Systemen ist ein weiteres zentrales Forschungs- inwiefern die Versuchsansätze und die Auswertung thema im HRP. Die diesbezüglichen Arbeiten die- die Ergebnisse beeinflussen können. Die ersten nen dazu, die Zuverlässigkeit solcher Systeme wei- Auswertungen zeigten Differenzen zwischen den ter zu verbessern. Forschergruppen, die zum Teil auf der Anwendung Das Ziel im Bereich HSI-Design ist es, Stärken und unterschiedlicher HRA-Methoden beruhen. Es lie- Schwächen der Schnittstellen zwischen Mensch gen aber noch keine abschliessenden Resultate vor, und technischen Systemen zu bestimmen und Lö- die Arbeiten laufen im Jahre 2013 weiter. sungen zu deren Optimierung zu erarbeiten. Da- Im Forschungsfeld Mensch-Maschine-Schnittstel- raus folgen auch innovative Ansätze, wie Kontroll- len (Human-Systems Interface HSI) wurden 2012 räume am benutzerfreundlichsten zu gestalten unter anderem portable Informationssysteme sind. Experimente zeigen, inwieweit die Einfüh- getes tet, die zum Beispiel dem Pickett-Ingenieur rung neuer Technologien die Leistungsfähigkeit der bereits ausserhalb des Kontrollraums Informatio- Operateure in kritischen Situationen beeinflusst. nen vermitteln sollen. Die beteiligten Tester beur- Die Resultate liefern gleichzeitig erste Antworten teilten diese Geräte in ersten Tests positiv in dem auf die Frage, wie die Operateure in Zukunft ge- Sinne, dass sie den Eindruck hatten, bei einem Stör- schult werden sollen. Elektronische Visualisierungs- fall schneller die Situation erfassen zu können. Al- Instrumente, die mit virtueller Realität arbeiten, lerdings stellen sich bei diesem Ansatz auch noch können dazu beitragen, die Strahlenexposition bei zahlreiche Fragen im Hinblick auf eine praktische Arbeiten im Kernkraftwerk zu reduzieren. Anwendung. Neben Aspekten der Sicherung zählt dazu, ob mit solchen kleinen Geräten tatsächlich Ausblick die bei einem Störfall auflaufenden grossen Daten- Die Arbeiten des Projekts im Bereich MTO liegen mengen sinnvoll übermittelt werden können. weitestgehend im Zeitplan. Lediglich ein Teilprojekt Schliesslich hat das HRP unter dem Stichwort «Fu- zur Modernisierung von Kontrollräumen ist verzö- ture Operational Concepts» ein FutureLab einge- gert, weil zu diesem Thema weniger Erfahrungen richtet, in dem innovative HSI-Elemente für neue aus früheren Modernisierungsprojekten zusam- Reaktoren getestet werden können. Damit soll der mengetragen werden konnten als ursprünglich Kontakt zwischen Entwicklern und Anwendern vermutet. verbessert werden, sodass in kürzerer Zeit Proto- Mit dem Jahr 2013 beginnt bereits die Planung für typen überprüft werden können. Eine der ersten die Projektphase 2015–2017. Das HRP hat wie ge- getesteten Neuentwicklungen ist ein mit 65 Zoll plant einen Berichtsentwurf für die längerfristige sehr grosser berührungsempfindlicher Bildschirm Perspektive erstellt, der nun als Basis für die weitere (Touch Screen), an dem Arbeitsgruppen zum Bei- Diskussion dienen soll. Insbesondere für den Be- spiel bei Revisionen ihre Tätigkeiten planen und ab- reich MTO wird dabei zu klären sein, ob das HRP in stimmen können. Zukunft auch Themen zu Ausserbetriebnahme und Der Aspekt Revisionen war auch eines der Themen Rückbau von Reaktoren behandeln soll. Voraus- beim Workshop «Integrated Human System Inter- sichtlich wird, wie vor der laufenden Phase, gegen face (HSI) Concepts for Near Term Applications», Ende 2013 oder Anfang 2014 eine Veranstaltung der im Mai 2012 in Halden durchgeführt wurde. durchgeführt werden, bei der die Schweizer Betei- Die dabei im HAMMLAB präsentierten Designs ent- ligten ihre Anliegen für die kommenden Jahre zu- sprachen in etwa denjenigen von derzeit verfüg- sammen mit der HRP-Projektleitung erörtern kön- baren neuen Kontrollräumen. nen.

44 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.4.2 Human Reliability Analysis der Methode wie geplant für ein drittes Schwei- zer Kernkraftwerk eine Pilotstudie durchgeführt. Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI Sechs potentiell wichtige Szenarien mit plau- ENSI-Projektbegleiter: Bernhard Reer siblen EOC-Gelegenheiten wurden im PSA-Mo- Bericht der Forscher in Anhang A dell für interne Ereignisse identifiziert und analysiert. Es zeigte sich, dass auch die Einbeziehung Einleitung von mit kleiner Wahrscheinlichkeit zu erwar- Mit der Human Reliability Analysis (HRA) wird der tenden EOC zu einer Erhöhung der Kernscha- Einfluss menschlicher Handlungen auf Störfälle in denshäufigkeit im Prozentbereich führt. Die ver- Kernkraftwerken untersucht. Die HRA analysiert tieften Analysen mündeten in spezifischen diese Handlungen und bewertet sie unter Berück- Vorschlägen zur Verbesserung der Störfallvor- sichtigung der entsprechenden Randbedingungen schriften. Ferner erfolgte, basierend auf den vo- wie zum Beispiel das für die Handlung zur Verfü- rangegangenen EOC-Pilot-Studien, eine struktu- gung stehende Zeitintervall, die Komplexität der rierte Zusammenstellung von EOC-Typen, um die Handlung, die Ausbildung der Operateure und de- Datenbasis des Quantifizierungsmoduls der ren Hilfsmittel (insbesondere Vorschriften). CESA-Methode (CESA-Q) zu erweitern. Das übergeordnete Ziel der Forschung im Bereich Anwendung von Simulatorstudien: Den Schwer- HRA ist die Reduktion der Unsicherheit bei der pro- punkt dieses Teilprojekts bildet zunächst eine US- babilistischen Bewertung von Operateurhand- amerikanische Simulatorstudie, die dazu genutzt lungen. Vor diesem Hintergrund bearbeitet das PSI werden soll, verschiedene HRA-Methoden zu beim Rahmen des Forschungsprojektes folgende drei werten. Im Berichtjahr erfolgte eine Auswertung Hauptthemen: der empirischen Daten zur Variabilität bei ver- Errors of Commission (EOC): Es ist Stand der schiedenen Anwendern der gleichen Methode. Technik, mit der HRA Fehlerwahrscheinlichkeiten In den meisten Analysen lag die Variabilität der für Handlungen zu bestimmen, die während ermittelten Fehlerwahrscheinlichkeiten inner- eines Störfalls gefordert sind, aber unterlassen halb einer Grössenordnung. Derzeit werden werden. Hingegen fehlt ein etabliertes Verfahren Emp fehlungen erarbeitet, wie die Methoden zur zur systematischen Identifizierung und Quantifi- Reduzierung der Variabilität zwischen den Ar- zierung von ungeplanten menschlichen Hand- beitsgruppen verbessert werden können. In Zu- lungen, welche den Verlauf eines Störfalls nega- sammenarbeit mit internationalen Experten er- tiv beeinflussen, den sogenannten EOC. In folgte ferner eine Sichtung existierender Leitlinien diesem Zusammenhang soll die vom PSI bereits zur Sammlung HRA-relevanter Daten. entwickelte Methode verfeinert und für Schwei- Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd- zer Kernkraftwerke angewendet werden. beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Im Anwendung von Simulatorstudien: Es soll unter- Berichtjahr wurde die Datenerfassung zu vorlie- sucht werden, inwieweit Simulatorstudien für genden Angaben des Verhaltens der Operateure die Bewertung wie auch für die Verbesserung nach Erdbebenereignissen fortgesetzt. Die ab- der HRA-Methoden verwendet werden können. schliessende Dokumentation wird in der ersten Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd- Hälfte des Jahres 2013 fertiggestellt. beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Die diesbezügliche internationale Erfahrung soll er- Bedeutung des Projekts, fasst werden. Beitrag zur nuklearen Sicherheit Ereignisse in Kernanlagen zeigen, dass uner- Projektziele des Berichtjahres wünschte Handlungen, die den Störfallablauf ne- und deren Umsetzung gativ beeinflussen, von grosser Bedeutung sein Die Projektziele und deren Umsetzung für das Jahr können. EOC sind risikotechnisch bislang schwer 2012 lassen sich wie folgt zusammenfassen: fassbar, da theoretisch sehr viele Möglichkeiten für EOC: Im Rahmen eines Vorgängerprojektes unerwünschte Handlungen bestehen. Der Einfluss wurde die so genannte «Commission Errors nicht oder nur unvollständig ausgeführter Opera- Search and Assessment» (CESA) Methode entwi- teurhandlungen auf den Ablauf eines Störfalls wird ckelt. Die Methode wurde bereits für zwei schon heute erfolgreich in Risikoanalysen model- Schweizer Kernkraftwerke im Rahmen einer Pi- liert. EOC werden hingegen mangels etablierter lotstudie angewendet. Im Berichtjahr wurde mit Analysemethoden in den Risikomodellen für Kern-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 45 kraftwerke bislang kaum berücksichtigt. Mit der 1.5 Systemverhalten und vom PSI entwickelten CESA-Methode können po- Störfallabläufe tentielle EOC mit relevantem Einfluss auf die Stör- fallbeherrschung effizient identifiziert und quantifi- Dieser Bereich betrifft die in der Reaktoranlage und ziert werden. Das Projekt zielt darauf ab, die im Containment ablaufenden Prozesse, ausgehend Grundlagen zur EOC-Analyse weiter zu verbessern, vom Normalbetrieb über Änderungen des Reaktor- sodass eine realistischere Risikoanalyse ermöglicht verhaltens, die bei Störfällen in kurzer Zeit ablaufen wird. können, bis hin zu Kernschmelz-Unfällen. Für so- In den Studien werden spezifische Vorschläge zur genannte deterministische Sicherheitsanalysen Verbesserung der Störfallvorschriften identifiziert. werden Computermodelle dieser Vorgänge erstellt Diese Erkenntnisse unterstreichen das Potenzial zur und mit Hilfe von Experimenten validiert. Sie die- Risikominderung, welches sich aus einer umfas- nen auch als Grundlage für die quantitative Ermitt- senden EOC-HRA ergeben würde. Sie rechtfertigen lung des Anlagenrisikos in probabilistischen Sicher- daher weitere Forschung zur Ermittlung belast- heitsanalysen. Zunehmend werden verschiedene barer EOC-Wahrscheinlichkeiten. Die erfolgten Modelle bzw. Rechenprogramme gekoppelt, um methodischen Entwicklungsarbeiten zur Verbesse- das Anlageverhalten umfassender simulieren zu rung von CESA-Q und die vorliegende EOC-Pilot- können. Das gilt insbesondere für das Zusammen- Studie für ein drittes schweizerisches Kernkraft- spiel der physikalischen Vorgänge, welche in der werk werden deshalb als sehr positiv bewertet. Die Reaktoranlage einerseits und dem umgebenden Untersuchungen zur Nutzung von Simulatorstu- Containment andererseits ablaufen. dien sowie zur Wirkung von Erdbeben auf die menschliche Zuverlässigkeit zielen darauf ab, die 1.5.1 STARS – Safety Research in Relation Unsicherheit der HRA-Methoden längerfristig zu to Transient Analysis for the Reactors reduzieren, was im Sinne einer Verbesserung der in Switzerland Risikoanalyse sinnvoll ist. Das im HRA-Projekt erarbeitete Wissen steht dem Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI ENSI im Rahmen seiner Aufsichtstätigkeit zur Ver- Bericht der Forscher in Anhang A fügung. Seit 1999 liefern die PSI-Forscher Experti- ENSI-Projektbegleiter: Torsten Krietsch, sen zur Überprüfung von werkspezifischen HRA- Andreas Gorzel Studien. Einleitung Ausblick Mit dem Projekt STARS wird die seit 1988 erfolg- Das Projekt hat sich aufgrund Personalmangels beim reiche Zusammenarbeit zwischen dem ENSI und PSI verzögert und wurde um ein halbes Jahr verlän- dem PSI im Bereich der Sicherheitsanalysen fortge- gert. Die Restarbeiten umfassen hauptsächlich: setzt. Die Aufgabe des STARS-Projekts ist die Pflege Dokumentationen der aktuellen EOC-Pilot- und Weiterentwicklung von Methoden und Re- Studie; chenprogrammen für die Durchführung von deter- Dokumentation der aktuellen Fassung (Benut- ministischen Sicherheitsanalysen. Diese schliessen zeranleitung und technische Grundlage) der das Anlageverhalten vom Normalbetrieb bis zu Quantifizierungsmethode CESA-Q; auslegungsüberschreitenden Störfällen ein. Das Zusammenstellung von Empfehlungen zur Redu- STARS-Projekt ist zertifiziert gemäss ISO 9001:2008, zierung der Variabilität von HRA-Methoden zwi- eine Rezertifizierung ist für Mitte 2013 vorgesehen. schen verschiedenen Benutzern; Erstellung einer Wissensbasis bezüglich der Wir- Projektziele des Berichtjahres kungen von Erdbeben auf die menschliche Zu- und deren Umsetzung verlässigkeit. Brennstoffverhalten Zugleich wird über eine Fortsetzung des Projekts Die Weiterentwicklung und Validierung des Brenn- diskutiert werden. stoffprogramms FALCON für die Simulation von Kühlmittelverlust-Störfällen wurde fortgesetzt. Denn im Rahmen des OECD Halden Reactor Pro- jects (siehe auch Kap. 1.1.1) wurde bei Versuchen, die das PSI mit FALCON vorausberechnet hatte, in der Abkühlphase ein deutlich höherer Brennstab-

46 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Innendruck gemessen als erwartet. Dies deutet Systemverhalten darauf hin, dass der nicht-thermischen Spaltgas- Die Modellierung der schweizerischen Kernanlagen freisetzung aus dem Brennstoff bei Kühlmittelver- mit dem Systemcode TRACE wurde erfolgreich fort- lust-Störfällen eine bedeutendere Rolle zukommt gesetzt. Dabei wurden methodische Neuentwick- als bisher angenommen. Ein weiterer Schwerpunkt lungen umgesetzt. Die Modelle wurden anhand ver- war die Validierung von FALCON hinsichtlich Brenn- schiedener Methoden validiert. Dazu stabschäden bei Leistungsrampen. Anhand von gehören Nachrechnungen für Transienten beste- Versuchen aus dem Forschungsprojekt SCIP-II hender Anlagen, Experimente an grosstechnischen (siehe Kap. 1.1.3) zeigte sich, dass das am PSI ent- Versuchsanlagen im Rahmen von Benchmark-Pro- wickelte Modell zur Spaltgas-Freisetzung die Hüll- grammen oder Vergleiche mit anderen Rechenpro- rohrdehnung genauer berechnet als das FALCON- grammen, deren Eignung bereits nachgewiesen ist. Standardmodell. Das Modell zur Berechnung der TRACE ist ein dem Stand von Wissenschaft und Wahrscheinlichkeiten von Brennstabschäden lie- Technik entsprechendes Programm für die Simula- ferte allerdings sehr konservative Ergebnisse, in- tion des Systemverhaltens von Leichtwasserreak- dem es auch für intakt gebliebene Brennstäbe eine toren. Die Validierung von TRACE ist notwendig für sehr hohe Schadenswahrscheinlichkeit voraus- dessen Anwendung bei Störfallanalysen. Dazu dient sagte. Möglicherweise muss der Spannungsabbau die Verwendung der Daten und die Mitarbeit bei in- im Hüllrohr während des Versuchs stärker berück- ternationalen Benchmarks zu den integralen PKL-2, sichtigt werden. OECD/NEA ROSA-2 und ATLAS-Experimenten. Be- rechnungen, bei denen den Modellierern zwar die Reaktorkern Anfangs- und Randbedingungen der Experimente Filmsieden ist eine Form der Verdampfung des zugänglich sind, jedoch nicht die Ergebnisse, kommt Kühlwassers bei sehr hohen Wärmestromdichten, hierbei ein besonderes Gewicht zu. Neben den inte- wie sie an der Brennstab-Oberfläche auftreten kön- gralen Experimenten ist die Validierung von indivi- nen. Dabei bildet sich ein durchgehender Dampf- duellen komplexen Effekten, insbesondere bei Zwei- film, der eine starke wärmeisolierende Wirkung phasen-Verhalten, wesentlich. Hervorzuheben sind hat. In der Folge kann die Temperatur der Hüllrohre die Ergebnisse der Simulationen von kleinen Kühl- auf sehr hohe Werte steigen und zu deren Schädi- mittel-Verluststörfällen an den ROSA- und PKL-Ver- gung führen. Die Modellierung eines OECD-Ver- suchsständen sowie die Anwendung von TRACE auf gleichstests (Benchmark) für die Bestimmung der die Aufschäumexperimente bei Toshiba und General kritischen Wärmestromdichte mit Hilfe von Unter- Electrics. kanal-Analysemethoden wurde abgeschlossen. Weitere Schwerpunkte der Entwicklungen liegen in Das Einsetzen des (zu vermeidenden) Filmsiedens den Bereichen Multiphysik und Unsicherheitsanaly- konnte mit leichter Konservativität berechnet wer- sen. Auf der Basis eines adaptiven Zeitschritt-Algo- den. rithmus wurden verbesserte zeitliche Kopplungen Das Monte Carlo Programm SERPENT wurde einge- der Thermohydraulik des Reaktors und des Primär- führt. Es zeigte sich als geeignet für die Erzeugung kreislaufs (TRACE) mit der dreidimensionalen Kinetik der nuklearen Datenbank, auf die das Reaktorkern- des Reaktorkerns (S3K) erreicht. Es wird vom ENSI Simulationsprogramm zurückgreift. Das determini- begrüsst, dass die Anwendungen und Kenntnisse stische Brennstabgitter-Programm CASMO-5M soll zur Unsicherheitsanalyse erhalten und ausgebaut dennoch der Standard bleiben. Die Validierung des werden. Programms SIMULATE-3K für SWR-Stabilitätsana- Die gemeinsame Nutzung des Systemcodes TRACE lysen wurde anhand eines älteren Stabilitätstests durch das PSI (STARS) und das ENSI befähigt auch (7. Brennstoffzyklus im Kernkraftwerk Leibstadt das ENSI, eigene Transientenanalysen durchzufüh- KKL) fortgesetzt. Es zeigte sich, dass neben dem ren. Dies ist eine wichtige Grundlage für die Nut- globalen auch das regionale Schwingungsverhal- zung deterministischer Analysemethoden am ENSI. ten eines Reaktorkerns gut simuliert werden kann. Die vom PSI durchgeführten Entwicklungen und Va- Die Fortpflanzung von Unsicherheiten in der deter- lidierungen sind unabhängig von den eigenen, sehr ministischen Reaktorauslegung wurde untersucht. praxisorientierten Entwicklungen des ENSI und bil- In einem OECD-Benchmark konnte gezeigt werden eine Basis für die weitere Zusammenarbeit im den, welche nuklearen Wirkungsquerschnitte die Bereich der Sicherheitsanalysen. STARS bietet darü- wesentlichen Beiträge zur Unsicherheit der berech- ber hinaus Unterstützung im Bereich der Transien- neten Reaktivität liefern. tenanalysen und schult die Fachspezialisten des ENSI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 47 zur Weiterentwicklung der Input-Decks (spezifische oder Vorkommnissen. Die dazu notwendigen Ar- Eingabedateien für jede Anlage) und bei der Arbeit beiten umfassen Forschungstätigkeiten zur Weiter- mit TRACE. entwicklung der eingesetzten Programme. Hinzu kommen unabhängige Sicherheitsanalysen auf An- Sicherheitsanalysen forderung des ENSI aus seiner Aufsichtstätigkeit Das Forschungsprojekt legt die Basis für eigene detail- heraus (On-Call). lierte und unabhängige Sicherheitsanalysen zu Frage- Dank der Kapazität der Projektgruppe STARS kön- stellungen aus der Aufsichtstätigkeit. Im Berichtszeit- nen stationäre und transiente neutronenphysika- raum wurden im Rahmen eines Freigabeverfahrens lische und thermohydraulische Berechnungen für für einen stark weiterentwickelten SWR-Brennele- Systeme, Reaktorkerne und andere Konfigurati- menttyp die Abschaltsicherheit und die nukleare Zy- onen wie Lager oder Behälter durchgeführt wer- klusauslegung bewertet. Ausserdem wurden die Aus- den. Damit kann das ENSI im Rahmen seiner Auf- wirkungen dieses Brennelementtyps auf das sicht über die schweizerischen Kernkraftwerke Stabilitätsverhalten des Reaktorkerns untersucht. sowohl die Einhaltung des gestaffelten Sicherheits- Die im Jahr 1999 im KKL vorgekommene Transiente konzepts als auch die Wirksamkeit (Integrität) der mit Turbinenschnellschluss wurde mit Hilfe von mehrfachen Barrieren fundiert beurteilen. TRACE modelliert. Eine erste Entwicklungsphase zur Der Erhalt der Kompetenz im Umgang mit den Erweiterung des zugehörigen Input-Decks für das TRACE-Anlagemodellen der schweizerischen Kern- KKL wurde abgeschlossen. Mit dem verwendeten kraft werke und den durchzuführenden Rech- Punktkinetik-Modell wurde eine Möglichkeit für ap- nungen im Bereich Anlageverhalten betrifft direkt proximative Berechnungen mit TRACE im Vergleich die Aufsichtstätigkeit des ENSI. Die kontinuierliche zu den relevanten Messungen während des Vor- Arbeit an den Modellen und die ständige Verbesse- kommnisses geschaffen. Weitere Untersuchungen rung und Validierung der Eingabedaten sieht das zur Anpassung des zeitabhängigen Druckverlaufes ENSI als wichtig an, um die komplexen Neuanaly- wurden durchgeführt. Ein Input-Deck des Reaktor- sen bei Anlageänderungen im Rahmen der Auf- kerns des KKL für die Kopplung der Programme sichtstätigkeit bewerten zu können. TRACE und S3K wurde entwickelt und geprüft. Die- ses wird zu einem 648-Kanal-Modell ausgebaut und Ausblick soll dann für umfangreiche Entwicklungs- und Vali- Es bleibt das Ziel, angemessene und dem Stand dierungsaktivitäten herangezogen werden, welche von Wissenschaft und Technik entsprechende Me- auch die weitere Bewertung des zeitlichen und thoden bereitzustellen, um anspruchsvolle Aufga- räumlichen Verhaltens der Schnittstelle zwischen ben zum weiteren sicheren Betrieb der Kernkraft- beiden Programmen beinhalten werden. werke in der Schweiz bearbeiten zu können. Dazu Mit dem Projekt YUMOD erneuert das KKL die Um- sind weitere Qualifizierungen und Validierungen wälzschleifen und -pumpen am Reaktor inklusive der Methoden durch Teilnahme an internationalen deren Steuerung. Die dazu vom ENSI in Auftrag ge- Forschungsprogrammen und die Mitarbeit in inter- gebenen Überprüfungsarbeiten sind besonders nationalen Expertengruppen unerlässlich. wichtig für die Aufsichtstätigkeit des ENSI bis über Die Bearbeitung von On-Calls des ENSI soll mit der das Jahr 2013 hinaus. Das ENSI wird im Rahmen des erreichten Qualität und Quantität fortgesetzt wer- Freigabeverfahrens zahlreiche neue Störfallanalysen den. Für das Jahr 2013 soll die Aktualisierung der zu bewerten haben. In diesem Rahmen soll STARS Kernfolgerechnungen für die schweizerischen An- auch das vom ENSI verwendete Input-Deck des KKL lagen weitergeführt werden. Zur Modellierung des weiterentwickeln. Mit der Modellierung der Um- Brennstoffverhaltens bei Kühlmittelverlust-Störfäl- wälzschleife wurde bereits begonnen. len ist der Start einer Doktorarbeit geplant. Alle schweizerischen Kernkraftwerke sind ange- Bedeutung des Projekts, halten, ihre Störfallanalysen in den kommenden Beitrag zur nuklearen Sicherheit Jahren neu an das schweizerische Regelwerk anzu- STARS stellt mit seinen Methoden und seinem passen, was zu zahlreichen Analysen führen wird. hochqualifizierten Personal ein technisches Zen- Dafür liegen dem ENSI umfangreiche Konzepte trum für die Durchführung von Sicherheitsanalysen vor. Das ENSI wird bei der Prüfung und Bewertung für Leichtwasserreaktoren dar. Das Projekt unter- der Neuanalysen durch die STARS-Projektgruppe stützt das ENSI bei seinen sicherheitstechnischen unterstützt werden. Bewertungen, z. B. hinsichtlich Anlageänderungen

48 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.5.2 PASSPORT – Methodik für die Analyse THIC wurde das am PSI durchgeführte Experiment der Wirksamkeit von Sicherheitssys- PANDA ISP-42 ausgewählt. PANDA ist eine Gross- temen mit gekoppelten System- und versuchsanlage, gebaut und betrieben am PSI, um Containmentprozessen passive Containmentvorgänge mit Rückkopplung an den Primärkreislauf zu untersuchen. Die Ergeb- Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI nisse der Benchmark-Rechnungen der verschie- ENSI-Projektbegleiter: Thomas Wintterle denen PANDA-Experimente mit GOTHIC und Bericht der Forscher in Anhang A TRACE zeigen die Möglichkeiten und Limitierungen der beiden Rechencodes auf. Einleitung Die Kopplung zwischen TRACE und GOTHIC wurde Das ursprüngliche Ziel des Projektes PASSPORT war, implementiert. Diese basiert auf dem Austausch das Verhalten und die Wirksamkeit von passiven Si- von Masse und Energie an der Schnittstelle der Be- cherheitssystemen zu untersuchen. Diese passiven rechnungsgebiete von TRACE und GOTHIC. Die Systeme funktionieren allein auf der Grundlage Kopplung erlaubt, dass im Modell Zweiphasenströ- einfacher physikalischer Gesetzmässigkeiten wie mungen und nicht-kondensierbare Gase von einem der Schwerkraft. Daher gelten sie als zuverlässiger Berechnungsbiet in das andere fliessen können. Je- im Vergleich zu aktiv betriebenen Komponenten der Rechencode behandelt die Kopplung als varia- wie beispielsweise Pumpen. Die Besonderheit ge- ble Randbedingung. Über diese erfolgt der konti- genüber den aktiven Sicherheitssystemen zur Be- nuierliche Datenaustausch, basierend auf den herrschung von Auslegungsstörfällen besteht in ei- Rechenergebnissen des jeweiligen Codes. ner wesentlich stärkeren Kopplung der Vorgänge im Primärkreislauf mit Prozessen im Sicherheitsbe- Bedeutung des Projekts, Beitrag zur hälter (Containment). Die thermohydraulischen nuklearen Sicherheit Abläufe im Primärkreislauf können gut mit eindi- Das Projekt liefert einen Beitrag zur Bewertung von mensionalen Rechenprogrammen (sogenannten Vorgängen im Containment, beispielsweise wäh- Systemcodes) berechnet werden; hingegen wer- rend eines Störfalls mit Verlust von Kühlmittel. Vor- den die dreidimensionalen Vorgänge im Contain- gelagert ist die Entwicklung einer engen Kopplung ment mit eindimensionalen Rechenprogrammen zwischen dem Systemcode TRACE und dem Con- nur unzureichend wiedergegeben. Dafür liefern tainmentcode GOTHIC. Beide Rechenprogramme die dem Stand der Technik entsprechenden 3D-Re- entsprechen dem Stand der Technik, womit das chenprogramme gute Ergebnisse, diese sind aber ENSI wie auch das PSI weitere Kompetenzen auf- wiederum nicht geeignet für die Berechnung der bauen können, um unabhängige sicherheitstech- Vorgänge im Primärkreislauf. nische Bewertungen von Störfällen für die beste- Aufgrund der sistierten Neubauprojekte wurde be- henden Kernkraftwerke vornehmen zu können. schlossen, die Anwendungsbasis so auszurichten, dass das Projekt den Fokus auf Containmentvor- Ausblick gängen bestehender Reaktoren hat. Dies beinhal- Die Verifikation und Validierung der entwickelten tet die auch zuvor schon geplante Entwicklung der Kopplung soll abgeschlossen werden. Um eine ob- Methodik einer engen Kopplung des Thermohy- jektive Bewertung des Mehrwerts der Kopplung zu draulik-Codes des Reaktors (TRACE) und des Con- erhalten, werden die PANDA-Experimente ISP-42 tainments (GOTHIC). Diese Kopplung entspricht als «stand-alone» mit TRACE und GOTHIC berech- dem Stand der Technik und ist die Ausgangsbasis, net und anschliessend mit den Ergebnissen der ge- um mögliche Störfallszenarien in den heutigen koppelten Rechnung verglichen. Als letzter Schritt Kernkraftwerken besser analysieren zu können. erfolgt die Anwendung einer gekoppelten Rech- nung zwischen Primärkreislauf und Containment Projektziele des Berichtjahres und anhand eines postulierten Kühlmittelverlust-Stör- deren Umsetzung falls in der späten Druckentlastungsphase. In dieser Im laufenden Berichtszeitraum wurde die Literatur- beeinflusst der Containmentdruck die Leckage aus studie über passive Sicherheitssysteme und den dem Primärkreislauf. Weiterhin können durch die dazu vorhandenen Experimenten (Benchmarks), detaillierte Modellierung des Containment- welche für die Validierung von TRACE und GOTHIC Sumpfes (unterer Teil des Containments, in dem geeignet sind, abgeschlossen. Als Ausgangspunkt sich bei einem Störfall Kühlwasser ansammeln für die Entwicklung der Modelle in TRACE und GO- kann) mit GOTHIC lokale Temperaturen und die an-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 49 fallende Kondensatmenge im Sumpf berechnet Diese Methoden haben den grossen Vorteil, dass werden. sie nur unwesentlich in das Experiment eingreifen. Es wurden zwei Infrarotkameras neu angeschafft, 1.5.3 LINX - Dynamik dünner Flüssigkeits- welche diese beiden Parameter gleichzeitig zweidi- filme in einer Umgebung mit Konden- mensional messen können, und an der ETH Zürich sation und Wiederverdampfung getestet. Die Schichtdickenmessung basiert vornehmlich auf dem Effekt der Absorption im nahen Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI Infrarotbereich (Near InfraRed NIR), während die ENSI-Projektbegleiter: Werner Barten Temperaturmessung den mittleren Infrarotbereich Bericht der Forscher in Anhang A verwendet. Die Schichtdickenmessung wurde durch Vergleich mit Widerstandsmessungen aufge- Einleitung klebter Maschensensoren kalibriert. Die optischen Am Labor für Thermohydraulik des Paul Scherrer Messtechniken wurden unter Normaldruck und Instituts werden Experimente zur Thermohydraulik -temperatur auf Strömungen in Form von Rinn- des Sicherheitsbehälters (Containment) mit hoher salen (rivulets) als auch für Flüssigkeitsfilme mit Genauigkeit und Auflösung durchgeführt und mit wellenförmigen Oberflächen (wavy flow) ange- Rechenprogrammen simuliert. Im Projekt LINX wird wandt. Es zeigte sich, dass das Strömungsverhalten das dynamische Verhalten von dünnen Flüssigkeits- wie erwartet sehr stark von der Oberflächenbe- filmen auf einer beheizten vertikalen Oberfläche in schaffenheit abhängt. Die weitere Validerung der einer Wasserdampfatmosphäre untersucht. Darü- Messmethoden erfolgt über Messungen der Dicke ber hinaus werden die Auswirkungen des räumlich des Flüssigkeitsfilms mittels kalter Neutronen an und zeitlich veränderlichen Flüssigkeitsfilms auf die der ICON-Anlage (Imaging with Cold Neutrons) des Effizienz des Wärmeübergangs betrachtet. Dazu PSI. werden Versuche in einem Druckbehälter durchge- Die sorgfältigen Tests und Vorbereitungen der Ap- führt, der auf 10 bar ausgelegt ist. Aus den gemes- paraturen und Messinstrumente sind Vorausset- senen Daten soll ein verbessertes physikalisches zungen für die kommende Messkampagne im Modell für Simulationsprogramme des Sicherheits- Druckbehälter unter hochpräzisen Randbedin- behälters (Containment-Codes wie ASTEC oder gungen, z. B. für die Geometrie der Oberfläche und GOTHIC) entwickelt werden. Neben dem ENSI för- die Temperatur der vertikalen Platte sowie des Ge- dert das französische Institut de Radioprotection et samtmassenstroms des Flüssigkeitsfilms. de Sûreté Nucléaire (IRSN) diese Arbeiten. Die ETH Zürich beaufsichtigt das mit dem Projekt LINX zu- Bedeutung des Projekts, sammenhängende Doktorandenprogramm und Beitrag zur nuklearen Sicherheit stellt einen Teil der experimentellen Infrastruktur Während Störfällen in einem Leichtwasserreaktor für spezifische Messungen zur Verfügung. LINX ist können auf den Oberflächen des Containments Teil des in diesem Jahr neu lancierten Programms Wasserfilme kondensieren, sich bewegen und an- «Containment Safety» am PSI. schliessend wieder verdampfen. Diese physikalischen Phänomene sind relevant für die Sicherheit Projektziele des Berichtjahres und der Anlage. Sie beeinflussen unter anderem den deren Umsetzung Druck und die Temperatur im Containment sowie Der Doktorand hat in seinem zweiten Jahr am Auf- die Verteilung und den Transport der Gase (Luft, bau der Experimente gearbeitet. Die Konzepte der Dampf, Wasserstoff) und der Radioisotope inner- Regel- und Messtechnik für die hochpräzisen Mes- halb der verschiedenen Abschnitte im Contain- sungen von Temperatur, Schichtdicke und Wasser- ment. Der Druck, die Temperatur und die Gasver- fluss auf einer ebenen vertikalen Platte im Druckbe- teilung sind entscheidend für die Beurteilung der hälter sind erstellt. Die Apparaturen werden derzeit Integrität des Containments und eine allfällige Frei- schrittweise in Gang gesetzt und für den Einbau in setzung von radioaktiven Stoffen (Quellterm). den Druckbehälter vorbereitet. Die vertikale Platte Derzeit sind die mit der Wärme- und Massenbilanz ist konstruiert und Teile davon wurden erstellt (Ab- zusammenhängenden Prozesse in einem sich be- bildung 12). wegenden Flüssigkeitsfilm auf einer Oberfläche in Sowohl für die Messung der Temperatur als auch den meisten Rechencodes für Leichtwasserreak- der Dicke der Flüssigkeitsschicht werden innovative toren nur unzureichend abgebildet. Dies betrifft optische Methoden im Infrarotbereich verwendet. neben den Codes wie ASTEC und GOTHIC, die ef-

50 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 fektive Parameter und Korrelationen verwenden, Abbildung 12: Dreidimensionale auch aktuelle Simulationsprogramme für die Fluid- CAD-Darstellung (Com- dynamik (Computational Fluid Dynamics CFD) und puter-Aided Design) deren Behandlung der Filmdynamik. der vertikalen Platte innerhalb des 3,3 m Das Hauptziel dieses Projektes ist ein verbessertes hohen Druckbehälters Verständnis der raum-zeitlichen Dynamik eines (oben). Sie besteht aus neun untereinander Flüssigkeitsfilmes. Dies beinhaltet die Kondensa- vertauschbaren Blö- tion, Bewegung und Wiederverdampfung an verti- cken, deren Temperatur kalen Oberflächen. Mit den hochpräzisen Experi- individuell geregelt werden kann. Die Blö- menten am PSI soll ein physikalisches Modell cke werden durch einen entwickelt werden, um es in Rechenprogrammen Rahmen gehalten und fest aneinander fixiert. für Sicherheitsanalysen von Leichtwasserreaktoren, Die Befestigung der zum Beispiel für die Berechnung der Containment- Blöcke berücksichtigt Thermohydraulik, einsetzen zu können. Solche Pro- deren thermische Aus- dehnung. Der Druck- gramme werden national und international im behälter (unten) hat Rahmen von thermohydraulischen Nachweisen für verschiedene Zugangs- möglichkeiten und Be- Sicherheitsbeurteilungen verwendet. obachtungsfenster. Der fortgeschrittene ASTEC-Code soll dann in Zu- sammenarbeit mit der französischen IRSN vom Doktoranden als Referenz-Code zum Testen und Validieren der neuen Modelle verwendet werden. Die Projektzusammenarbeit trägt zur internationalen Vernetzung des PSI und des ENSI bei. Parallel zum ASTEC-Code wird der GOTHIC-Code am PSI verwendet werden. 15. International Topical Meeting on Nuclear Reac- tor Thermal Hydraulics (NURETH-15) im Mai 2013 Ausblick in Pisa präsentiert werden. Die herausfordernden Aufgabenstellungen des Das PSI wird die Messergebnisse zusätzlich zu AS- zweiten Projektjahres mit den damit verbundenen TEC auch für Anwendungen und Verbesserungen experimentellen Vorbereitungen sowie den Tests des Codes GOTHIC verwenden. der Apparaturen und Messinstrumente am PSI und an der ETH Zürich wurden erfüllt. In den kommen- 1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation den Monaten werden die Validierungen der Appa- of Leakages and Consequences raturen und Messinstrumente abgeschlossen. Da- of Releases rauf aufbauend sind längere Messkampagnen für einen ausgedehnten Bereich von Anfangs- und Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI Randbedingungen im Druckbehälter vorgesehen. ENSI-Projektbegleiter: Peter Zinniker Mit ihnen sollen der Flüssigkeitsfilm und seine Dy- Bericht der Forscher in Anhang A namik bei Bedingungen mit Kondensation und Wiederverdampfung quantitativ charakterisiert Einleitung und räumlich und zeitlich analysiert werden. Das Rechenprogramm MELCOR dient der Simula- Schliesslich sollen die derzeit limitierten ASTEC- tion von schweren Unfällen in Leichtwasserreak- Modelle für Kondensation und Wiederverdamp- toren. Es bildet Unfallverläufe vom auslösenden Er- fung unter Verwendung der gewonnenen Messre- eignis bis zur Freisetzung radioaktiver Substanzen sultate verbessert werden. Der Doktorand wird in die Umgebung ab. Das Programm wurde von dazu am IRSN in die Verwendung des Codes ASTEC den Sandia National Laboratories (SNL) für die ame- eingewiesen werden. rikanische Aufsichtsbehörde U.S.NRC entwickelt Die Analyse der Messkampagnen wird dem Dokto- und wird laufend den aktuellen Erkenntnissen der randen die Möglichkeit zu wissenschaftlichen Ver- Unfallforschung angepasst. In der Schweiz wird öffentlichungen bieten. Als erste Veröffentlichung MELCOR unter anderem vom ENSI und von einigen wird die Technik der optischen Messung der Filmdi- Betreibern der Schweizer Kernkraftwerke benutzt. cke im nahen Infrarotbereich in einem Beitrag zum Ein bedeutendes Phänomen bei schweren Unfällen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 51 ist die Oxidation der Brennstoff-Hüllrohre bei Luft- nisse über den Verbrauch und die Freisetzung von zufuhr, wenn die Brennstäbe bei ungenügender Stickstoff sowie die daraus resultierende Wärme- Kühlung abgedeckt werden. Sauerstoffeinbruch entwicklung in den verschiedenen Phasen der kann die Zerstörung des Kerns beschleunigen und Brandfortpflanzung. Der Nitrierungsprozess ist be- die Freisetzung von Spaltprodukten erhöhen. Der deutend und ist in den bisherigen Oxidationsmo- Aufheiz- und Oxidationsprozess soll mit MELCOR dellen nicht hinreichend berücksichtigt. realistisch berechnet werden können. Typischerweise hat die Oxidation unter sauerstoff- Bedeutung des Projekts, reichen Bedingungen einen quasi-zyklischen Ver- Beitrag zur nuklearen Sicherheit lauf, indem durch die Reaktion mit Stickstoff Teile Oxidation von Hüllrohren mit Luftzufuhr kann bei der sich bildenden Oxidschicht wiederholt abbre- Unfällen mit Kernbeschädigung je nach Szenario chen. Die bestehenden Luft-Oxidationsmodelle bil- Brennelemente im Reaktordruckbehälter, im Brenn- den diesen Prozess nicht vollständig ab. Das PSI stoff-Lagerbecken oder im Transportbehälter be- entwickelte auf der Grundlage von Experimenten treffen. Die Weiterentwicklung des MELCOR- am Karlsruher Institut für Technologie (KIT, früher Programms und dessen Anpassung an neue Er- Forschungszentrum Karlsruhe FZK) ein Modell, kenntnisse aus der Unfallforschung zur Simulation welches diesen Oxidationsverlauf beim gängigen solcher Vorgänge verbessert die Risikoabschätzung Hüllrohrmaterial Zircaloy-4 besser beschreibt. Mit schwerer Unfälle im Rahmen von probabilistischen diesem Projekt wird das Modell weiterentwickelt, Sicherheitsanalysen (PSA) und Accident Manage- anhand von Daten aus Experimenten verifiziert und ment Massnahmen. Die Richtlinie ENSI-A05 (PSA: schlussendlich in MELCOR implementiert. Das PSI Umfang und Qualität) nennt MELCOR als einen der ist im Rahmen der MELCOR-Weiterentwicklung Rechencodes, die dem aktuellen Stand von Wissen- auch an entsprechenden Versuchsprogrammen des schaft und Technik entsprechen. Die Weiterentwick- KIT und des OECD NEA Sandia Fuel Projects (SFP) lung des auch vom ENSI genutzten Rechencodes der SNL beteiligt. MELCOR ist daher für die Aufsichtstätigkeit nützlich. Das Projekt dient zudem der Erhaltung von Fach- Projektziele des Berichtjahres wissen in der Schweiz. Das PSI verfolgt die Entwick- und deren Umsetzung lung von MELCOR und von anderen Rechenpro- Weiterentwicklung des Oxidationsmodells grammen für schwere Unfälle und gibt sein Wissen Das PSI-Modell wurde anhand von Daten aus ver- den Schweizer Benutzern weiter. schiedenen internationalen Experimenten weiter validiert. Es zeigte sich, dass der Sauerstoffver- Ausblick brauch und die Oxidation in Luft- und Dampf-At- Die MELCOR-Modellerweiterungen im Rahmen mosphären gut im Modell abgebildet wurden. Da- dieses Projekts werden helfen, Unfallsituationen mit sind Bedingungen erfasst, wie sie bei einem mit Lufteinbruch im Reaktordruckbehälter oder im Unfall mit Lufteinbruch im Brennelement-Lagerbe- BE-Lagerbecken besser zu simulieren und so das cken wie auch im Reaktordruckbehälter auftreten Programm als eine Grundlage für die PSA weiter zu können. Das neue Modell ist jetzt in eine Versuchs- verbessern. version von MELCOR 1.8.6 implementiert und Jüngste Experimente zeigen, dass Stickstoff einen dient als Vorgabe für die Implementierung in der grösseren Einfluss auf den Oxidationsprozess und neuen Programmversion MELCOR 2.1 durch SNL. den Temperaturverlauf hat als bisher angenommen. Das Abbrechen der Oxidschicht scheint emp- Beteiligung am SFP-Projekt findlich auf Zirkonium-Nitrid (ZrN) zu reagieren. Die Das SFP-Projekt umfasst zwei Experimente mit ori- Bildung von ZrN erfolgt unter Ausschluss von Sau- ginalgetreuen Nachbildungen von Brennelementen erstoff und ist besonders ausgeprägt bei voroxi- (BE) für Druckwasserreaktoren. Die SFP-Versuchs- dierten Hüllrohren. Der Einfluss der Nitrierung auf daten und das SNL-Modell konnten mit dem in die Temperaturerhöhung der Brennstäbe soll im MELCOR implementierten Oxidationsmodell des Rahmen eines Nachfolgeprojekts untersucht und PSI verglichen werden. Das zweite Experiment im als Erweiterung des Oxidationsmodells abgebildet Juni 2012 simulierte den Zirkoniumbrand von BE werden. Auch die weitere Beteiligung an den SFP- mit grosser Wärmentwicklung im Lagerbecken, Experimenten ist vorgesehen: Die U.S.NRC und SNL d.h. die Oxidation bei ungenügender Kühlung und planen weitere Versuche, diesmal mit Brennstäben mit Luftzufuhr. Daraus ergaben sich neue Erkennt- in Dampfatmosphäre (statt wie bisher in Luft).

52 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.5.5 MSWI – Melt-Structure-Water- Unfallbeherrschung nicht, die Kernschmelze zu Interactions during Severe Accidents kühlen, kann der umgebende Reaktordruckbehäl- in LWR ter (RDB) versagen und die Kernschmelze austreten. Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule Die MSWI-Projektarbeiten für die neue Forschungs- (KTH), Stockholm phase (2012–2016) lassen sich in folgende vier Be- ENSI-Projektbegleiter: Rainer Hausherr reiche einteilen: Bericht der Forscher in Anhang A Auswurf der Kernschmelze aus dem RDB (MEM) Kühlbarkeit einer Schmelzpartikelschüttung Einleitung (DECO) Das Programm MSWI wird von der schwedischen Auswirkungen von Dampfexplosionen (SEIM) Königlich-Technischen Hochschule (KTH) in Stock- Risikoevaluation und Synthese (RES) holm durchgeführt. Neben dem ENSI fördern als Das übergeordnete Projektziel ist die Entwicklung weitere Partner die schwedische Sicherheitsbe- einer Methodik zur risikoorientierten Unfallanalyse hörde (SSM), schwedische Kernkraftwerksbetrei- (ähnlich der probabilistischen Sicherheitsanalyse), ber, das Nordic Nuclear Safety Research Program mit der Gefährdungen der Containmentintegrität (NKS) sowie die EU (SARNET-Programm) die Projekt- quantifiziert werden können. Als Referenzanlage arbeiten. Seit dem Beginn seiner Teilnahme am wird ein prototypischer Siedewasserreaktor defi- Programm (1996) kann das ENSI direkt auf alle er- niert. Die wichtigsten Arbeiten im Jahre 2012 wa- arbeiteten Resultate zugreifen und hat die Mög- ren: lichkeit, die Forschungsziele mitzubestimmen. MEM (Melt Ejection Modes): Die Versagensart und der Versagenszeitpunkt des RDBs wurden unter- Projektziele des Berichtjahres sucht. Dabei konzentrierte man sich auf die Füh- und deren Umsetzung rungsrohre der Instrumentierung (Instrumentation Seit 2006 liegt der Schwerpunkt der Forschungsar- Guide Tubes IGT) und der Steuerstäbe sowie den beiten bei der Untersuchung von Phänomenen, RDB selbst. Bei zwei Szenarien mit unterschied- welche bei einem schweren Unfall in einem Siede- lichem Ausmass des Kernschadens (200 t Kern- wasserreaktor (SWR) auftreten können. Bei schwe- schmelze, 30 t Kernschmelze) wurde quantifiziert, ren Unfällen kann der Reaktorkern wegen feh- um wie viel sich der Versagenszeitpunkt durch eine lender Kühlung schmelzen. Gelingt es im Zuge der Druckentlastung von 60 bar auf 3 bar verschiebt.

Abbildung 13: Versuch zum Auftreffen von Schmelze auf eine Wasservorlage (links) und der Bildung einer Partikelschüttung in verschiedenen Wasser- tiefen (rechts). Quelle: KTH Stockholm.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 53 Die Verzögerung beträgt demnach 25 bzw. 43 Mi- zierung des Druckes in der Reaktorgrube und die nuten. Die Versagensart änderte sich durch diese Impulse auf die Wände der Reaktorgrube. In der Druckentlastung nicht. Studie wurden verschiedene Parameter an Schmelz- In früheren Berichten war bereits beschrieben wor- tropfen, der Durchmesser, mit der der Schmelz- den, dass bei einem Schmelzepool von 1,9 m Tiefe strahl aus dem RDB austritt (Jet-Durchmesser), und ein mittig positioniertes IGT nicht verklemmt, da- Wassertemperaturen variiert und analysiert. Aus raufhin herausfällt und somit der RDB zuerst im Be- den Resultaten geht hervor, dass der Druck in der reich der IGT versagt. Für dieselbe Konfiguration Reaktorgrube und der Impuls auf die Wände bei wurde jetzt ein ganz aussen angeordnetes Füh- grösseren Jet-Durchmessern grösser sind als bei rungsrohr der Instrumentierung untersucht. Dabei kleineren, es aber keine grosse Variation zwischen zeigte sich, dass dieses Führungsrohr verklemmen Jets mit 30 oder 40 cm Durchmesser gibt. Bei grös- kann. seren Tropfen ist die Masse an Schmelze im Wasser DECO (Debris Coolability Map): Wenn die Kern- grösser, womit auch höhere Drücke und Impulse schmelze als Strahl aus dem RDB austritt und auf erreicht werden. eine Wasservorlage trifft, so wird der Strahl mit zunehmender Eintrittstiefe in die Wasservorlage im- Bedeutung des Projekts, mer weiter aufgetrennt (siehe auch Abbildung 13). Beitrag zur nuklearen Sicherheit Am Boden des Containments bildet sich daraufhin Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom- eine Schüttung aus Schmelzepartikeln. Für die Un- plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen. Je tersuchungen dieser Schüttbettbildung wurden umfassender das Verständnis der Unfallphänomene weitere Experimente durchgeführt, bei denen die ist, desto präziser können diese modelliert werden. Distanz zwischen Austritt der Schmelze und Was- So liefern die Forschungsresultate beispielsweise Er- seroberfläche variiert wurde. Bei einigen Experi- kenntnisse darüber, mit welchen Methoden und Er- menten liess man die Schmelze unterhalb der Was- folgsaussichten die Kernschmelze vor oder nach seroberfläche austreten. Im Vergleich zu den einem Versagen des Reaktordruckbehälters gekühlt Experimenten mit Austritt der Schmelze oberhalb werden kann. Dadurch wird eine belastbarere Risi- der Wasseroberfläche resultierten dabei grössere koquantifizierung in der Stufe 2 von probabilis- Schmelzpartikel und eine Änderung der Morpholo- tischen Sicherheitsanalysen ermög licht. Zugleich gie. liefert das Projekt Vergleichswerte für Betreiberan- Bei den Untersuchungen zur räumlichen Verteilung gaben. Zudem können die Unterlagen für die Be- des Schmelzpartikel-Schüttbetts (particle debris herrschung schwerer Unfallsituationen (Severe Ac- spreading, PDS) zeigte sich, dass der Grossteil des cident Management Guidelines SAMG) optimiert Schüttbettvolumens nach der Ablagerung meist werden. Insgesamt ermöglicht die Mitwirkung am immobil ist. Durch später auftretende Strömungen MSWI-Projekt dem ENSI den direkten Zugang zum von Wasser und Dampf wird nur noch die oberste aktuellen Stand des Wissens auf dem Gebiet der Schicht der Schmelzpartikel verlagert. Die Mächtig- Leichtwasserreaktor-Schwerunfallforschung (auch keit dieser Schicht beträgt einige Partikeldurchmes- über die Projektthemen hinaus). ser. Dieses Verhalten ist nicht abhängig von den Be- dingungen des Experimentes (Grösse des Behälters, Ausblick Schmelzmasse), was die einfache Übertragung die- Die geplanten Forschungsarbeiten an der KTH ser Erkenntnisse auf die prototypischen Unfallbe- kommen gut voran. Die Arbeiten an der KTH sind dingungen erlaubt. bislang insgesamt sehr zufriedenstellend verlaufen. SEIM (Steam Explosion Impact Map): Dazu sollen Für das nächste Jahr sind unter anderem folgende unter anderem deterministische (Rechen-)Werk- Arbeiten geplant: zeuge entwickelt werden, mit denen die Bela- RES: Definition der Referenzanlage «Nordic stungen durch Dampfexplosionen kalkuliert wer- BWR» inklusive der Kernschadenszustände so- den können. Im Hinblick darauf sollen auch die wie die Entwicklung der Risk Oriented Accident Festigkeiten der für die Kühlbarkeit ausserhalb des Analysis Methodology (ROAAM); RDBs wichtigen Containmentstrukturen quantifi- MEM: Entwicklung eines Ansatzes zum Vergleich ziert werden. Die gegenwärtig durchgeführten Ar- von Belastung und Kapazität des RDBs betref- beiten befassen sich mit der Vorvermischungs- und fend den Interaktionen zwischen RDB und der Explosionsphase von Dampfexplosionen aus- Schmelze, um Art und Zeitpunkt des RDB-Versa- serhalb des RDB. Das Hauptziel sind die Quantifi- gens zu quantifizieren;

54 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 DECO: Anwendung von Simulationsprogram- Freigabe von Materialien aus kontrollierten Zonen men für die Entwicklung vorläufiger Entschei- und zur Überwachung der Abgaben radioaktiver dungshilfen für die ROAAM; Stoffe an die Umgebung. SEIM: Quantifizierung der Belastungen durch In der Radioanalytik werden chemische und physi- Dampfexplosionen ausserhalb des RDBs und der kalisch-chemische Untersuchungen in Verbindung Festigkeiten der relevanten Containmentstruk- mit Kernstrahlungsmessungen an verschiedensten turen. radionuklidhaltigen Proben durchgeführt. Die Radio analytik hat im Strahlenschutz einen hohen Stand erreicht. Dennoch ergeben sich immer neue 1.6 Strahlenschutz Anforderungen aus der Praxis, denen mit Neuent- wicklungen von Messmethoden und mit neuen Lö- Die Arbeiten im Bereich Strahlenschutz umfassen sungsansätzen begegnet werden muss. Beispiele ein breites Spektrum anwendungsbezogener The- sind Freimessungen von Schlämmen sowie Mes- men. Sie reichen von der Überprüfung und Kali- sungen von Umweltproben im Rahmen der Immis- brierung von Messsystemen für ionisierende Strah- sionsüberwachung oder von Proben zur Überwa- lung und der von Helikoptern aus durchgeführten chung der Inkorporation. Messung der Ortsdosisleistung in der Umgebung Für das ENSI führt die Sektion Messwesen Experti- von Kernanlagen (Aeroradiometrie) bis hin zur Ent- sen sowie Entwicklungs- und Forschungsarbeiten wicklung neuer Analysemethoden für Radionu- auf dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech- klide. Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen nik und der Radioanalytik durch. Normen zur länderübergreifenden Harmonisierung im Strahlenschutz bei. Mit diesen Aktivitäten wird Projektziele des Berichtjahres der Strahlenschutz in der Schweiz auf dem Stand und deren Umsetzung der Technik gehalten und die Ausbildung von Nach- Generische Strahlenschutzforschung wuchskräften gefördert. Im Berichtjahr wurde die Doktorarbeit zur Entwick- lung eines Modells zur atmosphärischen Ausbrei- 1.6.1 Strahlenschutzforschung tung von Radionukliden weitergeführt. Es wurden verstärkt die turbulenten Einströmbedingungen für Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI die Simulation von grossen Wirbeln untersucht. Zur ENSI-Projektbegleiter: Franz Cartier Überprüfung des Modells wurden drei gamma- Bericht der Forscher in Anhang A spektrometrische Messstationen an verschiedenen Orten auf dem PSI-Gelände in Betrieb genommen. Einleitung Diese Messstationen sollen die von den Beschleuni- Die Sektion Messwesen der Abteilung für Strahlen- geranlagen kontinuierlich im Rahmen der zuläs- schutz und Sicherheit des PSI ist von der Schweize- sigen Grenzwerte an die Umgebung abgegeben rischen Akkreditierungsstelle SAS als akkreditierte Positronenstrahler messen. Stelle zugelassen. Unter anderem gehören zum Im Rahmen der Erneuerung des Probenahmesys- Aufgabengebiet der Sektion: tems des Hochkamins Ost wurden die Gesamt- das Betreiben einer anerkannten Dosimetrie- übertragungsraten von Aerosolpartikeln durch und Inkorporationsmessstelle, zwei auf diese Prüfung spezialisierte Firmen gemes- die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess- sen. Die Messergebnisse der beiden Firmen zeigten geräten, eine gute Übereinstimmung. Zusätzlich analysierte das Betreiben eines Radioanalytiklabors. das PSI die Messdaten, indem es die gemessenen Die Personendosimetrie, also die Messung der äus- Penetrationen mit den Ergebnissen verschiedener seren und inneren Strahlenexposition von Men- Penetrationsmodelle verglich. schen, ist eine wichtige Aufgabe des Strahlen- In der Schweiz existieren zwei Messnetze zur lau- schutzes. Die Dosimetrieverordnung stellt hohe fenden Überwachung der Dosisleistung, nämlich technische Anforderungen an die Dosimetriestel- NADAM (Netz für automatische Dosisalarmierung len. und -messung) der Nationalen Alarmzentrale und Die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmessge- MADUK (Messnetz zur automatischen Dosisleis- räten ist eine wichtige Voraussetzung zum Nach- tungsüberwachung in der Umgebung der Kern- weis der Einhaltung von gesetzlichen Grenzwerten. kraftwerke) des ENSI. Im Rahmen eines Praktikums Grosse Bedeutung haben auch die Messungen zur wurden die Messwerte der NADAM- und MADUK-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 55 Sonden sowie die Rohdaten der Aeroradiometrie ionisierender Strahlung bildet dabei eine Spur, die aus den Jahren 1994 bis 2012 im geographischen später mikroskopisch ausgewertet wird. Informationssystem ARCGIS und in einer Karte integriert. Zusätzlich wurden die Messdaten der Praktische Strahlenschutzforschung Ortsdosisleistung hinsichtlich jahreszeitlicher und Die Gebiete um die Kernkraftwerke Beznau (KKB) standortspezifischer Schwankungen untersucht. und Leibstadt (KKL), das Paul Scherrer Institut (PSI) Dabei zeigte sich, dass diese im Gebirge einen an- und das Zwischenlager Würenlingen wurden auch deren Jahresverlauf als im Flachland haben. in diesem Jahr aeroradiometrisch ausgemessen. Im Gebiet der internationalen Strahlenschutznor- Zusätzlich wurden das Stadtgebiet Zürich, der Ran- mung arbeitet je ein Vertreter des PSI in den Ar- gierbahnhof Spreitenbach und Gebiete am Lac beitsgruppen WG14 und WG17 der International Emosson, am Limmersee und Muttsee überflogen Organization for Standardization ISO aktiv mit. Die und ausgemessen. Auch wurde eine Transversale WG14 hat mit der Neuerstellung von zwei ISO-Nor- von Bischofszell (TG) zum Grand St. Bernard (VS) men begonnen. Die eine behandelt die Raumluft- aeroradiometrisch erfasst. Es konnten mit Aus- überwachung am Arbeitsplatz und die andere die nahme der Betriebsareale der Kernanlagen keine Raum- und Fortluftüberwachung von Beschleuni- erhöhten Messwerte registriert werden. Auf den gern zur Herstellung von Radionukliden für die Po- Betriebsarealen wurden die gesetzlichen Grenz- sitronen-Emissionstomographie (PET). Die WG 17 werte eingehalten. hat eine Revision der ISO 7503, einer Norm über Im Jahr 2012 wurde die Charakterisierung der Neu- die Messung und Beurteilung von Oberflächenkon- tronen-Bestrahlungseinrichtungen der PSI-Kali- taminationen, beim ISO-Sekretariat als Entwurf brierstelle fortgeführt und abgeschlossen. Das PSI eingereicht. Die drei Monate dauernde Länderab- hat mit Labortests und einem Feldtest ein neues ak- stimmung begann am 23. September 2012. Die tives Personen-Photonendosimeter für die Abtei- Sektion Messwesen ist in mehreren Arbeitsgrup- lung Strahlenschutz und Sicherheit evaluiert. Zu- pen von EURADOS (European Radiation Dosimetry dem hat es mit dem Institut de Radiophysique (IRA) Group) vertreten, die die Zusammenarbeit auf dem unter der Leitung des Bundesamts für Metrologie Gebiet der ionisierender Strahlung im europä- (METAS) aktiv bei der Überführung der METAS- ischen Raum fördert. Weisungen zur Eichung von Strahlenmessmitteln in Im Jahr 2012 nahm die Sektion Messwesen an Ver- die am 1. Januar 2013 in Kraft tretende neue Ver- gleichsmessungen im Bereich der Radioanalytik auf ordnung für Strahlenmessmittel (StMmV) mitgear- nationaler und internationaler Ebene teil. Bei allen beitet. Vergleichsmessungen liess sich eine gute Überein- Es wurden Messungen und Überlegungen zur stimmung der PSI-Resultate mit den Referenz- möglichen Übernahme der Clearance-Werte aus werten feststellen. dem zukünftigen europäischen Regelwerk als neue Beim Projekt «Anwendung der validierten ISOCS/ Freigrenzen in die schweizerische Strahlenschutz- LABSOCS-Software für Dichte-, Summations- und verordnung durchgeführt. Stoffe, Gegenstände Geometrie-Korrekturen in der Gamma-Spektrome- und Abfälle, deren Aktivitätskonzentrationen unter trie» nahm die Gruppe Radioanalytik an Schu- den Freigrenzen gemäss Strahlenschutzverordnung lungen seitens der Firma Canberra teil. Zudem kali- (Anhang 3, Spalte 9) liegen, fallen nicht in den Gel- brierte sie ein charakterisiertes Gamma-Spek - tungsbereich der Strahlenschutzgesetzgebung. Die trometer mit zertifizierten Referenzstandards. Messungen und Überlegungen zeigten, dass sich In der Gruppe Radioanalytik wurde mit dem Flüs- sowohl bei der manuellen wie auch bei der maschi- sig-Szintillationsspektrometer mit Dreifach/Doppel- nellen Freimessung von Materialien deutlich län- Koinzidenz-Messtechnik eine Vorstudie zur ge- gere Messzeiten ergeben werden. naueren Bestimmung der Halbwertszeit von Im KKM wurde die Freimessanlage für Kleinteile am langlebigen Nukliden (10Be, 32Si, 63Ni, 93Zr, 129I) er- Zonenübergang erfolgreich überprüft und neu ka- folgreich durchgeführt. libriert. Im Weiteren wurde die Thorax-Triagemoni- Zur Verbesserung der Neutronen-Dosimetrie wurde toren im Kernkraftwerk Beznau (KKB) und im Zwi- eine Studie zur Vergleichbarkeit und Reproduzier- schenlager Würenlingen (ZWILAG) kalibriert. barkeit von CR-39-Auswertungen durchgeführt. In der Radioanalytik wurden vier Messmethoden Sämtliche Ergebnisse lagen in einem Unsicherheits- entwickelt und erfolgreich getestet: band von ±15%. CR-39 ist ein Polymer, das als De- Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben tektor verwendet wird. Ein auftreffendes Teilchen des «EAWAG-Klingnau-Projekts»

56 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo- Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit nenten Target «M» direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen Optimierung extraktionschromatischer Trennung in der Schweiz von Am und Cm aus Bodenproben mittels Digly- Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit colamide-Harz (DGA-Resin) Berichterstattung Charakterisierung von Strahlenschutz- Bedeutung des Projekts, messmitteln Beitrag zur nuklearen Sicherheit Kalibrierung der LS-Spektrometer für reine Die Entwicklungs- und Forschungsarbeit auf dem Beta-Strahler Gebiet der Strahlenmesstechnik fördert die nukle- Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben are Sicherheit und stärkt die Rechtssicherheit. Dies im «EAWAG-Klingnau-Projekt» gilt insbesondere für die Überprüfung und Kalibrie- Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo- rung von Messsystemen. Auch wird ein erheblicher nenten Target «M» Beitrag zur Qualitätssicherung der technisch immer Teilnahme der Radioanalytik an internationalen komplexer werdenden Messeinrichtungen und Vergleichsmessungen Messaufgaben geleistet. Teilnahme an internationalen Vergleichsmes- Die vom PSI geleisteten Arbeiten bei der Revision sungen für Personen- und Umgebungs- der ISO-Normen tragen zu einer international har- dosimetrie monisierten Erhebung und Beurteilung von Mess- Ad-hoc-Fragestellungen des ENSI nach werten bei. Absprache mit dem Projektleiter Dank der Zusammenarbeit in der Radioanalytik ist gewährleistet, dass die Aufsichtsbehörde jederzeit Probenanalysen durchführen lassen kann. Ein we- 1.7 Entsorgung sentlicher Gewinn ist die Umsetzung des Stands der Technik der chemischen Trenn- und Analysever- Mit dem Fortschreiten des Verfahrens gemäss dem fahren in der Radioanalytik und die nationale Zu- Sachplan geologische Tiefenlager wird auch die sammenarbeit in diesem Spezialgebiet. Forschung im Bereich Entsorgung immer wichtiger. Bedeutend ist auch die Ausbildung von Nach- Bei der geologischen Tiefenlagerung radioaktiver wuchskräften, die vor allem dank der Attraktivität Abfälle spielt die Untersuchung geeigneter Ge- von Verfahren nach dem neuesten Stand der Tech- steinsformationen eine zentrale Rolle. Dazu wer- nik für dieses Gebiet gewonnen werden können. den hydrogeologische, geochemische und felsmechanische Eigenschaften des Opalinustons im Ausblick Felslabor Mont Terri untersucht. Die Auslegung Die Zusammenarbeit in der Strahlenschutzfor- eines Tiefenlagers und dessen Überwachung wird schung wird fortgesetzt. Für das Jahr 2013 sind Ar- ebenso beleuchtet wie die Eigenschaften der darin beiten an folgenden Projekten geplant: einzulagernden Abfälle. Zudem werden die in Durchführung und Fachbegleitung einer Doktor- einem Tiefenlager ablaufenden physikalisch-che- arbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbrei- mischen Prozesse betrachtet, darunter insbeson- tung (Nachwuchsförderung im Strahlenschutz) dere die Gas- und Temperaturentwicklung. Darü- Fachbegleitung von Praktika (Nachwuchsförde- ber hinaus beschäftigen sich die Projekte mit rung im Strahlenschutz) langfristigen Prozessen, welche die Sicherheit eines Mitarbeit bei der internationalen Normung in der geologischen Tiefenlagers beeinträchtigen kön- Strahlenmesstechnik nen, nämlich die Tiefenerosion durch Gletscher Weiterentwicklung und Optimierung einge- und die Abtragung als Folge grossräumiger tekto- führter Messmethoden in KKW nischer Hebung der Landschaft. Neu im For- Anwendung der GENIE2000- und ISOCS/LAB- schungsprogramm sind zwei Projekte zum interna- SOCS-Software in der Gamma-Spektrometrie tionalen Wissens- und Erfahrungsaustausch bei Einführung einer Schnellmethode für die Stilllegungsprojekten. Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in Lebensmittelproben (Milchpulver) Einführung von neuen Techniken und Methoden in der Dosimetrie

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 57 1.7.1 IAEA-Projekte zur Stilllegung Bedeutung der Projekte, von Kernanlagen Beitrag zur nuklearen Sicherheit Durch die Beteiligung an den beiden Forschungs- ENSI-Projektbegleiter: Hannes Hänggi projekten der IAEA erhofft sich das ENSI folgende Vorteile: Einleitung Auf- und Ausbau der Fachkompetenz am ENSI Stilllegung und Rückbau von Kernanlagen haben in zu verschiedenen Aspekten der Stilllegung jüngster Zeit stark an Bedeutung gewonnen. Auf- Weiteres Know-how zur Beurteilung von Kosten- grund politischer Entwicklungen oder einfach, weil studien und Stilllegungsprojekten eine Anlage ihr Lebensende erreicht hat, befassen Zugang zu Stilllegungsdaten anderer IAEA-Mit- sich Betreiber, Aufsichtsbehörden und internatio- gliedsländern nale Organisationen derzeit verstärkt mit der Stillle- Breites internationales Netzwerk für Informa- gung von Leistungs- und Forschungsreaktoren – so tions- und Erfahrungsaustausch (über 40 Staaten auch die Internationale Atomenergie-Organisation beteiligen sich an den Projekten) (IAEA) in Wien. Während das Projekt DACCORD wohl bei der Im Berichtjahr 2012 lancierte die IAEA gleich zwei nächs ten Überprüfung der Stilllegungskosten Forschungsprojekte, die sich mit der Stilllegung von und beim nächsten Stilllegungsprojekt eines For- Kernanlagen befassen: DACCORD (Data Analysis schungsreaktors zur Anwendung kommen wird, and Collection for Costing of Research Reactor De- betrachtet das Risikomanagement-Projekt DRiMa commissioning) und DRiMa (International Project Stilllegungsprojekte ganzheitlich – entsprechend on Decommissioning Risk Management). Das ENSI weitreichend ist die Bedeutung von DRiMa auch für beteiligt sich an beiden Projekten, indem Vertreter das ENSI. in Arbeitsgruppen mitwirken. DRiMa berücksichtigt, dass bei Stilllegungspro- In den Projekten tragen die IAEA-Mitgliedsländer jekten verschiedene Faktoren zusammenspielen ihre Erfahrungen zusammen und erarbeiten daraus wie sich ändernde Verhältnisse auf der Baustelle, Berichte mit Empfehlungen, die von der IAEA pu- radiologischer und konventioneller Arbeitsschutz, bliziert werden und den übrigen IAEA-Mitgliedlän- menschliche und organisatorische Faktoren, wirt- dern zur Verfügung gestellt werden. Beim Kosten- schaftliche Faktoren, Zusammenspiel von internem abschätzungsprojekt DACCORD wird zusätzlich die und externem Personal auf einer Anlage, öffent- Anwendung des Computerprogramms CERREX liche Interessen usw. Mit DRiMa möchte das ENSI (Cost Estimation for Research Reactors in Excel) ge- also das Risiko bei Stilllegungsprojekten grundsätz- übt und aufgrund konkreter Daten verbessert. lich besser abschätzen und beurteilen können. Mit den beiden Projekten strebt die IAEA grund- sätzlich einen verstärkten internationalen Wissens- Ausblick und Erfahrungsaustausch bei Stilllegungsprojekten Die eigentlichen Arbeiten in den Projekten werden der Mitgliedländer untereinander an. Dazu wird 2013 aufgenommen. Folgende Aktivitäten sind auch eine Kommunikationsplattform für das Inter- vorgesehen: net entwickelt. Die Projektleiter der IAEA haben bereits viele und praktische Erfahrungen gesammelt DACCORD: bei Rückbauprojekten und sind international aner- Konkrete Daten aus Rückbauprojekten werden kannt; dies garantiert eine hochstehende Qualität gesammelt, indem die teilnehmenden Länder ei- der Projekte. nen detaillierten Fragebogen ausfüllen. Startsitzung für beide Projekte war im Dezember Die gesammelten Daten werden in das Compu- 2012. An diesen Treffen wurden die Projekte und terprogramm CERREX eingegeben, die Erfah- Ziele jeweils vorgestellt, und die teilnehmenden rungen mit CERREX und allfälliges Verbesse- Länder präsentierten den Stand ihres Wissens, re- rungspotenzial werden anschliessend diskutiert. spektive ihre Erfahrungen als Grundlage für das Das Inhaltsverzeichnis für den Schlussbericht weitere Vorgehen. Deshalb werden hier erst die wird aufgrund der Erfahrungen erstellt. Grundzüge der Projekte vorgestellt. Im nächsten Der Abschluss des Projekts DACCORD ist für Mai Jahr sollten dann erste Zwischenresultate vorlie- 2015 vorgesehen. gen.

58 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 DRiMa: behörden unterstützen, nehmen am Projekt teil. Die Erfahrungen der teilnehmenden Länder wer- Das Projekt ist in folgende Teilprojekte unterteilt: den mit einem detaillierten Fragebogen erho- WP1: SITEX management ben. WP2: Regulatory expectations and needs Die Arbeit in den Arbeitsgruppen wird aufge- WP3: Development of TSO’s scientific skills nommen, die Berichtsentwürfe sowie eine zwei- WP4: Technical review method and competence ter Fragebogen, der im Herbst verteilt werden building soll, werden erstellt. WP5: Conditions for associating stakeholders in Die Publikation des Schlussberichts des Projekts the process of expertise DRiMa ist für 2016 vorgesehen. WP6: Conditions for the establishment of a sustainable expertise network 1.7.2 SITEX – Sustainable network of Das ENSI nimmt am Teilprojekt WP2 teil. Ziel dieses Independent Technical Expertise Arbeitspakets ist die Identifikation der Themen for radioactive waste disposal bzw. Aspekte, für welche zusätzliche technische Richtlinien (WP2.1) und für welche Expertisen oder ENSI-Projektbegleiterin: Ann-Kathrin Leuz technische Unterstützung für die Aufsichtsbehör- den (WP2.2) notwendig sind. Einleitung Innerhalb des 7. Rahmenprogramms der EU wurde Projektziele des Berichtjahres das Projekt SITEX im Februar 2012 gestartet. Das und deren Umsetzung Projekt hat das Ziel, eine Plattform für die Auf- In Arbeitspaket 2 wurde 2012 eine Übersicht der sichtsbehörden und ihre Experten für geologische bereits existierenden technischen Richtlinien be- Tiefenlager aufzubauen. Innerhalb dieser Plattform züglich geologische Tiefenlager für hochaktive Ab- soll der regulatorische Bedarf für jede einzelne fälle erstellt. Mit ihrer Hilfe wurde abgeklärt, ob es Phase der Realisierung eines geologischen Tiefenla- Bedarf für weitere technische Richtlinien gibt. Als gers diskutiert und evaluiert werden. Ein weiterer Basis wurden die Sicherheitsanforderungen des Schwerpunkt des Projekts ist, zu klären, welche Entwurfs der Western European Nuclear Regula- Schwerpunkte für die regulatorische Sicherheits- tors Association (WENRA), der Direktive der Euro- forschung und technische Expertise für zukünftige päischen Union, der International Atomic Energy Realisierungsschritte eines geologischen Tiefenla- Agency (IAEA) und der International Commission gers gesetzt werden sollen. on Radiological Protection (ICRP) verwendet. Zu- Die folgenden Aufsichtsbehörden und technischen sätzlich wurden die Projektteilnehmer mittels Fra- Forschungs- und Beratungsorganisationen (Techni- gebogen um Auskunft gebeten, zu welchen Si- cal Support Organisations TSO), die die Aufsichts- cherheitsanforderungen sie spezielle technische

Organisation Funktion Tabelle 1: Am Projekt SITEX Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire Französische TSO teilnehmende (IRSN – Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety) Organisationen Federal Agentschap voor Nucleaire Contrôle (FANC/AFCN – Belgische Aufsichtsbehörde Federal Agency for Nuclear Control) Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) Deutsche TSO

Ustav Jaderneho Vyzkumu Rez a.s. (UJV, Nuclear Research Institute Rez) Tschechische TSO Bel V Belgische TSO Lithuanian Energy Institute (LEI) Litauische TSO DECOM a.s. Slowakische TSO Agence de Sûreté Nucléaire (ASN – French Safety Authority) Französische Aufsichtsbehörde

Stral Säkerhets Myndigheten (SSM - Swedish Radiation Safety Authority) Schwedische Aufsichtsbehörde Ministry of Economic Affairs, Agriculture and Innovation («EL&I») Niederländische Aufsichtsbehörde Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) Kanadische Aufsichtsbehörde MUTADIS Französische TSO Nuclear Research and Consultancy Group (NRG) Niederländische TSO Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) Schweizerische Aufsichtsbehörde

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 59 Richtlinien entwickelt haben. Für ausgewählte The- Austausch der Aufsichtsbehörden und ihrer Exper- men wurden die internationalen mit den natio- ten über diese Plattform verbessert werden kann. nalen Sicherheitsanforderungen verglichen, um Gemeinsamkeiten und Unterschiede zu identifizie- 1.7.3 Forschungsprojekt Felslabor ren. Ein Übersichtsbericht zu diesen Arbeiten liegt Mont Terri als erster Entwurf vor und wurde beim zweiten Treffen im Januar 2013 besprochen. Auftragnehmer: Forschungsgruppe Ingenieurgeo- Das ENSI ist im Bericht federführend für das Kapitel logie der ETH Zürich Monitoring für geologische Tiefenlager (zu diesem ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank Thema siehe auch Kap. 1.7.5). Sowohl der Entwurf Bericht der Forscher in Anhang A (RC Experiment) des Dokuments der WENRA als auch ein Entwurf der IAEA (DS-357) enthalten bereits detaillierte Si- Einleitung cherheitsanforderungen zum Thema Monitoring. Das Felslabor Mont Terri in St.Ursanne ist ein inter- Insbesondere der aktuelle Entwurf des Safety nationales Forschungsprojekt, mit welchem Grund- Guides (DS-357) der IAEA enthält Ziele und Anfor- lagedaten zu den hydrogeologischen, geoche- derungen für die verschiedenen Realisierungs- mischen, mineralogischen und felsmechanischen schritte und Phasen eines Tiefenlagers. Beim Ver- Eigenschaften des Opalinustons erhoben werden. gleich der schwedischen, kanadischen, deutschen, Diese Eigenschaften sind für die Beurteilung der Si- französischen und schweizerischen Richtlinien ist cherheit und bautechnischen Machbarkeit geolo- vor allem der unterschiedliche Detaillierungsgrad in gischer Tiefenlager in Tongesteinen massgebend. den Richtlinien auffällig. Am Forschungsprojekt beteiligen sich aktuell 15 Es ist geplant, einen ähnlichen Fragebogen an die Organisationen aus 8 Ländern (Schweiz, Frank- entsorgungspflichtigen Organisationen zu schi- reich, Deutschland, Spanien, Belgien, Japan, Ka- cken, um diese bezüglich Lücken und weiteren nada und USA). Das ENSI beteiligt sich seit 2003 Reglungsbedarf zu befragen. am Mont-Terri-Projekt mit eigenen Arbeiten im Rahmen seiner regulatorischen Forschung. Der ge- Bedeutung des Projekts, genwärtige Forschungsschwerpunkt des ENSI liegt Beitrag zur nuklearen Sicherheit auf der Charakterisierung der felsmechanischen Ei- Für das ENSI ist die Mitarbeit in SITEX eine gute Ge- genschaften des Opalinustons. Die entsprechenden legenheit, die Verbindungen zu anderen Aufsichts- Untersuchungen erfolgten im Rahmen einer Dis- behörden und deren Experten weiter auszubauen sertationsarbeit, welche von der Ingenieurgeologie und von den Erfahrungen der Länder mit fortge- der ETH Zürich, einem Allianzpartner des ENSI, be- schrittenen Tiefenlagerprogrammen (z. B. Schwe- treut werden. den, Frankreich) zu profitieren. Die Diskussion über verschiedene Fachthemen, bzw. wie andere Auf- Projektziele des Berichtjahres sichtsbehörden bestimmte Aspekte beurteilen und und deren Umsetzung überprüfen, kann für das ENSI bei den Beurtei- Im Mittelpunkt der Forschungsarbeiten standen lungen der Arbeiten der Nagra im Sachplanverfah- 2012 die Auswertung des RC-Experimentes (Rock ren geologische Tiefenlager wertvolle Impulse lie- Mass Characterisation Experiment), umfangreiche fern. Das ENSI gewinnt ausserdem vertiefte felsmechanische Laboruntersuchungen an Opali- Einblicke darüber, in welchen Ländern welche Ex- nuston-Proben sowie Rechensimulationen zur Ab- pertise vorhanden ist: Bei Bedarf können seitens bildung und zum Verständnis des felsmecha- ENSI internationale Experten im Beurteilungspro- nischen Verhaltens des Opalinustons. Zielsetzung zess des Sachplans beigezogen werden. Zusätzlich dieses vierjährigen Experimentes ist einerseits die erhält das ENSI Hinweise dazu, ob weitere Rege- Untersuchung der durch den Bau der Galerie-08 lungen für die geologische Tiefenlagerung in der (Ausbruchquerschnitt von 22 m2) infolge von Span- Schweiz notwendig sind. nungsumlagerungen hervorgerufenen Deformati- onen im Opalinuston; bei solchen Ausbrucharbei- Ausblick ten entsteht eine sogenannte Auflockerungszone Bis Ende des Jahres 2013 sollen zum Projekt SITEX (Excavation Disturbed Zone EDZ) in unmittelbarer alle Arbeitspakete abgeschlossen werden. Auf der Umgebung des Stollens. Andererseits geht es um Basis der Resultate soll ein Vorschlag erarbeitet die Erfassung von langfristigen Verformungen im werden, wie in Zukunft die Arbeitsweise und der Gebirge (Konsolidierung, Kriech- und Quellpro-

60 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 zesse) mittels verschiedener Messverfahren. Am Ex- Die Druckfestigkeiten dreier Proben mit einer Be- periment beteiligen sich neben dem ENSI und der lastungsachse parallel zur Schichtung liegen zwi- ETH die deutsche Bundesanstalt für Geowissen- schen 9.9 und 13.2 MPa, die Poisson-Verhält- schaften und Rohstoffe BGR (geophysikalische nisse zwischen 0.15 und 0.23 und die Messungen) und Swisstopo (strukturgeologische Young-Moduli zwischen 5.2 und 8.6 GPa. Im und geodätische Messungen). Vergleich zu Proben senkrecht zur Schichtung lie- Neben dem RC-Experiment beteiligt sich das ENSI gen die Druckfestigkeiten der parallelen Proben weiterhin an zwei kleineren Experimenten. Das im Durchschnitt 3–4 MPa höher, was im Wider- Cyclic Deformation-Experiment (CD) untersucht spruch zu bisherigen Literaturdaten steht. Eine das zyklische Deformationsverhalten der Stollen- mögliche Erklärung könnte sein, dass bisherige wand in Abhängigkeit des Stollenklimas (Tempera- Analysen die Saugspannung nicht berücksichtigt tur, Luftfeuchtigkeit). Mit dem Evaporation Log- haben und Schrumpfrisse parallel zur Schichtung ging-Experiment (FM-D) evaluiert das ENSI vorhanden waren. zusammen mit Swisstopo eine neue Methode der Beziehung zwischen prä-existierenden Trennflä- Durchlässigkeitsbestimmung in Bohrungen. chen (Störungen, Scherzonen) und der Ausbil- Die Untersuchungen und Auswertungen zum RC- dung der EDZ: Aufgrund der ausgeprägten Experiment sind bereits weit fortgeschritten und Schichtung und den bereits vorhandenen tekto- umfassten in der Berichtsperiode folgende Arbeits- nischen Diskontinuitäten weist der Opalinuston pakete: im Felslabor Mont Terri eine grosse Gesteins- Untersuchung der Saugspannung-Sättigungsbe- bzw. Gebirgsanisotropie auf, welche massge- ziehung an Probenkörpern des Opalinustons: Die bend das mechanische Gebirgsverhalten beein- Beziehung zwischen Saugspannung und Sätti- flusst. Eine systematische strukturgeologische gung repräsentiert den Wassergehalt in den Po- und geophysikalische Auswertung der Trennflä- ren des Opalinustons, welcher einen starken Ein- chensysteme an den Tunnelwänden der Gale- fluss auf die mechanischen Eigenschaften des rie-08 und in der Beobachtungsbohrung BRC-2 Opalinustons hat. Aus diesem Grund wurden zeigt, dass bei der Entstehung der EDZ die Bruch- mittels 49 Proben die charakteristischen Saug- bildung massgebend durch präexistierende tek- spannungskurven für den Opalinuston ermittelt tonische Scherflächen, tektonische Störungszo- und mit Literaturwerten verglichen. Die Ergeb- nen sowie durch die ausgeprägte Schichtung nisse zeigen eine gute Übereinstimmung mit be- beeinflusst wurde. Die Analyse zeigt, dass Dis- kannten Literaturdaten. kontinuitäten auf allen Betrachtungsmassstäben Untersuchung des Einflusses der Saugspannung (mm bis Dekameter-Bereich) einen Einfluss ha- auf die Zugfestigkeit des Opalinustons: Anhand ben. von Spaltzugversuchen (Brazilian Tensile Strength Zusammenstellung bestehender Literaturdaten Tests BTS) an Opalinuston-Probekörpern wurde (felsmechanische Kennwerte für den Opalinus- die Zugfestigkeit in Abhängigkeit der Saugspan- ton des Felslabors Mont Terri): Aus den vergan- nung untersucht. Es wurden sowohl Probenkör- genen 10 Jahren liegen umfangreiche Ergebnisse per parallel wie auch senkrecht zur Schichtung zu felsmechanischen Labortests vor (Bestim- untersucht. Die Ergebnisse zeigen, dass die Zug- mung der Druckfestigkeiten und des Verfor- festigkeit mit zunehmender Saugspannung mungsverhaltens). Die Zusammenstellung der rasch ansteigt, wie dies im Bereich von relativ tie- Literaturdaten diente dazu, die Labortests be- fen Saugspannungen typisch ist. Parallel zur züglich Probengewinnung, Probenaufbereitung Schichtung liegt die mittlere Zugfestigkeit bei ei- und Sättigungsgrad zu vergleichen. ner totalen Saugspannung von 4 MPa bei 0.55 Rechensimulationen: Mittels des Rechencodes MPa, welche linear auf 1.5 MPa bei einer totalen FLAC 3D wurde das felsmechanische Verhalten Saugspannung von 66 MPa ansteigt. Senkrecht des Opalinustons beim Ausbruch der Galerie-08 zur Schichtung steigen die Zugfestigkeiten auf untersucht. Die Dimensionen des 3D-Modells doppelt so hohe Werte (3.0 MPa) bei einer tota- betragen 130 m in der Länge, 55 m in der Höhe len Saugspannung von 52 MPa. und 60 m in der Breite, um den 27 m langen Test- Untersuchung des Einflusses der Saugspannung bereich des RC-Experimentes abbilden zu kön- auf die Druckfestigkeit des Opalinustons: In nen. Mit den Simulationen soll die Geometrie der einem weiteren Schritt wurde die Druckfestigkeit Auflockerungszone um die Galerie-08 herum in Abhängigkeit zur Saugspannung untersucht. untersucht und mit den Messergebnissen der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 61 parallel zur Galerie-08 verlaufenden Beobach- Beobachtungsbohrung BRC-2 festgestellten Ver- tungsbohrung BRC-2 verglichen werden. In die formungen sowie zu den Ergebnissen der seis- Rechnungen eingeflossen sind die in den Lab- mischen Tomographie-Messungen in den Seiten- ortests ermittelten elastischen Kennwerte und wänden der Galerie-08. Festigkeitswerte für intakte senkrechte und par- Dokumentation der Ergebnisse: Alle bisherigen allele Proben sowie für tektonisierten Opalinus- Analysen und Untersuchungsergebnisse wurden ton (Scher- und Störungszonen). Die Rechensi- themenspezifisch zusammengestellt und doku- mulationen zeigen für den intakten Opalinuston mentiert. Die gesamten Resultate werden bis im eine heterogene Ausdehnung der EDZ um die Sommer 2013 zu einer Dissertationsarbeit zu- Galerie-08 (Durchmesser 5.2 m) von 0.5 bis 3 m sammengeführt. Es ist vorgesehen, Teile daraus in (Abbildung 14). Im Bereich von stark tektonisier- wissenschaftlichen Zeitschriften zu publizieren. tem Opalinuston (Störungszone) reicht die EDZ bis zu 12 m von der Stollenwand in das Gestein Bedeutung des Projekts, hinein. Diese asymmetrische Ausdehnung der Beitrag zur nuklearen Sicherheit EDZ ist einerseits das Ergebnis der heterogenen Das Mont-Terri-Forschungsprojekt liefert dem ENSI In-situ Spannungsverteilung (geneigt zur Stollen- wichtige Grundlagendaten, die für die Beurteilung achse) und widerspiegelt andererseits den Ein- der Sicherheit und bautechnischen Machbarkeit fluss unterschiedlicher Gesteinsfestigkeiten (in- eines geologischen Tiefenlagers im Opalinuston takt versus tektonisierter Opalinuston) und der von grosser Bedeutung sind. Das RC-Experiment dadurch induzierten lokalen Spannungskonzen- ermöglicht, Rückschlüsse über das mechanische trationen. Das mit FLAC 3D simulierte Bruchver- Gebirgsverhalten und die Mechanismen der Ver- halten des Opalinustons beim Ausbruch der Ga- formungen zu ziehen. Mit dem Rechensimulator lerie-08 (EDZ-Bildung) ist konsistent zu den in der FLAC 3D verfügt das ENSI zusammen mit der Inge-

Abbildung 14: Numerische Modellie- rungsergebnisse zur Auflockerungszone (EDZ) im RC-Testab- schnitt der Galerie-08 (Stollendurchmesser 5.2 m). Deutlich erkennbar ist der Ein- fluss präexistierender Störungszonen (Fault Zones I-IV) auf die Ausdehnung und Geo- metrie der EDZ. Quelle: ETH Zürich

62 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 nieurgeologie ETH-Zürich über ein Werkzeug, mit 1.7.4 OECD-NEA Clay Club welchem Projekte und Angaben der Nagra über- prüft werden können. Auftragnehmer: OECD-NEA Die Ergebnisse des CD-Experimentes zeigen das zy- ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank klische Deformationsverhalten der Stollenwand in Abhängigkeit des Stollenklimas (Temperatur, Luft- Einleitung feuchtigkeit) und geben Einblick in die damit Geologische Tiefenlager für langlebige radioaktive verknüpften Prozesse (Aufsättigungs- und Entsätti- Abfälle sind ein wichtiges Thema des «Radioactive gungsvorgänge und das Verhalten von Stollen- Waste Management Committee» (RWMC) der wänden in einem geologischen Tiefenlager). Mit OECD/NEA. In deren Arbeitsgruppe «Integration dem FM-D-Experiment werden Grundlagen zur Group for the Safety Case» (IGSC) werden sicher- Messung lokaler Gesteinsdurchlässigkeiten ge- heitstechnische Aspekte der geologischen Tiefenla- schaffen, die für die Interpretation hydraulischer gerung diskutiert, Analysenmethoden und Techno- Bohrlochmessungen und das Verständnis verschie- logien für den Sicherheitsnachweis vorgestellt und dener Prozesse (Selbstabdichtungsvermögen des allgemein der Stand von Wissenschaft und Technik Opalinustons) wichtig sind. auf diesem Gebiet verfolgt. Eine Untergruppe der Die Beteiligung am Mont-Terri-Forschungsprojekt IGSC ist die «Working Group on Measurements liefert dem ENSI unabhängige Vergleichsdaten, die and Physical Understanding of Groundwater Flow für Beurteilungen im Rahmen des Sachplans geolo- through Argillaceous Media», kurz «Clay Club» gische Tiefenlagerung verwendet werden. Die For- genannt. Das ENSI nimmt an beiden internationa- schungsarbeiten stellen zudem den Erhalt und die len Arbeitsgruppen teil, in denen Aufsichtsbehör- Förderung der Fachkompetenz beim ENSI und bei den, Endlagerprojektanden und Forschungsinstitu- seinen Experten sicher. Dabei profitieren alle Betei- tionen aus 13 (IGSC) bzw. 9 Ländern (Clay Club) ligten vom Austausch unter den Experten aus ver- vertreten sind. schiedenen Ländern. Ziel des Clay Clubs ist es, den internationalen Stand der Tongesteinsforschung zu verfolgen und den Ausblick Kenntnisstand der sicherheitsrelevanten Prozesse Das RC-Experiment hat eine sehr grosse Anzahl und Parameter von Tongesteinen zu erfassen und wissenschaftlicher Daten und Ergebnisse geliefert zu diskutieren. So sollen Lücken erkannt werden, und befindet sich nun in der Phase des Abschlus- um sie mit gemeinsamen Projekten (Workshops, ses. Ein abschliessender wissenschaftlicher Bericht Expertenberichte, Literaturstudien) zu schliessen. wird im Rahmen einer ETH-Dissertation im Sommer Der Clay Club dient ferner als Plattform zur gegen- 2013 vorliegen. Einige Ergebnisse zur felsmecha- seitigen Information über den Stand der Endlager- nischen Charakterisierung des Opalinustons liegen projekte und der Forschungseinrichtungen (u. a. bereits in Form von Fachpublikationen oder Ta- Felslabors) in den verschiedenen Ländern. gungsbeiträgen vor (siehe Referenzverzeichnis, Forschungsbericht in Anhang A). Projektziele des Berichtjahres Im Oktober 2012 hat das ENSI zusammen mit der und deren Umsetzung Ingenieurgeologie ETH-Zürich weitere Untersu- Die Arbeiten des Clay Clubs umfassten im Bericht- chungen zum hydraulisch-mechanischen Verhalten jahr 2012 zwei Schwerpunkte: Einerseits wurden des Opalinustons gestartet (HM-Experiment). Ziel die Beiträge der im September 2011 vom Clay Club ist, mittels systematischer Labortests an intakten in Karlsruhe (D) durchgeführten internationalen wie auch tektonisierten Opalinustonproben ein Fachtagung «Imaging and Nano Scale Characteri- konstitutives Stoffgesetz (gekoppeltes thermisches, sation of Clays» in einem Tagungsbericht zusam- hydraulisches, mechanisches und chemisches Ver- mengestellt. Der Tagungsbericht gibt einen umfas- halten) zu erarbeiten und für die felsmechanische senden Überblick über den aktuellen Stand von Modellierung verfügbar zu machen. Diese Arbeiten Wissenschaft und Technik auf diesem Gebiet und erfolgen wieder im Rahmen einer ETH-Dissertati- wird 2013 veröffentlicht. Andererseits wurde ein onsarbeit. neues Projekt mit dem Titel «Argillaceous Media Database Compilation» gestartet. Es beschäftigt sich mit den für die Sicherheitsbeurteilung von geologischen Tiefenlagern in Tongesteinen massgebenden geologischen, hydrogeologischen, minera-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 63 logischen, geophysikalischen, geochemischen und 1.7.5 Forschungsprojekte zu den Themen felsmechanischen Daten. Diese sollen in einem Monitoring, Pilotlager und Bericht zusammengestellt werden. Berücksichtigt Lagerauslegung werden nur diejenigen Tongesteinsformationen, die heute als Wirtgesteine für geologische Tiefenla- ENSI-Projektbegleiter/in: Erik Frank (Monitoring), ger vorgesehen sind und mit den aktuellsten Me- Ann-Kathrin Leuz (Pilotlager), Meinert Rahn (Lager- thoden umfassend charakterisiert wurden. Es sind auslegung) dies der Callovo-Oxfordian-Ton (Frankreich), der Boom-Clay und der Ypresian-Clay (Belgien), der Einleitung Queenstone Shale und die Georgian Bay Formation In der schweizerischen Kernenergieverordnung (Kanada) sowie der Opalinuston (Schweiz). Einbe- werden die notwendigen Teile eines geologischen zogen werden auch alle Tongesteinsformationen, Tiefenlagers für radioaktive Abfälle festgelegt: Das in denen Felslabors errichtet wurden (HADES, Bure, Hauptlager dient zur Einlagerung der Hauptmenge Tournemire und Mont Terri). Ein spezielles Kapitel der Abfälle, das Pilotlager enthält einen kleinen, wird den Stellenwert der Geologie und der sicher- aber repräsentativen Anteil des Lagerinventars und heitsrelevanten Eigenschaften der Tongesteine für die Testbereiche bilden das lokale Felslabor für Ex- den Sicherheitsnachweis darlegen. Die Nuclear perimente zu Betrieb, Verschluss und Langzeitsi- Waste Management Organisation NWMO, Ka- cherheit. Mit Hilfe des Pilotlagers wird bis zum Ab- nada, koordiniert das Projekt. lauf der Beobachtungsphase das Verhalten der Abfälle, der Endlagerbehälter, der technischen Bar- Bedeutung des Projekts für rieren, der Verfüllung und Versiegelungsstrecken die nukleare Sicherheit sowie des Wirtgesteins überwacht. Die Ergebnisse Der Clay Club der OECD/NEA ist eine wichtige in- dieser Überwachung müssen auf das Hauptlager ternationale Plattform für die Tongesteinsfor- übertragbar sein und dienen der Erhärtung des schung, in der Vertreter der Aufsichtsbehörden, der Langzeitsicherheitsnachweises. Die Ergebnisse aus Hochschulen, der Industrie und der Endlagerpro- dem Pilotlager bilden somit eine wichtige Grund- jektanden ihr Wissen einbringen und austauschen. lage für den die Beobachtungsphase abschlies- Die Mitwirkung des ENSI im Clay Club liefert wich- senden Entscheid des Lagerverschlusses. tige Grundlagen für die sicherheitstechnische Beur- Im schweizerischen Standortauswahlverfahren teilung geologischer Tiefenlagerprojekte. (Sachplan geologische Tiefenlager) wurden am Ende von Etappe 1 sechs geologische Standortge- Ausblick biete für ein SMA-Lager (schwach und mittelaktive Ein erster Entwurf des oben erwähnten Berichtes Abfälle) und drei Standortgebiete für ein HAA-La- zu Tongesteins-Daten soll bis Ende 2013 zusam- ger (hochaktive Abfälle) in die Raumplanung auf- mengestellt und im Jahre 2014 finalisiert werden. genommen, nachdem die Behörden und die ver- Um die Zusammenarbeit mit Industrie und For- schiedenen Expertengremien dem Vorschlag der schung zu fördern und zu verstärken, ist für 2014 Nagra zugestimmt hatten. Es handelt sich dabei geplant, das Clay Club Steering Meeting zusam- ausschliesslich um tonreiche Wirtgesteine, die das men mit der Jahrestagung der Clay Mineral Society geologische Tiefenlager in den Standortgebieten (CMS) durchzuführen. Der Clay Club schlägt für aufnehmen sollen. Deshalb können die weiteren diese internationale Tagung eine spezielle Sitzung Betrachtungen zur Lagerauslegung und Lagerüber- zur geologischen Tiefenlagerung in Tongesteinen wachung (Monitoring) nun auf Aspekte solcher unter dem Thema «Further development of Gesteine fokussieren. microscopic observation, modelling technique and Seit 2010 laufen drei Forschungsprojekte zur Aus- upscaling of argillaceous formations for Perfor- legung eines geologischen Tiefenlagers, zum darin mance Assessments» vor. integrierten Pilotlager und zum Monitoring. Mit ih- Für 2014 ist zudem eine Aufdatierung der Ar- nen wird abgeklärt, ob über die aktuelle Richtlinie beitsprogramme von IGSC und Clay Club durch das zur geologischen Tiefenlagerung (ENSI-G03) hin- RWMC vorgesehen. Gemeinsam mit der IGSC wer- ausgehend zusätzliche regulatorische Anforderun- den deshalb 2013 die Themen, Arbeitsschwer- gen zu stellen sind. Alle drei Projekte werden vom punkte und Ziele der kommenden Jahre bespro- ENSI geleitet, sind aber zugleich Teil des For- chen und neu festgelegt werden. schungsprogramms «Radioaktive Abfälle» des Bundesamts für Energie BFE. Dieses Forschungs-

64 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 programm wurde von der Arbeitsgruppe des Als weiteres Thema wurden die Prozesse behandelt, Bundes für die nukleare Entsorgung (Agneb) initi- die in einem geologischen Tiefenlager ablaufen und iert. Zu zwei Projekten wurden neben Nagra- und innerhalb der zeitlich beschränkten Beobachtungs- ENSI-Mitarbeitern externe Experten und Vertreter phase in einem Pilotlager tatsächlich gemessen und der Standortkantone beigezogen. überwacht werden können. Dabei muss zwischen den Prozessen in einem HAA- bzw. in einem SMA- Projektziele des Berichtjahres Lager unterschieden werden. Ausserdem wurden und deren Umsetzung die Aufgabenbereiche von Pilotlager und Testbe- Zwischen den Projekten bestehen viele Schnittstel- reichen analysiert. Im Pilotlager liegt der Fokus auf len, die eine enge Koordination und Kooperation der Untersuchung des Systemverhaltens in der An- voraussetzen. Im Berichtjahr wurden für die beiden fangsphase der Einlagerung. Dagegen kann man in Projekte «Pilotlager» und «Lagerauslegung» vier den Testbereichen standortspezifisch die relevanten bzw. sieben Sitzungen abgehalten. Für beide Pro- Prozesse für die Langzeitsicherheit und ihre Auswir- jekte sind externe Experten zugezogen. Vertreter kungen auf die technischen und natürlichen Barrie- der Kantone nehmen an den Sitzungen teil. Für das ren untersuchen. Damit haben beide Lagerele- Projekt «Monitoringkonzepte und -einrichtungen» mente sich ergänzende Funktionen für die werden die Aktivitäten des EU-Forschungsprojekts Überprüfung des Sicherheitsnachweises. Daher «MoDeRn» eng durch das ENSI verfolgt. sollten die Testbereiche gleich lang wie das Pilotla- ger für Experimente genutzt werden. Dies muss bei Das Projekt «Pilotlager: Auslegung und der Lagerauslegung und der Betriebsplanung be- Inventar» untersucht die notwendigen Anforde- rücksichtigt werden. Zusätzlich wurde diskutiert, rungen an das Pilotlager, an dessen Platzierung, wie mit unerwarteten Resultaten oder Entwick- Bestückung und die wichtigen zu überwachenden lungen umzugehen ist. Die Erwartungen der Gesell- Prozesse und Parameter. schaft an ein Überwachungssystem wurden anhand Im Berichtjahr wurden die Erfahrungen der Lang- von entsprechenden Erfahrungen in Belgien be- zeitüberwachung aus dem Felslabor HADES in Mol, trachtet. Belgien, und dem Felslabor Mont Terri im Opalinu- Das ENSI hat zur Kenntnis genommen, dass für die ston sowie die Limitierungen von installierten Mo- Auslegung und Anordnung des Pilotlagers im heu- nitoring-Systemen betrachtet und diskutiert. Im tigen Konzept der Nagra der Zugang zum Pilotla- Untergrundlabor HADES wurden Experimente mit ger oberhalb des einschlusswirksamen Gebirgsbe- einer Dauer von 1 bis mehr als 25 Jahren durchge- reichs vom Zugang zum Hauptlager abzweigt. führt. Dabei wurden thermische, hydraulische, me- Nach diesem Konzept der Nagra wird die Ausle- chanische, chemische, biologische und radiolo- gung der Lagerkammern (z. B. Querschnitt und gische Prozesse sowie Kombinationen dieser Ausbau) und der Bauvorgang gleich wie beim Prozesse untersucht. Die Untersuchungsskala be- Hauptlager sein, wobei die Länge der Lagerkam- wegte sich zwischen Millimetern und mehreren mern im Pilotlager kürzer sein wird. Ein zusätzlicher Zehnermetern. Gemessene Parameter waren vor Kontrollstollen wird zur Beobachtung des Pilotla- allem der Porenwasserdruck, die totale Gebirgs- gers als notwendig angesehen. Dieser soll auf der spannung, die Temperatur, Verschiebungen, die gleichen Ebene wie das Pilotlager liegen und vom Wassersättigung und die relative Luftfeuchtigkeit. Zugang zum Pilotlager entkoppelt sein. Gemäss Im Felslabor Mont Terri gibt es seit 1996 insgesamt Konzept der Nagra besteht damit keine direkte Ver- 11 Langzeitexperimente. Die Sensoren können in- bindung zwischen dem Kontrollstollen und den La- nerhalb des Experiments fest eingebaut oder ex- gerkammern des Pilotlagers. Der Zugang zum Pilot- tern installiert werden. Im Felslabor Mont Terri sind lager soll nach der Einlagerung verschlossen die meisten Sensoren extern installiert. Die dor- werden. tigen Erfahrungen zeigen, dass sie zum überwie- Das Projekt «Auslegung und Inventar des Pilotla- genden Teil über mindestens 10 Jahre in Funktion gers» wird voraussichtlich noch bis Ende 2013 fort- bleiben und relativ einfach ausgetauscht werden gesetzt. können. Die durchgeführten Experimente sind eine gute Basis für die Diskussion über künftige Über- Das Projekt «Monitoringkonzept und -ein- wachungskonzepte im Pilotlager, da sie zum Ver- richtungen» fokussiert auf alle Schritte der Über- ständnis der Prozesse und zum Aufbau von Erfah- wachung, angefangen bei einer dem Bau eines rungen beitragen. Felslabors vorangehenden Umweltüberwachung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 65 (Er fassung der ungestörten Umweltbedingungen), im März 2013 statt. Das Projekt «Monitoringkon- der Messung der durch den Bau hervorgerufenen zept und -einrichtungen» wird bis Ende 2014 dau- Veränderungen bis zur Möglichkeit, nach Ver- ern. Die Schlussergebnisse aus MoDeRn können so- schluss des Lagers die Überwachung zur Kontrolle mit in das Agneb-Projekt einfliessen und für das des Lagerverhaltens fortzusetzen. Das Projekt soll schweizerische Lagerkonzept nutzbar gemacht dem ENSI einen möglichst breiten und vollstän- werden. digen Überblick über mögliche Monitoringkon- zepte und -techniken verschaffen. Es soll zudem Das Projekt «Lagerauslegung» beschäftigt sich Entscheidungsgrundlagen für die Anforderungen mit der Auslegung der verschiedenen Lagerteile an die Überwachung eines Pilotlagers liefern. und deren Beziehung zueinander, wobei die lokale Die Aktivitäten des Projekts «Monitoringkonzept geologische Situation und die Eigenschaften des und -einrichtungen» sind eng an die umfang- Wirtgesteins zu berücksichtigen sind. Für den reichen Forschungsaktivitäten und -resultate des ersten Teil der Projektarbeit wurde ein umfang- laufenden EU-Forschungsprogramms MoDeRn reicher Fragebogen zu auslegungsrelevanten The- (Monitoring Developments for Safe Repository men für SMA- und HAA-Lager erstellt. Ein Teil der Operation and Staged Closure) geknüpft. Der Fragen wurde seitens der im Projekt beigezogenen Schwerpunkt der Projektarbeiten des ENSI konzen- Experten zunächst individuell beantwortet; die trierte sich deshalb wie im Vorjahr auf die Sichtung Antworten wurden dann anlässlich der Sitzungen der Ergebnisse aus dem MoDeRn-Forschungspro- fachlich diskutiert. gramm. An einer Fachtagung wurde von der fran- Zu Beginn von Etappe 2 des Sachplans geologische zösischen ANDRA das Konzept einer Richtlinie für Tiefenlager reichte die Nagra Vorschläge für Stand- die Nullmessung der Umweltbedingungen am orte von Oberflächenanlagen in den Standortgebie- HAA-Endlagerstandort Bure präsentiert. Dazu wur- ten bzw. in den darum herum befindlichen Pla- den die Monitoring-Strategie, -Ziele, -Methoden nungsperimetern ein. Daraufhin wurde die Frage und -Messprogramme sowie die Anforderungen an der Sicherheit und technischen Machbarkeit der Zu- die Qualitätssicherung dargelegt. Eine Umsetzung gangsbauwerke aktuell. Aufgrund einer intensiven dieser Konzepte in der Schweiz bleibt zu evaluieren. Diskussion im Rahmen des Projekts, die an zwei Be- Die Abschlusstagung des Projektes MoDeRn findet hördensitzungen Mitte 2012 weitergeführt wurde,

Abbildung 15: Ein geologisches Tie- fenlager 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

66 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 wurde seitens ENSI folgende Erkenntnis festgehal- Bedeutung der Projekte, ten: Sowohl Schächte wie auch Rampen sind grund- Beitrag zur nuklearen Sicherheit sätzlich bautechnisch machbar, für beide bestehen Der Sachplan geologische Tiefenlager ist ein schritt- weltweit vielfältige Erfahrungen. Beide Arten der weises Verfahren, das auch eine schrittweise Reali- Zugangsbauwerke können über einen Zeitraum von sierung eines geologischen Tiefenlagers und die über 100 Jahren sicher betrieben werden. Beide Va- schrittweise Weiterentwicklung der Anforderun- rianten können Vor- und Nachteile aufweisen, wel- gen an ein Tiefenlager gemäss Stand von Wissen- che jedoch standortspezifisch vertieft zu betrachten schaft und Technik erlaubt. Die Sicherheit hat dabei sind. Keiner dieser Aspekte schliesst aus sicherheits- oberste Priorität, und das in der Richtlinie ENSI-G03 technischen Gründen die eine oder andere Option geforderte Optimierungsgebot ist bei jedem Schritt aus. Damit ergeben sich für ausserhalb der Stand- der Realisierung eines geologischen Tiefenlagers zu ortgebiete platzierte Oberflächenanlagen keine berücksichtigen. Gemäss ENSI-G03 hat ein Projek- grundsätzlichen Nachteile. In Etappe 2 muss die Na- tant immer auch Alternativen aufzuzeigen und gra mit dem Einreichen des Vorschlags für min- seine Wahl der Auslegung, des Monitoringkon- destens zwei Standortgebiete aufzeigen, dass die zepts und der technischen Umsetzung sicherheits- Erschliessung zwischen Standortareal und unter- technisch zu begründen. Mit den drei Projekten tägigem Lagerperimeter sicher gebaut, betrieben konnte eine technische Plattform geschaffen wer- und verschlossen werden kann. den, wo Projektant, Bewilligungsbehörde und be- Auf der Basis eines Fragebogens wurde der Frage troffene Kantone zusammen mit Experten rele- nachgegangen, welche technischen Einschrän- vante Aspekte und Fragestellungen diskutieren kungen sich bei Vortrieb und Ausbruch von Unterta- können. Damit wird dem Anliegen der Transparenz gebauten ergeben. Mit Blick auf den aktuellen im Sachplanverfahren Rechnung getragen. Stand von Wissenschaft und Technik wurde festge- Im Kernenergiegesetz wird vor dem Verschluss halten, dass technisch nur wenige Einschränkungen eines Tiefenlagers eine Beobachtungsphase gefor- vorhanden sind, dass aber die technischen Mittel dert. Bereits vor den ersten Bauarbeiten soll ein mit Blick auf die Langzeitsicherheit und eine mini- Standort überwacht werden (Nullmessung). Diese male Schädigung des Wirtgesteins einzusetzen sind. Überwachung hält an (und wird in den Untergrund Im Hinblick auf die gesetzlichen Vorgaben und die erweitert), bis der Entscheid zum Lagerverschluss Planung des Projektanden wurden übergeordnete gefällt wird. Das Monitoring während der einzel- Anforderungen, funktionelle Bedingungen und die nen Lagerphasen kann einerseits von der Oberflä- Wechselwirkungen einzelner Lagerkomponenten che aus, andererseits auf Lagerniveau, das heisst in im aktuellen Lagerkonzept betrachtet. In diesem den Testbereichen (Felslabor) und anhand der Zusammenhang wurden auch verschiedene Mög- Messinstrumentierung um das Pilotlager erfolgen. lichkeiten der sukzessiven Verfüllung und Versiege- Die Ergebnisse dieser Überwachung dienen der lung von Lagerteilen betrachtet und das Anliegen Überprüfung des periodisch durchzuführenden Si- der Nagra für eine frühzeitig verfüllte Rampe disku- cherheitsnachweises. tiert. Es wurde ausserdem die Frage gestellt, inwiefern eine direkte Einlagerung der heute vorhan- Ausblick denen Transport- und Lagerbehälter für HAA Mit dem internationalen EU-Forschungsprojekt sinnvoll ist. Die sicherheitstechnischen Überle- MoDeRn wird die Schweiz Zugang zum Stand von gungen dazu zeigten klar, dass ein solches Vorge- Wissenschaft und Technik auf dem Gebiet der hen aus einer Reihe von Gründen ungeeignet und Überwachungskonzepte und Überwachungstech- daher zu verwerfen ist, einschliesslich der Aspekte niken erhalten und die Ergebnisse in das Agneb- der sehr grossen Behältergewichte, der Vermei- Projekt «Monitoringkonzepte und -einrichtungen» dung möglicher Kritikalität sowie der Schädigung übernehmen können (Abschluss voraussichtlich des Nahfeldes durch zu hohe Temperaturen. Ende 2014). Parallel zum Projekt «Pilotlager» ist geplant, dass Für die beiden Projekte «Pilotlager: Auslegung und das Projekt «Lagerauslegung» bis Ende 2013 dau- Inventar» und «Lagerauslegung» ist abzusehen, ern wird. dass die geplanten Projektabschlüsse Ende 2013 nur Zwischenhalte darstellen, die aufgrund der Be- urteilungsarbeiten zur Etappe 2 des Sachplans geologische Tiefenlager eingelegt werden. Beide The- men werden vermutlich im Hinblick auf die Ende

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 67 von Etappe 3 erfolgende Rahmenbewilligung wie- Arbeitspakete (Work packages WP) unterteilt: der aufgenommen werden. WP1: Behandlung von Gas in Sicherheitsanaly- sen 1.7.6 FORGE – Fate of Repository Gases WP2: Gasbildung WP3: Technische Barrieren ENSI-Projektbegleiter: Manuel Lorenzo Sentís WP4: Gestörte Wirtgesteine WP5: Ungestörte Wirtgesteine Einleitung 24 Partner nehmen an FORGE teil, darunter sind FORGE ist ein Projekt der EU im Rahmen des 7. Rah- neben dem ENSI weitere Aufsichtsbehörden (aus menprogramms. Es hat zum Ziel, die sicherheits- Belgien, Tschechien und Frankreich) sowie entsor- technische Bedeutung der durch Gase verursach- gungspflichtige Institutionen vertreten. Das Projekt ten Prozesse im Nah- und Fernfeld eines Tiefenlagers wurde im Februar 2009 gestartet und soll vier Jahre zu untersuchen, beispielsweise den Druckaufbau dauern. im Tiefenlager oder den Transport von Gasen und Das ENSI nimmt am Arbeitspaket WP1 («Treatment Radionukliden aus dem Tiefenlager ins Wirtge- of Gas in performance assessments») teil. Die Ar- stein. Zum Druckaufbau trägt das von eingelager- beiten beinhalten eine Bestandsaufnahme des ten Metallen und organischen Stoffen erzeugte technischen und wissenschaftlichen Wissens zur Gas in einem Tiefenlager bei. Die Arbeiten sind in 5 Gasproblematik in einem Tiefenlager (WP1.1) so-

Abbildung 16: Modell für die erste Vergleichsberechnung. Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes.

Abbildung 17: Vergleich der Resultate der verschiedenen Gruppen für Gas- und Porenwasserdruck des ersten generischen Benchmark-Modells. Die Unterschiede in den Resultaten sind auf die verschiedenen Vereinfachungen und Annahmen in den Mo- dellen zurückzuführen.

68 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Abbildung 18: Modell für die zweite Vergleichsberechnung. Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes.

Abbildung 19: Gitter für das Programm TOUGH2, generiert vom ENSI für die zweite Ver- gleichsberechnung. wie die Definition und die Durchführung von sicherheitstechnisch relevanten Vergleichsberech- nungen (Benchmark) zum Gastransport (WP1.2).

Projektziele des Berichtjahres und deren Umsetzung Das Arbeitspaket WP1.1 befasste sich Ende 2011 mit der Definition von kritischen Fragen bezüglich der Gasproblematik, die von den Mitgliedern aller Arbeitspakete beantwortet werden mussten. Zur endgültigen Definition der Fragen wurde eine Sit- zung im Januar in London organisiert, in der die Fragen diskutiert und in ihrer definitiven Fassung ausgearbeitet wurden. Die Fragen betreffen alle Arbeitspakete, und die Antworten wurden im Laufe des Jahres 2012 von den Projektteilnehmern erstellt und vom Leiter der jeweiligen Arbeitspakete gesammelt. Die Antworten der verschiedenen Ar- beitsgruppen wurden während einer Generalver- sammlung im März 2012 in Paris diskutiert und werden zu den Schlussfolgerungen des FORGE- Projekts beitragen. Eine Entwurfsnotiz über die Schlussfolgerungen des Projekts ist schon vorhanden und steht noch zur Diskussion. Die Arbeitsgruppe WP1.1 befasst sich auch mit der Verfassung eines Berichts über den Stand von Wis- senschaft und Technik bei der Gasbildung und dem Gastransport in einem Tiefenlager. Der Bericht liegt schon als Entwurf vor, die definitive Version des Be- richts soll im März veröffentlicht werden. Das ENSI hat an den Redaktionssitzungen teilgenommen und einen Beitrag über den Stand von Wissen-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 69 schaft und Technik über das Thema Skalierung tenden Einfluss auf die Resultate hat. (Upscaling) geliefert. An der Modellierung nehmen neun Gruppen aus Im Arbeitspaket WP1.2 werden sukzessive Ver- sechs verschiedenen Ländern teil, darunter Entsor- gleichsberechnungen durchgeführt, ausgehend gungspflichtige, Aufsichtsbehörden, Universitäten von einem zweidimensionalen System bis hin zu ei- und Forschungsanstalten sowie Ingenieurbüros. ner Modellierung des gesamten Tiefenlagersys- Die unterschiedlichen Ziele der verschiedenen Mo- tems. Insgesamt wurden im Laufe des FORGE-Pro- dellierungsgruppen machen sich in den Resultaten jekts drei Benchmarks definiert. In diesen drei und Fortschritten im Projekt bemerkbar. Die Ingeni- Modellen wird der Einfluss der Grenzflächen («in- eurbüros testen und benutzen ihre eigenen kom- terface») zwischen der Auflockerungszone und merziellen Programme und entwickeln diese wei- dem Tiefenlagerbehälter betrachtet. Die Ergeb- ter. Universitäten und Forschungsanstalten nisse zeigen, dass die Modellierung dieser Grenz- kon zentrieren sich auf phänomenologische An- fläche numerisch aufwändig ist und einen bedeu- sätze, die sie in ihren eigenen Rechenprogrammen

Abbildung 20: Resultate des Gas- durchflusses und des Gasdrucks bei dem roten Kreis oben.

Abbildung 21: Modell für die dritte Vergleichsberechnung. Es handelt sich um ein generisches Modell und entspricht deswegen nicht dem Konzept eines bestimmten Landes.

70 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Abbildung 22: Resultate der Gas- durchflusses bei dem roten Kreis rechts.

integrieren. Entsorgungspflichtige und Aufsichts- flusses und des Gasdrucks von verschiedenen Mo- behörden sind meistens Anwender von etablierten dellierungsgruppen dargestellt. Die Kurven zeigen Rechenprogrammen, die ihre Modellierungsfähig- ähnliche Muster trotz der unterschiedlichen Werte. keiten verbessern wollen. Für die Modellierung Die Unterschiede sind auf die verschiedenen ver- werden die folgenden Rechenprogramme verwen- wendeten Rechenprogramme und auf die verschie- det: QPAC, Code_Bright, TOUGH2, MP3, DuMux denen Vereinfachungen bei den Parametern und und Migrastra. Modellen zurückzuführen. Als Beispiel hat das Die steigende Komplexität der Vergleichsberech- französische CNRS (Centre National de la Re- nungen mit zunehmender Modellgrösse führte cherche Scientifique) die ringförmige Struktur der dazu, dass sich die Anzahl der erreichten Resultate linken Seite der Abbildung 19 als ein homogenes der Modellierungsgruppen im Laufe des Projekts Material modelliert. Die französische Institution reduzierte. Aufgrund der mit der Modellgrösse zu- Andra und das Ingenieurbüro Geofirma haben mit nehmenden Anzahl von Gitter-Elementen wurden demselben Rechenprogramm TOUGH2 gerechnet für die Lösung der Vergleichsberechnungen von ei- und ähnliche Resultate für den Gas- und Wasser- nigen Modellierungsgruppen verschiedene Verein- druck erhalten. Dagegen haben sie verschiedene fachungen verwendet, wie zum Beispiel Upscaling- Resultate für den Gasdurchfluss erhalten. Die Erklä- Methoden . rung für diese Unterschiede wird zurzeit innerhalb Das erste Benchmark-Modell wurde Ende 2009 de- des WP1.2 diskutiert. finiert und wird in der Abbildung 16 dargestellt. Zwei WP1.2-FORGE-Treffen fanden im März 2012 Im Laufe des Jahres 2012 wurden die Resultate der in Pau (Frankreich) und in Dezember 2012 in Gent ersten Vergleichsberechnung aktualisiert. Sie wer- (Belgien) statt. In diesen Fachsitzungen wurden der den in Abbildung 17 dargestellt. Sechs verschie- Stand der Arbeiten und die Fortschritte der ver- dene Gruppen, darunter das ENSI, haben bisher schiedenen Modellierungsgruppen sowie die An- vollständige Resultate abgeliefert. nährungsmethoden, insbesondere Upscaling, zur Ein dreidimensionales System (Abbildung 18) mit Lösung der zweiten Vergleichsberechnung disku- Grenzflächen zwischen Behältern und Auflocke- tiert. Ausserdem wurde das weitere Vorgehen bei rungszonen war als zweite Vergleichsberechnung der Definition von neuen Vergleichsberechnungen im Oktober 2010 definiert worden. festgelegt. Vollständige Resultate für die zweite Vergleichsbe- Das vollständige Modell für das gesamte Tiefenla- rechnung liegen zurzeit nur von drei Gruppen vor. ger (Abbildung 21) und die Parameter für die dritte Das ENSI ist auf Schwierigkeiten bei der Erstellung Vergleichsberechnung wurden in dem WP1.2-Tref- des Gitters des Modells gestossen und arbeitet zur- fen in Pau diskutiert. Das Modell besteht aus einer zeit an der Anpassung eines Präprozessorpro- Zusammenstellung der Module der zweiten Ver- gramms, um aufwändige dreidimensionale Mo- gleichsberechnung. delle mit dem Programm TOUGH2 zu erstellen. Ein Zurzeit sind vollständige Resultate von nur zwei Beispiel eines Gitters, das mit diesem Präprozessor Modellierungsgruppen vorhanden. In der Abbil- erzeugt wurde, wird in Abbildung 19 gezeigt. dung 22 wird als Beispiel der Gasdurchfluss am In Abbildung 20 werden Resultate des Gasdurch- Ende des Zugangstunnels dargestellt. Der Verlauf

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 71 der beiden Kurven ist ähnlich, obwohl die Werte Ausblick der Gasdurchflusse unterschiedlich sind. Die bei- Aus Sicht des ENSI bedeutet FORGE einen grossen den Ingenieurbüros Quintessa und Geofirma ha- Schritt in der Erforschung der Gasbildung und des ben unterschiedliche Rechenprogramme (QPAC Gastransports in einem geologischen Tiefenlager. bzw. TOUGH2) für die Berechnungen verwendet. Die Ergebnisse der Experimente haben die Resul- tate von Berechnungen nur teilweise bestätigt. Das Bedeutung des Projekts, zeigt, dass noch weitere Forschung nötig ist, um Beitrag zur nuklearen Sicherheit die Gasproblematik besser zu verstehen. Es laufen Die in einem geologischen Tiefenlager eingelager- zurzeit andere EU-Projekte wie PEBS (Long-term ten Metalle und organischen Stoffe produzieren Performance of the Engineered Barrier System), durch Korrosionsprozesse oder aufgrund des Stoff- und Felslaborexperimente wie GAST (Gas Permea- wechsels von vorhandenen Mikroorganismen Gase ble Seal Test) in Grimsel, die sich mit diesen Themen wie Wasserstoff und Methan in den Einlagerungss- beschäftigen. In unterirdischen Felslabors in tollen. In dichten Wirtgesteinen kann dieses Gas Euro pa, wie in der Schweiz (Mont Terri, Grimsel), nur langsam abgeführt werden, und es kommt zu Frankreich, Schweden, Belgien, Finnland, werden einem Druckaufbau in den Lagerstollen. Die für die zurzeit verschiedene Experimente zum Thema Gas- Langzeitsicherheit eines Tiefenlagers wichtige bildung und Gastransport durchgeführt. Frage ist, ob durch diesen Druckaufbau die Rück- Im Laufe des Jahres 2013 sollen die Schlussfolge- haltefähigkeit des Wirtgesteins durch die Bildung rungen des FORGE-Projekts zusammengestellt von Rissen gefährdet wird. werden. Auf der Basis dieser Resultate und denen Das Projekt FORGE bietet dem ENSI Gelegenheit, anderer Forschungsprojekte kann identifiziert wer- sich bezüglich aller relevanten Fragestellungen im den, ob es noch weitere Aspekte zur Gasproblema- Bereich von Gasbildung und Gastransport in Tie- tik gibt, die detaillierter erforscht werden müssen. fenlagern auf dem neusten Stand von Wissen- schaft und Technik zu halten (Arbeitspaket WP1.1). 1.7.7 DECOVALEX-2015 Project Mit den Kenntnissen aus dem Arbeitspaket WP1.2 erwartet das ENSI einerseits, neue Modelle zu er- Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule stellen, die für Berechnungen zum Gastransport in (KTH), Stockholm den nächsten Etappen des Sachplans eingesetzt ENSI-Projektbegleiter: Bastian Graupner werden können. Andererseits ermöglicht dieses Projekt, Rechenprogramme kennenzulernen, die Einleitung andere Projektteilnehmer benutzen. Die Erkennt- Das Projekt DECOVALEX ist eine internationale For- nisse dieser Arbeiten werden somit in die Überprü- schungskooperation, die von der KTH in Stockholm fung der Dokumente der Nagra im Rahmen des koordiniert wird. Sie soll das Verständnis für gekop- Sachplans Geologische Tiefenlager einfliessen. pelte thermische, hydraulische, mechanische und Weitere Informationen über das EU-Projekt FORGE chemische Prozesse (THMC) in geologischen Syste- sind unter http://www.bgs.ac.uk/forge/home.html men vertiefen und die Fähigkeit zur numerischen erhältlich. Modellierung dieser Prozesse verbessern. DECO-

Tabelle 2: Abkürzung Organisation Land Funktion Am Projekt DECOVALEX teilnehmende BGR & UFZ Bundesanstalt für Geowissenschaften und Rohstoffe Deutschland Geowissenschaftlicher Dienst Organisationen. zusammen mit dem Helmholtzzentrum für Umweltforschung CAS Chinese Academy of Sciences China Forschungseinrichtung DOE U.S. Department of Energy & Lawrence Berkeley USA Betreiber National Laboratory 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

72 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Abbildung 23: Schematische Darstellung des HE-E- Experiments (Gaus et al., 20124)

VALEX ist ein Akronym für «DEvelopment of Projektziele des Berichtjahres und COupled models and their VALidation against EX- deren Umsetzung periments in nuclear waste isolation». Das Projekt Das ENSI nimmt mit sieben weiteren Organisati- begann auf Anregung der schwedischen Aufsichts- onen an der Aufgabe B1 teil. Für das ENSI ist das behörde 1992 mit der Phase I. Es hat seitdem ent- Ziel die Weiterentwicklung der eigenen Modellier- scheidend dazu beigetragen, Programme zur nu- fähigkeiten insbesondere im Bereich der Langzeit- merischen Modellierung gekoppelter Prozesse zu entwicklung des Nahfelds um ein geologisches Tie- entwickeln und zu verbessern. An dem Projekt wa- fenlager. ren bis jetzt Entsorgungspflichtige für radioaktive Die Aufgabe B1 basiert auf dem HE-E-Heizexperi- Abfälle und Aufsichtsbehörden aus verschiedenen ment (Abbildung 23) im Rahmen des Projekts Mont Ländern Europas, Asiens und Amerikas beteiligt. Terri (siehe Kap. 1.7.3). Bei diesem Experiment wur- Im April 2012 begann die bis 2015 andauernde den zwei Heizelemente in einem Stollen installiert, Phase VI des DECOVALEX-Projektes. Neben dem und der Hohlraum wurde mit Bentonitpellets bzw. ENSI nehmen weitere neun das Projekt finanzie- mit einem Bentonit-Sand-Gemisch verfüllt. Das Ziel rende Institutionen teil. Diese sogenannten Fun- des Experiments ist die Untersuchung des gekop- ding Organisations können wiederum zusätzliche pelten THM-Verhaltens der Bentonitbarriere und Forschungsteams beauftragen und finanzieren. des Opalinustons während der Aufsättigungs- Für DECOVALEX-2015 wurden 5 Aufgaben defi- phase. Dazu sind Sensoren zur Messung der Tem- niert: Task A: SEALEX in-situ Test in Tournemire peratur, des Porenwasserdruckes und der Gesteins- (vorgeschlagen durch IRSN, Frankreich), Task B1: verschiebung installiert. Das Experiment begann im HE-E in-situ heater test in Mont Terri (vorgeschla- Juni 2011 und wird mindestens drei Jahre laufen. gen durch EU-Projekt PEBS), Task B2: EBS experiment in Horonobe URL (vorgeschlagen durch JAEA, Japan), Task C1:THMC Modellierung von Rock frac- 4 I. Gaus, K. Wieczorek, K. Schuster, J-C. Mayor, T. Trick, J-L. García tures (vorgeschlagen durch das Lawrence Berkeley Siñeriz, O. Czaikowski, U. Kuhlmann, B. Garitte, S.-P. Teodori, P. National Laboratory, USA) und Task C2:Bedrichov Marshall (2012): EBS Behaviour Behaviour Immediately After Repository Closure In A Clay Host Rock: The He-E Experiment Tunnel in-situ experiment (vorgeschlagen durch (Mont Terri), Conference Clays in Natural and Engineered RAWRA, Czech). Barriers for Radioactive Waste Confinement, Montpellier.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 73 Ziel der Aufgabe B1 ist es, das gekoppelte THM- meisten Sensoren gut mit den Messwerten über- Verhalten von Bentonit und Opalinuston dieses Ex- einstimmen. Bis April 2013 erfolgt die vollständige periments numerisch zu simulieren und mit den Abbildung der Prozesse des HE-D-Experiments. Messungen zu vergleichen. Für die schrittweise Be- arbeitung der Aufgabe B1 wurden zum Auftakt- Bedeutung des Projekts, Beitrag Workshop in Berkeley im April 2012 vier Teilaufga- zur nuklearen Sicherheit ben definiert. Aufgabe a befasst sich mit einer Die Teilnahme am Projekt DECOVALEX-2015 hat Simulationsstudie zum Opalinuston basierend auf für das ENSI eine hohe Bedeutung. Die Bearbeitung dem HE-D-Experiment des Projekts Mont Terri. In der Aufgaben im Task B1 erweitert die interne Aufgabe b wird basierend auf experimentellen Da- Fachkompetenz hinsichtlich der für die Langzeit-Si- ten das THM-Verhalten von Bentonit numerisch si- cherheitsbetrachtung relevanten Modellierung von muliert. Die Aufgaben c und d werden sich dann THMC-Prozessen im Bentonit und im Opalinuston. mit der Simulation des HE-E-Experiments befassen. Die weitere Nutzung der im Zuge von DECOVA- Das Projektziel des Berichtjahres war der Beginn LEX-2015 entwickelten Modelle ist zum Beispiel im der Bearbeitung der Aufgabe B1a, deren Abschluss Rahmen des Projekts Pilotlager geplant (siehe auch bis April 2013 vorgesehen ist. Das dabei betrach- Kap. 1.7.5). Schlussendlich werden diese und tete HE-D-Experiment ist ebenfalls ein Heizexperi- ähnliche Modelle zur sicherheitstechnischen Beur- ment. Im Unterschied zum HE-E-Experiment wur- teilung der in der Planung befindlichen Tiefenlager- den dort die Heizelemente direkt im Opalinuston projekte eingesetzt. DECOVALEX-2015 stärkt aus- installiert. Durch die fehlende Bentonitverfüllung serdem die internationale Vernetzung des ENSI. So ist es daher möglich, das THM-Verhalten des Opali- konnten gute Kontakte zum Lawrence Berkeley nustons isoliert zu betrachten. Bei dem Experiment National Laboratory (USA), zur U.S.NRC, zur IRSN wurden die Temperatur, der Porenwasserdruck und und zur BGR/UFZ aufgebaut werden. die Spannungsänderung an mehreren Stellen in der Umgebung der Bohrung gemessen. Ziel der Auf- Ausblick gabe ist ein verbessertes Verständnis der ablau- Nachdem bis April 2013 die Aufgabe a abgeschlos- fenden gekoppelten THM Prozesse im Opalinuston sen sein wird, verlagert sich der Fokus der Be- sowie die Parameterbestimmung für die einzelnen trachtung in der Aufgabe b auf eine Studie zur Prozesse. detaillierteren Betrachtung des Verhaltens des Ver- Am ENSI wird für die numerische Simulation in DE- füllmaterials Bentonit. Basis dafür werden Experi- COVALEX das Programm OpenGeoSys genutzt. mente der Universität Barcelona und Literaturdaten OpenGeoSys ist ein objektorientierter, in C++ sein. Ziel ist ein verbessertes Verständnis der Pro- geschriebener Open Source Code zur Modellierung zesse im Bentonit sowie die Ermittlung dafür geeig- von THMC-Prozessen in homogen porösen oder neter Parameter. Zur Verstärkung der Modellie- geklüfteten Medien. Der Code basiert auf dem rungsarbeiten ist die Einbindung eines Praktikanten Rechenprogramm Rockflow und wurde danach vor geplant. allem an der Universität Tübingen weiter entwickelt. Mittlerweile erfolgen Entwicklungsarbeiten 1.7.8 Klimamodellierung Würm-Eiszeit überwiegend am Helmholtzzentrum für Umwelt- forschung UFZ (Deutschland) sowie an weiteren Auftragnehmer: Institut für Klima- und Umwelt- deutschen und europäischen Universitäten und physik, Universität Bern Forschungszentren (Universität Kiel, Universität ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert Dresden, Paul Scherer Institut, Universität Edin- Bericht der Forscher in Anhang A burgh). Im November 2012 fand der zweite Workshop des Einleitung Jahres in Leipzig statt, auf dem die bisherigen Er- Im Rahmen des Sachplans geologische Tiefenlager gebnisse der beteiligten Teams vorgestellt wurden. spielen zukünftige Erosions-Szenarien eine wich- Vier der acht Organisationen (darunter das ENSI) tige Rolle für die Beurteilung der Langzeitsicherheit konnten erste Ergebnisse präsentieren. Anhand der der Standortgebiete. Insbesondere für das Poten- Diskussionen zwischen den beteiligten Teams über zial linienhafter Tiefenerosion durch Gletscher sind die erreichten Ergebnisse wurde das Modellkon- aus Sicht des ENSI weitere Untersuchungen vorzu- zept angepasst. Derzeit liegen plangemäss Ergeb- sehen. Das Erosionspotenzial vorrückender Glet- nisse für die Wärmeausbreitung vor, die für die scher hängt stark vom Ausmass zukünftiger Ver-

74 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 gletscherungen und damit vom Niederschlag in Frühphase der Würm-Eiszeit eine Laurentische Eis- den Alpen und in Mitteleuropa ab. Eine Abschät- schildhöhe von 125% im Vergleich zum letzten zung über das Ausmass zukünftiger Vorlandver- Glazialen Maximum vor ca. 21 000 Jahren ange- gletscherungen ist daher stark von der Klimaent- nommen. Dieses Szenario beschreibt eine Situa- wicklung abhängig. tion, wie sie beispielsweise von älteren Eiszeitzy- Das Institut für Klima- und Umweltphysik der Uni- klen her bekannt ist. Die weitere Erhöhung des versität Bern bearbeitete das insgesamt zweijährige Eisschildes bewirkt eine noch ausgeprägtere süd- Projekt «Klimamodellierung Würm-Eiszeit» bis wärtige Verlagerung des winterlichen Nordpolar- Ende September 2012. Ziel war der Vergleich zwi- front-Jetstreams und somit eine Zunahme der Win- schen Früh- und Hochphase der letzten Kaltzeit terniederschläge über Südwest- und teilweise auch (Würm-Eiszeit) vor 65 000 bzw. 21 000 Jahren mit über Mitteleuropa. Im Sommerhalbjahr verlagert unterschiedlichen Szenarien für die Höhe der glo- sich hingegen die Niederschlagszunahme auf Höhe balen Eisschilde für die Frühphase der Würm-Eis- der Britischen Inseln. Dabei ist zu berücksichtigen, zeit. Durch die Klimamodellierung wurden Luft- dass Europa während der Würm-Eiszeit allgemein druckverhältnisse, Sturmpfade und Niederschläge deutlich weniger Niederschlag erhielt, verglichen beider Eiszeitphasen betrachtet. Diese wurden un- mit der heutigen Situation; dies lag an den wesent- tereinander und mit vorindustriellen Werten (im lich tieferen Temperaturen und der dadurch verrin- Jahr 1850) verglichen. Im Ergebnis sollte ein ver- gerten Aufnahme von Luftfeuchtigkeit über dem bessertes Verständnis der atmosphärischen Zirkula- Atlantik. tion im Verlauf einer Eiszeit erreicht werden Weiterführende Analysen der bestehenden Glazial- simulationen zu kurzfristigen Variationen, insbe- Projektziele des Berichtjahres sondere Veränderungen in den Grosswetterlagen und deren Umsetzung sowie extreme Niederschlagsereignisse, brachten Vorangehende Simulationen hatten eine domi- neue Einblicke in das europäische Klimageschehen. nante Beeinflussung der atmosphärischen Zirkula- Für das Referenzjahr 1850 sowie für die heutige Si- tion und Niederschlagsverteilung in Europa durch tuation überwiegen Druckverteilungen in der At- die Höhe des eiszeitlichen Laurentischen Eisschildes mosphäre, welche grösstenteils zonale, d. h. West- in Nordamerika aufgezeigt (siehe Abbildung 24). Ost-gerichtete Strömungen zur Folge haben. Die Um diesen Einfluss vertiefter zu untersuchen, glazialen Simulationen unterscheiden sich davon wurde in einer zusätzlichen Klimasimulation für die deutlich. In den würmeiszeitlichen Berechnungen

Abbildung 24: Schematischer Einfluss der Topographie [m] auf die atmosphärische Winter-Zirkulation im Klimamodell CCSM4 (jeweils links Nordame- rika und rechts Eurasi- en). Oben: Der heutige Warmzeit-Zustand ohne grosse Eisschilde führt zu ausgepräg- ten Niederschlägen über Skandinavien und Grossbritannien. Unten: Während einer Eiszeit mit stark aus- geprägten Eisschilden werden die Windsys- teme abgelenkt und die Zugbahnen der Regen-bringenden Tief- druckgebiete über dem Nordatlantik nach Sü- den verschoben. Quelle: Universität Bern.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 75 konnte eine häufige Tiefdruckzone westlich der Bedeutung des Projekts, Britischen Inseln festgestellt werden, welche aus- Beitrag zur nuklearen Sicherheit geprägte Süd-Nord-Strömungen über Europa ver- Bei der geologischen Tiefenlagerung hochaktiver ursacht. Die Häufigkeit des Auftretens solcher Abfälle mit einem Betrachtungszeitraum von 1 Mil- Druckmuster korreliert dabei mit der Höhe des Lau- lion Jahre ist die glaziale Tiefenerosion ein wich- rentischen Eisschildes, d. h. eine stärkere Eisbede- tiger, zu beachtender Prozess. Das Erosionspoten- ckung Nordamerikas verursacht eine stärkere Ver- zial vorrückender Gletscher hängt stark vom änderung der atmosphärischen Zirkulation von Ausmass zukünftiger Vergletscherungen und da- eher zonaleren zu vermehrt Süd-Nord gerichteten mit von eiszeitlichen Niederschlagsmengen und Luftströmungen über Europa. Mit der deutlich ver- -verteilungen in den Alpen und in Mitteleuropa ab. änderten atmosphärischen Zirkulation verändern Durch die Klimamodellierung wurden ein verbes- sich auch die glazialen Niederschlagsmuster in den sertes Verständnis der atmosphärischen Zirkulation mittleren Breiten: Für Süd- und insbesondere für im Verlauf einer Eiszeit erreicht und entscheidende Südwesteuropa ergeben sich höhere Nieder- Parameter evaluiert. Ein gutes Verständnis der Pro- schlagsmengen, wohingegen es in Nordeuropa im zesse, die ein geologisches Tiefenlager langfristig Vergleich zur Referenzperiode trockener wird. Be- beeinflussen können, ist wichtig für die Beurteilung sonders interessant ist die Auswertung der Häufig- geeigneter Standorte. keit von extremen Niederschlagsereignissen. Der sonst deutliche Einfluss des nordamerikanischen Ausblick Eisschildes lässt sich hier nicht feststellen, d. h. Ex- Aus den gewonnenen Erkenntnissen lässt sich tremereignisse zeigen keine klar ersichtliche Häu- jedoch auch weiterer Forschungsbedarf ableiten. figkeitsänderung im Vergleich zu heute. Für detaillierte Analysen mit Fokus auf dem Alpen- Um die regionalen Folgen der beobachteten Verän- raum respektive der Nordschweiz ist eine höhere derungen, beispielsweise auf die Gletscherausbrei- Auf lösung der Klimamodelle erforderlich. Für tung und -variabilität in der Schweiz besser ein- Schlussfolgerungen zum Erosionspotential künf- schätzen zu können, wurde das Datenmuster in tiger Vorlandgletscher ist zudem eine Kopplung an diesem Gebiet betrachtet. Die Detailuntersu- Eisdynamik-/Sedimentmodelle notwendig. Erste chungen der glazialen klimatischen Verhältnisse er- Konzeptentwürfe für ein entsprechendes weiteres laubten auf Grund der beschränkten räumlichen Projekt wurden bereits mit dem Institut für Klima- Auflösung des verwendeten Klimamodells CCSM4 und Umweltphysik der Universität Bern diskutiert. (Community Climate System Modell Version 4) von 0.9° × 1.25° jedoch keine statistisch signifikanten Literatur Aussagen für derart kleinräumige Gebiete, die nur Hofer D., Merz N., Raible C.C. (2012a): Climate von wenigen Gitterpunkten abgebildet werden. modelling of the Weichselian glacial period, Ab- Für solch kleinmassstäbliches Klimageschehen ist schlussbericht Klima und Umweltphysik, Univer- zu beachten, dass wichtige Einflussfaktoren wie sität Bern, Bern. z. B. lokale topographische Gegebenheiten auf- Hofer D., Raible C.C., Dehnert A., Kuhlemann J. grund der eingesetzten Klimamodelle ebenfalls nur (2012b): The impact of different glacial boundary stark vereinfacht berücksichtigt werden können. conditions on atmospheric dynamics and precipi- So erreicht der modellierte Alpenbogen nur maxi- tation in the North Atlantic region. Climate of mal 1400 m ü. M. im Gegensatz zur realen Durch- the Past 8, 935-949. DOI: 10.5194/cp-8-935- schnittshöhe von 1800–2500 m ü. M. 2012. Die Projektergebnisse wurden von den Forschern in Hofer D., Raible C.C., Merz N., Dehnert A., Kuh- einem Abschlussbericht festgehalten (Hofer et al. lemann J. (2012c): Simulated winter circulation 2012a) sowie in zwei Fachartikeln veröffentlicht types in the North Atlantic and European region (Hofer et al. 2012b; Hofer et al. 2012c). for preindustrial and glacial conditions. Geophy- sical Research Letters 39, L15805. DOI: 10.1029/2012GL052296.

76 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 1.7.9 Datierung quartärer Sedimente von maximal 5 Mio. Jahren (Dehnert und Schlüch- im Alpenvorland ter 2008). Das Projekt wird im Rahmen einer Disser- tation am Institut für Geologie der Universität Bern Auftragnehmer: Institut für Geologie, Universität bearbeitet und soll anhand von mehreren Schlüs- Bern sellokalitäten die Alter für die verschiedenen De- ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert ckenschottersedimente bestimmen. Damit soll die Bericht der Forscher in Anhang A Frage beantwortet werden, ob die vorhandenen Schotter in einer einzigen oder mehreren zeitlich Einleitung voneinander getrennten Phasen abgelagert wur- Die Nordschweiz, in der fünf der sechs Standortge- den. Mit Hilfe der Resultate sollen anschliessend biete für geologische Tiefenlager liegen, ist bedeckt Erosionsraten bestimmt und diese (unter Annahme mit den Sedimenten der quartären Eiszeiten. Die einer erosiven Kompensation der Hebung) mit den klassische Aufteilung der Ablagerungen in vier geodätisch bestimmten aktuellen Hebungsraten grosse Eiszeiten ist in den letzten Jahrzehnten durch verglichen werden. ein differenzierteres Bild von mehr als einem Dut- zend Eisvorstössen ersetzt worden (Preusser et al. Projektziele des Berichtjahres 2011). Während den Vorstössen wurden Täler zum und deren Umsetzung Teil mehrfach ausgeräumt und anschliessend wieder Im Jahr 2011 war an einem Vorprojekt gearbeitet gefüllt. Um sowohl die Dynamik der glazialen Ero- worden, um an Lokalitäten mit einfachen sedimen- sion zu verstehen als auch genauere Erosionsraten tären Lagerungsverhältnissen und klarer stratigra- bestimmen zu können, müssen die Alter der einzel- fischer Zuordnung die Methodik zu testen. Dieses nen quartären Schichten bekannt sein. Vorprojekt hat gezeigt, dass die Methodik bei den Für die Entwicklung der Landschaft im nördlichen dabei verwendeten Proben funktioniert, sodass Alpenvorland sind die sogenannten Deckschotter Minimalalter hergeleitet werden können (siehe den besonders interessant. Sie wurden zu einer Zeit ab- letztjährigen Erfahrungs- und Forschungsbericht). gelagert, als die Landschaftsoberfläche im nörd- Um das Verständnis dieser Resulate zu vertiefen, lichen Alpenvorland um mehrere hundert Meter hö- fand im März 2012 eine gemeinsame Feldbegehung her lag als heute. Seither wurde die Landschaft bis der Lokalität «Mandach» statt (vgl. Abbildung 25). herunter zum heutigen Niveau abgetragen, so dass Die hieraus gewonnen Erkenntnisse fliessen in die die Deckenschotter nur mehr als Erosionsreste auf Auswahl zukünftiger Beprobungspunkte ein. Sei- einzelnen Bergen erhalten sind, wie zum Beispiel tens des ENSI wurden anschliessend die Decken- auf dem Irchel im Kanton Zürich (Abbildung 25). schottervorkommen der Nordschweiz systematisch Aus dem Zeitraum seit der Ablagerung der Decken- auf ihre Eignung als Beprobungspunkte hin unter- schotter kann auf die langfristige Abtragung des sucht und die Resultate in Form eines Lokalitätenka- nördlichen Alpenvorlands geschlossen werden. Auf- talogs dokumentiert. grund der Lage der Deckenschotter ist klar, dass Seit Projektbeginn im Oktober 2012 arbeitet sich die sie älter sein müssen als die grosse Masse der eiszeit- Doktorandin in die Fachliteratur sowie in die che- lichen Ablagerungen in den Tälern des Mittellandes. mische Aufbereitung von 10Be- und 26Al-Proben ein. Doch ist eine Datierung wegen fehlender Methoden bisher nicht möglich gewesen. Die bislang verfüg- Bedeutung des Projekts, baren Methoden funktionieren nur für jüngere Beitrag zur nuklearen Sicherheit Schichten, deren Alter häufig mit der Radio- Die geologischen Standortgebiete zur Entsorgung kohlenstoff-Datierung (14C) und der optisch stimu- radioaktiver Abfälle liegen mit einer Ausnahme lierten Lumineszenz (OSL) bestimmt werden kön- in der Nordschweiz, in der Geodäsie-Messungen nen. Diese Methoden eignen sich für maximale Alter auf aktuelle Hebungsraten im Bereich von 0.0 bis von circa 50 000 (14C) bzw. 200 000 Jahre (OSL). 0.2 mm pro Jahr hinweisen. Für die Beurteilung Um die deutlich älteren Deckenschotter zu datie- der Langzeitsicherheit geologischer Tiefenlager ren, wurde seitens ENSI und der Universität Bern müssen Prognosen für die Hebung (und gleichzei- ein Forschungsprojekt zur Datierung der Deck- tige Erosion) erstellt werden. Diese Prognosen schotter mittels kosmogener Nuklide von Beryllium orientieren sich insbesondere an den langfristigen und Aluminium (10Be und 26Al) gestartet. Diese Me- Erosions- und Hebungsraten. Beim Lager für thode ermöglicht unter idealen Voraussetzungen schwach- und mittelaktive Abfälle (SMA) sind die Datierung von Sedimenten mit einem Alter dabei die letzten 100 000 Jahre von Relevanz, beim

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 77 Lager für hochaktive Abfälle (HAA) die letzten story of northern Switzerland. E&G Quaternary 1 000 000 Jahre. Für die Bestimmung von langfris- Science Journal 60, 282–305. DOI: 10.3285/ tigen Hebungsraten sind die Deckenschotter als äl- eg.60.2–3.06. teste, heute am höchsten gelegene quartäre Abla- gerungen des Alpenvorlandes gut geeignet. Sie 1.7.10 Abfallbewirtschaftung im Vergleich sollen aufzeigen, ob die heute gemessenen He- bungsraten einer nur kurzfristig gültigen Rate oder ENSI-Projektbegleiter: Markus Hugi einem mit langfristigen Raten vergleichbaren Wert entsprechen. Diese Ergebnisse fliessen in die Be- Einleitung wertung der Standortgebiete ein und dienen damit Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich» unmittelbar der Aufsicht des ENSI. ist Teil des Forschungsprogramms «Radioaktive Ab- fälle» der Arbeitsgruppe des Bundes für die nukle- Ausblick are Entsorgung (AGNEB). Das ENSI bearbeitet das Nach erfolgter Einarbeitung in die methodischen Projekt zusammen mit dem Bundesamt für Umwelt Grundlagen der 10Be-26Al-Altersbestimmung sind (BAFU), dem Bundesamt für Gesundheit (BAG), so- diverse Beprobungen an Schlüssellokalitäten in der wie der Kommission für nukleare Sicherheit (KNS). Nordschweiz geplant. Für spezifische Fragestellungen wurden Spezialis- tinnen und Spezialisten der Nuklearindustrie (Ab- Literatur fallproduzierende und die Nationale Genossen- Dehnert A., Schlüchter C. (2008): Sediment bu- schaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle Nagra) rial dating using terrestrial cosmogenic nuclides. einbezogen. E&G Quaternary Science Journal 57, 210–225. DOI: 10.3285/eg.57.1–2.8. Projektziele des Berichtjahres Nagra (2011): GIS-Kompilation der Decken- und deren Umsetzung schotter-Vorkommen im nördlichen Alpenvor- Das Projekt beinhaltet eine systematische Analyse land, Nagra unpubl. Interner Bericht, Nationale der heutigen Bewirtschaftungspraxis für radioak- Genossenschaft für die Lagerung radioaktiver tive und nicht-radioaktive Abfälle. Es wurde ge- Abfälle, Wettingen. prüft, ob relevante Regelungen und Prinzipien des Preusser F., Graf H.R., Keller O., Krayss E., Umweltschutzgesetzes in der Gesetzgebung zur Schlüchter C. (2011): Quaternary glaciation hi- Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle nicht oder

Abbildung 25: Heutige Verteilung der Nordschweizer Decken- schottervorkommen sowie ihrer Äquivalente im angrenzenden Süd- deutschland. Die ver- einzelten Erosionsreste bilden hochgelegene Plateauflächen in der Landschaft. Aus ihrer ehemals flächigen Verbreitung sowie der Tatsache, dass sie die in der Nordschweiz vorkommenden Fest- gesteine überdecken, leitet sich der Name Deckenschotter ab. Quelle: Bundesamt für Landestopografie.

78 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 nur ungenügend berücksichtigt werden. Die Prü- Metallische Abfälle fung betrifft unter anderem die Abfallminimierung Bei den metallischen schwach- und mittelaktiven sowie den Umgang mit Organika-haltigen radioak- Abfällen (SMA) handelt es sich vorwiegend um tiven Abfällen und mit metallischen Werkstoffen Stilllegungsabfälle aus Eisen oder Stahl aus Kern- bei der geologischen Tiefenlagerung. kraftwerken und Grossforschungsanlagen (PSI, Die Schlussfolgerungen aus den Projektarbeiten CERN). Trennen, Dekontaminieren, Freimessen und und die darin enthaltenen Empfehlungen hinsicht- Wiederverwenden erweisen sich als erfolgverspre- lich alternativer Behandlungsmethoden wurden im chende und prüfenswerte Massnahmen zur Re- Sommer 2012 in einem Berichtsentwurf zusam- duktion der Abfallmengen, die durch die Abfallver- mengefasst und der Projektgruppe zur Stellung- ursacher bereits weitgehend umgesetzt wurden. nahme unterbreitet. Ferner wurden die Projekter- Optimierungspotential besteht gegebenenfalls gebnisse verschiedenen Organisationen im Rahmen durch das Einschmelzen aktivierter und kontami- von Fachvorträgen präsentiert. nierter Metalle (günstiges Oberflächen/Massen- Verhältnis, weitgehend inaktive Giesslinge zur Bedeutung des Projekts, Wiederverwendung, radioaktive Schlacke zur Ent- Beitrag zur nuklearen Sicherheit sorgung) oder durch eine verlängerte Abklinglage- Die Arbeiten haben bestätigt, dass sich in Hinblick rung (speziell für Stilllegungsabfälle aus Grossfor- auf die zentralen Fragestellungen des Projekts die schungsanlagen) über die gesetzlich erlaubten 30 folgenden radioaktiven Abfälle als besonders be- Jahre hinaus. Dazu haben die Entsorgungspflichti- deutungsvoll erweisen: Harze, Konzentrate und gen entsprechende Abklärungen veranlasst. Mischabfälle aus dem Betrieb der Kernkraftwerke, sowie Abfälle aus der Nachbetriebsphase. Die Zu- Hochaktive Abfälle sammensetzung dieser Abfälle (insbesondere Or- Bei den hochaktiven Abfällen (verglaste Spaltpro- ganika und Metalle) ist bekannt und in den ent- duktlösungen aus der Wiederaufarbeitung) und sprechenden Abfallsortenberichten umfassend den verbrauchten Brennelementen stammt 98% dokumentiert. der produzierten Gesamtgasmenge von den Lager- Eine Reduktion der in den radioaktiven Abfällen behältern aus Stahl. Deren Vorteile liegen in der enthaltenen metallischen bzw. organischen In- einfachen Herstellung und dem zuverlässigen Ver- haltsstoffe würde zu einer erhöhten längerfristigen schluss, der mechanischen Stabilität, der einfachen Sicherheit eines geologischen Tiefenlagers führen. Handhabung (insbesondere Rückholbarkeit) sowie den günstigen geochemischen Eigenschaften des Vorläufige Projektergebnisse Werkstoffs in Hinblick auf die Langzeitsicherheit Organische Abfälle des geologischen Tiefenlagers. Deren Nachteil be- Bezüglich organischer Abfälle sind Ionenaustau- trifft die Produktion von Wasserstoffgas durch die scherharze (IAH) aus dem Betrieb der bestehenden anaerobe Stahlkorrosion. Als Massnahme zur Re- Kernkraftwerke in Hinblick auf die zentralen Frage- duktion der produzierten Gasmenge steht die Ver- stellungen des Projekts massgebend. Sie tragen wendung alternativer Behältermaterialien wie Kup- nach Aufsättigung des verschlossenen Tiefenlagers fer (Ummantelung) oder keramische Werkstoffe im für schwach- und mittelaktive Abfälle (SMA) durch Vordergrund. Die Entsorgungspflichtigen haben mikrobiellen Abbau zur Produktion von Gasen bei, dazu entsprechende Abklärungen veranlasst. erhöhen durch komplexierende Abbauprodukte die Mobilität der Radionuklide und führen zu einer Ausblick beschleunigten Degradation der Zementbarrieren Der definitive Projektbericht soll auf der Grundlage im Nahfeld. Als Massnahme zur Reduktion der IAH- der eingegangenen Stellungnahmen und Kom- Mengen stehen ein optimaler Reaktorbetrieb (d. h. mentare bis Mitte Jahr 2013 fertiggestellt werden. dichter Brennstoff) und der Einsatz von adäquaten (korrosionsresistenten) Werkstoffen im Vorder- grund. IAH liessen sich in einem Pyrolyseprozess (evtl. in einer Gemeinschaftsanlage) mineralisieren.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 79

2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen

Abbildung 1: Der Sitz der Kern- energieagentur NEA der OECD in Issy-les- Moulineaux bei Paris. Quelle: NEA.

Das ENSI ist in ein internationales Netzwerk zur Er- Mitgliedsländer (IRS-Koordinatoren) treffen sich fassung und Verbreitung von Betriebserfahrung periodisch zum internationalen Erfahrungsaus- eingebunden. Über diesen Verbund erhält das ENSI tausch. Information aus Kernanlagen rund um den Globus Die internationale Ereignisskala INES wurde zur und stellt im Gegenzug Betriebserfahrung aus Einstufung von nuklearen und radiologischen Er- Schweizer Kernanlagen zur Verfügung. Vorkomm- eignissen erstellt und dient als Kommunikations- nisse sind ein wichtiger Bestandteil dieser Be- mittel gegenüber der Öffentlichkeit. Die Berichte triebserfahrung. Zwei wesentliche Knotenpunkte über Vorkommnisse werden in einer Datenbank dieses Netzwerks sind Dienste der Internationalen gesammelt, welche den Mitgliedsländern zur Atomenergieorganisation IAEA mit Sitz in Wien in Verfügung steht. Zusammenarbeit mit der Nuclear Energy Agency Das Netzwerk der nationalen IRS-Koordinatoren NEA der OECD mit Sitz in Issy-les-Moulineaux bei und INES-Beauftragten ermöglicht einen raschen Paris (Abbildung 1): Informationsaustausch nach dem Auftreten von Er- Das Incident Reporting System IRS sammelt Be- eignissen. Die Mitgliedsländer der IAEA haben sich richte über Vorkommnisse, bereitet diese auf verpflichtet, Vorkommnisse von globalem Interesse und stellt sie in einer Datenbank den Mitglieds- oder ab der INES-Stufe 2 zeitnah an die IAEA zu ländern zur Verfügung. Die Vertreter der melden. Die IAEA ihrerseits verbreitet aktuelle Mel-

INES-Stufe Bezeichnung Kurzbeschreibung 2 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 der Auffindung von Strahlenquellen. Bei einem Vorkommnis wurden die Vorschriften für die Kennzeichnung, die Lagerung und den Transfer von spaltba- rem Material auf dem Anlagenareal verletzt. Auf das Vorkommnis im Kernkraft- werk KORI-1 wird im Abschnitt 2.2 eingegangen. 3 ernsthafter Zwischenfall In beiden Fällen kam es in der Industrie zur Bestrahlung von Personal deutlich über die zulässigen Grenzwerte hinaus, was deterministische Strahlenauswirkun- gen zur Folge hatte.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 81 dungen öffentlich über ihre News-Website (http:// 2.1 Anzeigen von Materialunregel- www-news.iaea.org/). mässigkeiten in den Reaktor- Im Kalenderjahr 2012 wurden der IAEA 14 Vor- druckbehältern der Kernkraft- kommnisse der INES-Stufen 2 oder höher gemeldet: werke Doel-3 und Tihange-2 Seit dem Jahr 2008 gibt es in Europa einen weite- bei Ultraschallmessungen ren Knotenpunkt im Erfahrungsnetzwerk: das Eu- ropean Clearinghouse on Operational Experience Die belgische Aufsichtsbehörde «Belgian Federal Feedback mit Sitz im niederländischen Petten, an Authority for Nuclear Control» (FANC) informierte dem auch die Schweiz beteiligt ist. Diese Institution Mitte 2012 ausländische Aufsichtsbehörden über unterstützt ihre Mitglieder bei der Bereitstellung Ergebnisse durchgeführter Überprüfungen des Re- und Umsetzung von Betriebserfahrung auf natio- aktordruckbehälters Doel-3. Später wurden die naler Ebene und führt Analysen zu Schwer- Untersuchungen auch auf den Reaktordruckbehäl- punktthemen durch. ter von Tihange-2 ausgeweitet. Diese Überprü- Als weitere Informationsquellen dienen perio- fungen basieren auf Ultraschallmessungen und er- dische Berichte oder Mitteilungsorgane auslän- gaben an beiden Reaktordruckbehältern Anzeigen discher Anlagen und Behörden sowie die Teil- von Materialunregelmässigkeiten. Diese vorgefun- nahme an internationalen Arbeitsgruppen, wie denen Anzeigen sind sowohl von der Art als auch beispielsweise die Working Group on Operational von der grossen Anzahl bedeutend. Aus diesem Experience WGOE der NEA. Auch Pressemel- Grund können potenzielle Risse in den Reaktor- dungen werden systematisch nach Vorkommnis- druckbehältern der genannten Kernkraftwerke sen durchsucht. Liegen solche vor, wird versucht, nicht ausgeschlossen werden. Beide Kernkraft- über das fachliche Netzwerk nähere Informationen werke befinden sich seit diesen Überprüfungen im über den Vorfall einzuholen. abgeschalteten Zustand, mit entladenem Reaktor- Das ENSI verfolgt kontinuierlich eingehende Mel- kern, bis eindeutige Erklärungen für diese Anzei- dungen über Vorkommnisse in ausländischen An- gen vorliegen. Für beide Kernkraftwerke wurden lagen und wertet diese durch Fachgruppen und Vorgehenspläne zur Klärung der Sachlage festge- -spezialisten aus. Es klärt, ob ein Vorkommnis Aus- legt. Seit Ende Januar 2013 liegt dazu ein proviso- wirkungen auf die Schweiz oder Relevanz für rischer Untersuchungsbericht vor. Schweizer Anlagen hat, und falls ja, welche Mass- Die im Sommer 2012 durchgeführten Abklärungen nahmen eingeleitet werden müssen. bezüglich Hersteller und Lieferanten der Reaktor- Die Betreiber von Kernanlagen haben sich ihrer- druckbehälter durch alle Kernkraftwerksbetreiber seits zum Verband der «World Association of Nu- in der Schweiz ergaben lediglich für das Kernkraft- clear Operators» (WANO) zusammengeschlossen, werk Mühleberg (KKM) gewisse Ähnlichkeiten. So der über ein eigenes Informationsnetzwerk für wurde für das KKM und Doel-3 dasselbe Grund- Vorkommnisse verfügt. Zudem sind die Betreiber material verwendet, allerdings waren die Herstel- weiteren Vereinigungen angeschlossen, wie zum lerfirmen unterschiedlich. Der Schmiedevorgang Beispiel der Vereinigung der Grosskraftwerks-Be- des Grundmaterials zu Ringen, aus dem der Reak- treiber VGB in Europa, ebenfalls mit dem Ziel eines tordruckbehälter zusammengeschweisst wurde, breit angelegten Erfahrungsaustausches. erfolgte durch dieselbe Firma (Rotterdamsche Dro- Die nachfolgenden beiden Abschnitte beschreiben ogdok Maatschappij). Der Reaktordruckbehälter ausgewählte wichtige Vorkommnisse aus dem Jahr für das KKM (Abbildung 2) wurde aber nicht zur 2012 und wie das ENSI ihre Relevanz für die selben Zeit wie Doel-3 hergestellt. Daraus schloss Schweiz bewertet. Den Anfang machen die ähn- das KKM, dass die Herstellungsverhältnisse des Re- lichen Vorkommnisse in den belgischen Kernkraft- aktordruckbehälters für das KKM mit denen vom werken Doel-3 und Tihange-2. Von Interesse war Doel-3 nicht direkt vergleichbar sind. Dennoch ent- zudem das Vorkommnis in der Republik Korea mit schied sich das KKM, während der Jahresrevision einem kurzzeitigen Verlust der Wechselstromver- 2012 am Reaktordruckbehälter eine zusätzliche sorgung sowie der Kühlung der Brennelemente in Ultraschallprüfung nach Vorgaben des ENSI durch- der Revisionsabstellung. zuführen. Die Durchführung und Auswertung der Ultraschallprüfung wurde vom ENSI begleitet und vom Schweizerischen Verein für technische Inspek- tionen SVTI als unabhängiger Sachverständiger überwacht.

82 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Ziel der Prüfung war es, eventuelle Schmiedefehler, Abbildung 2: Reaktordruckbehälter wie sie in Doel-3 gefunden worden waren, zuver- des KKM vor dem Ein- lässig zu erkennen. Als repräsentatives Prüfvolu- bau (historische Auf- men für die Sonderprüfung wurde ein Prüfbereich nahme). Quelle: ENSI festgelegt, der sich in vertikaler Richtung über die gesamte Höhe des Reaktorbehälters erstreckt und in horizontaler Richtung einen rund 500 Millimeter breiten Streifen umfasst. In diesem Prüfbereich werden repräsentative Grundwerkstoffbereiche aller Mantelringe erfasst. Die in Doel-3 festgestellten Befunde sind über den ganzen Umfang des Reak- tordruckbehälters verteilt. Mit dem im Kernkraft- werk Mühleberg festgelegten Prüfbereich können ähnliche Befunde, wie sie in Doel-3 aufgetreten sind, identifiziert werden. Die Prüfung wurde von der inneren Oberfläche des Kühlung des Reaktordruckbehälters wurde durch Reaktordruckbehälters aus durchgeführt. Die Ul- den Strang B des Nachwärmeabfuhr-Systems (RHR) traschallmessung erfolgte sowohl senkrecht zur gewährleistet. Die Kühlung des Brennelement-La- Oberfläche als auch schräg in einem 45-Grad-Win- gerbeckens erfolgte durch das Beckenkühlsystem. kel. Damit auch sehr kleine Fehler erkannt werden Die Stromversorgung des RHR Strangs B und des können, wurde ein im Vergleich zum internationa- Beckenkühlsystems erfolgte über die sichere len Standard viermal feinerer Prüfspurabstand ver- Schiene B (4.16kV), welche von extern durch die wendet. 345-kV-Einspeisung via Eigenbedarfstransforma- Das ENSI und der SVTI schliessen sich der Bewer- tor B und Blocktransformator erfolgte. In Wartung tung von KKM an, dass im untersuchten Grundma- befanden sich zu diesem Zeitpunkt die Pumpe des terial der zylindrischen Mantelringe des Reaktor- RHR Strangs A, der Notstromgenerator der si- druckbehälters in Mühleberg keine relevanten cheren Schiene A und der Reserve-Eigenbe- Anzeigen festgestellt wurden. Die Messungen er- darfstransformator der sicheren Schiene B. Die gaben keine Hinweise auf Herstellungsfehler. Es Wartungsarbeiten am Reserve-Eigenbedarfstrans- konnte bestätigt werden, dass die in den Abnah- formator der sicheren Schiene A (4.16 kV) waren meprotokollen für den Reaktordruckbehälter aus- beendet, der Schalter zur sicheren Schiene A blieb gewiesene gute Qualität des Grundmaterials nicht in geöffneter Stellung. Bei dieser durch die ge- beeinträchtigt ist. nannten Wartungsarbeiten resultierenden Konfi- Über seine Kontakte bei den belgischen Behörden guration an noch zur Verfügung stehenden Syste- sowie in der internationalen Fachwelt verfolgt das men und elektrischer Stromversorgung wurde ein ENSI die Entwicklungen für die betroffenen Reak- Test der Schutzrelais des Hauptgenerators zu tordruckbehälter in Belgien weiter. Damit wird ge- einem verschobenen Zeitpunkt durchgeführt. Da- währleistet, dass die neuen Erkenntnisse aus dem bei kam es durch menschliches Fehlverhalten beim Vorfall rechtzeitig in die Aufsicht für die Schweiz Test zum Unterbruch der externen Stromversor- einfliessen können. gung, da die 2-von-3-Auslösung der Blockschalter ansprach. Der verfügbare Notstromgenerator B versagte beim Start durch ein fehlerhaftes Ventil 2.2 Der Zwischenfall im Kernkraft- der Startluftversorgung. Dadurch entstand ein to- werk KORI-1 in der Republik taler Verlust der Wechselstromversorgung. Dieser Korea Zustand dauerte 12 Minuten, bis es der Beleg- schaft gelang, den offen gelassenen Schalter zwi- Das Kernkraftwerk KORI-1, ein am Ende der schen dem Reserve-Eigenbedarfstransformators A 1970er-Jahre in Betrieb genommener Druckwas- zur sicheren Schiene A zu schliessen sowie eine serreaktor des Herstellers Westinghouse, befand Querverbindung der Schienen A und B zu erstellen. sich in der geplanten Revisionsabstellung. Der De- Damit wurde die Stromversorgung über die 154- ckel des Reaktordruckbehälters war entfernt wor- kV-Reserve-Einspeisung wieder hergestellt. Der den, und der Transfer von Brennelementen in das Start der Kühlwasserpumpe und der Nachwärme- Brennelement-Lagerbecken wurde vorbereitet. Die abfuhr-Pumpe Strang B erforderte weitere 7 Minu-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 83 ten, bis die Kühlung des Reaktordruckbehälters und des Brennelementlagers wieder hergestellt wurde. Währenddessen stieg die Reaktor-Kühlmit- tel-Temperatur an der Austrittsleitung aus dem Re- aktordruckbehälter des Nachwärmeabfuhr-Sys- tems um etwa 21 °C auf maximal 58,3 °C an und im Brennelement-Lagerbecken geringfügig um 0,5 °C auf 21,5 °C an. Durch diesen Zwischenfall kam es zu keinem Brennstoffschaden, zu keiner Bestrahlung des Personals und zu keiner Freiset- zung radioaktiver Stoffe an die Umgebung. Die INES-Einstufung in Stufe 2 erfolgte aufgrund der Verletzung der Technischen Spezifikation und der verspäteten Meldung des Totalverlusts der Strom- versorgung durch den Betreiber an die Aufsichts- behörde. Den Anlagenzuständen während der Revisions- abstellungen wird wegen der speziellen Konfigu- rationen der verfügbaren Systeme besondere Aufmerksamkeit bei der Abstellungsplanung ge- schenkt. Die Konfigurationen werden auch anhand von speziellen probabilistischen Sicherheits- analysen (so genannten Low Power and Shutdown PSAs) modelliert. In der Schweiz kam es in den Re- visionsabstellungen 2010 im Kernkraftwerk Bez- nau und 2011 im Kernkraftwerk Leibstadt zu je einem Zwischenfall mit der Bestrahlung von Arbei- tern über den gesetzlich vorgeschriebenen Grenz- wert. Als Folge davon wurden Verbesserungsmass- nahmen zur Verhinderung von Fehlern umgesetzt, beispielsweise das koordinierte Vorgehen bei Pla- nungsänderungen während der Revisionsabstel- lung in Verbindung mit der Kommunikation aller involvierten Stellen. Was die Stromversorgung betrifft, ist zudem anzumerken, dass in den schweizerischen Kernkraftwerken mehr Möglichkeiten aus diversitären Quellen für die Aufrechterhaltung der Stromversorgung zur Verfügung stehen. Für die Kernkraftwerke in der Schweiz drängen sich aus diesem Zwischenfall keine Sofortmassnahmen auf, Detailabklärungen bezüglich allfälliger Ver- besserungsmassnahmen laufen noch.

84 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 3. Internationale Zusammenarbeit

Die internationale Zusammenarbeit der nuklearen internationale Vorkommnisdatenbank (Internatio- Aufsichtsbehörden dient in erster Linie der Weiter- nal Reporting System IRS, siehe Kapitel 2), welche entwicklung und Harmonisierung der Sicherheits- von der IAEA und der NEA gemeinsam geführt vorgaben, um den Kernenergiestaaten ein Mittel wird. für die Regulierung zur Verfügung zu stellen. Das Im Berichtsjahr stand die internationale Zusam- Fundament für diese Sicherheitsvorgaben bilden menarbeit im Zeichen der Lehren aus dem nukle- verschiedene internationale Übereinkommen. Zu aren Unfall in den Blöcken 1 bis 4 des Kernkraft- diesen gehören: werks Fukushima Dai-ichi, der sich infolge des Übereinkommen über nukleare Sicherheit (Con- Erdbebens und Tsunamis vom 11. März 2011 in Ja- vention on Nuclear Safety), pan ereignete. Die IAEA veranstaltete im August Übereinkommen über den physischen Schutz 2012 eine ausserordentliche Konferenz im Rah- von Kernmaterial (Convention on the Physical men des Übereinkommens zur nuklearen Sicher- Protection of Nuclear Materials), heit und im Dezember eine Ministerkonferenz zur Gemeinsames Übereinkommen über die Sicher- nuklearen Sicherheit in der japanischen Präfektur heit der Behandlung abgebrannter Brennele- Fukushima (sogenannte Fukushima-Konferenz, mente und über die Sicherheit der Behandlung Abbildung 1). An beiden Konferenzen erörterten radioaktiver Abfälle (Joint Convention on the die Regierungen der Mitgliedsstaaten die Konse- Safety of Spent Fuel Management and on the quenzen, Lehren und umgesetzten Massnahmen, Safety of Radioactive Waste Management), die sich aus dem Unfall ergaben. Übereinkommen über die frühzeitige Benach- Die internationale Zusammenarbeit ist ein wich- richtigung bei nuklearen Unfällen (Convention tiges Element der unabhängigen Aufsichtstätigkeit on Early Notification of a Nuclear Accident) und des ENSI. Bei der IAEA und der NEA wirkt das ENSI Übereinkommen über Hilfeleistung bei nukle- in rund 50 Komitees und Arbeitsgruppen mit. Zählt aren Unfällen oder strahlungsbedingten Notfäl- man die internationalen Behördenorganisationen, len (Convention on Assistance in the Case of a die bilateralen Kommissionen mit den Nachbarlän- Nuclear Accident or Radiological Emergency). dern, die Mitgliedschaft in internationalen Fach- Die Grundsätze dieser Übereinkommen werden in verbänden und die EU-Institutionen hinzu, in de- den sog. Safety Standards der Internationalen nen das ENSI Beobachterstatus hat, resultieren Atomenergieagentur IAEA weiter ausgeführt, auf über 70 Gremien, in denen Mitarbeitende des ENSI die sich wiederum die Safety Reference Levels der permanent Einsitz haben. Für mehrere dieser Gre- Western European Nuclear Regulators‘ Association mien organisiert das ENSI periodisch Veranstal- WENRA abstützen. tungen in der Schweiz. Zum internationalen Enga- Die Weiterentwicklung der Sicherheitsvorgaben gement hinzu kommen die Teilnahme von basiert auf dem internationalen Austausch der be- ENSI-Experten an internationalen Symposien sowie trieblichen und regulatorischen Erfahrung sowie Besuche ausländischer Delegationen beim ENSI. der Weiterentwicklung des Standes von Wissen- Die Zusammenarbeit mit internationalen Organisa- schaft und Technik. Für letzteres bedeutsam sind tionen stützt sich auf Art. 87 und Art. 104 des auch die in Kapitel 1 beschriebenen Forschungs- Kernenergiegesetzes (KEG). Sowohl die bilaterale projekte der Kernenergieagentur NEA der Organi- als auch die multilaterale Zusammenarbeit sind sation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und durch Staatsverträge (SR 0.732) geregelt. Entwicklung OECD, die durch Fachbeiträge zahl- Im Folgenden werden die für die Aufsichtstätigkeit reicher Forschungsinstitutionen in den Mitglieds- wichtigsten internationalen Gremien und Aktivi- staaten unterstützt werden. Ein Beispiel hierfür ist täten des ENSI im Berichtsjahr kurz zusammenge- das Halden Reactor Project, das von über 130 Insti- fasst. tutionen in mittlerweile 19 Staaten getragen wird (siehe Kapitel 1.1.1). Ein weiteres Beispiel ist eine

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 85 Abbildung 1: ENSI-Direktor Hans Wanner referiert an der Fukushima-Konferenz. Quelle: ENSI

3.1 Internationale Übereinkommen Überprüfungskonferenzen statt, die letzte vom 4. bis 14. April 2011. Die Schweiz erhielt dabei gute 3.1.1 Übereinkommen über Noten. Unter anderem würdigten die anderen nukleare Sicherheit Staaten die im Schweizer Kernenergiegesetz ver- ankerte Nachrüstpflicht der Kernkraftwerke im Das internationale Übereinkommen über nukleare Sinne der ständigen Verbesserung sowie die Aktu- Sicherheit (Convention on Nuclear Safety CNS) hat alisierung der Erdbebengefährdungsannahmen das Ziel, weltweit einen hohen Stand der nukle- aufgrund des PEGASOS-Projekts1. aren Sicherheit zu erreichen und aufrecht zu erhal- An der 5. Überprüfungskonferenz wurde beschlos- ten. Es sollen wirksame Abwehrvorkehrungen in sen, Ende August 2012 eine ausserordentliche Kernanlagen gegen mögliche strahlungsbedingte Konferenz durchzuführen, die die Lehren aus dem Gefahren geschaffen werden, um Menschen und nuklearen Unfall im japanischen Fukushima sowie Umwelt vor schädlichen Auswirkungen der Radio- allfällige Anpassungen der CNS zum Thema haben aktivität zu schützen. Die Schweiz hat das Überein- soll. Das ENSI hat die Schweiz an der Konferenz kommen im Oktober 1995 unterzeichnet und im vertreten. An der Konferenz wurden die Aktivi- September 1996 ratifiziert. Die Vertragsparteien täten der Vertragsstaaten nach dem Fukushima- haben sich verpflichtet, die Grundsätze des Über- Unfall und die Lehren daraus in sechs Themensit- einkommens anzuwenden, und erstellen hierzu zungen diskutiert. Diese waren folgenden Themen alle drei Jahre einen Länderbericht. Die Berichte zugeordnet: werden im Rahmen einer Konferenz bei der IAEA Externe Ereignisse in Wien überprüft. Auslegung Seit der Inkraftsetzung der CNS fanden 5 reguläre Management von schweren Unfällen (Kernkraft- werk selbst) Nationale Organisationen 1 In dem von 2001 bis 2004 laufenden Projekt PEGASOS (Probabilistische Erdbebengefährdungsanalyse für die KKW- Notfall-Management (ausserhalb der Kernkraft- Standorte in der Schweiz) die Erdbebengefährdung unter werke) möglichst umfassender Berücksichtigung des Kenntnisstandes der international massgebenden Fachwelt ermittelt. Mit dem Internationale Kooperation Projekt wurde international ein neuer Standard gesetzt. Eine Als Grundlage für die Diskussionen bei der Konfe- Herausforderung für die Umsetzung bereitete die grosse renz hatte das ENSI im Mai 2012 den Schweizer Bandbreite der Ergebnisse, die nicht zuletzt darauf zurückzu- führen war, dass für starke Erdbeben in unseren Regionen kaum Länderbericht bei der IAEA eingereicht. Dieser be- Erfahrungswerte vorliegen. Deshalb wurde 2007 ein Projekt zur schreibt die Aktivitäten der Schweiz, die darauf ab- Verfeinerung der PEGASOS-Studie, das PEGASOS Refinement Project (PRP) gestartet, das voraussichtlich im Mai 2013 abge- zielen, Lehren aus dem Unfall von Fukushima zu schlossen werden wird. ziehen. Er wurde auf der Website des ENSI veröf-

86 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 fentlicht (www.ensi.ch ▶ Dokumente ▶ Konventi- Schweizer Länderberichts erfüllt die Schweiz ihre onen) Pflichten zur Entsorgung von radioaktiven Abfäl- Die Schweizer Delegation plädierte für eine Ver- len. Zudem beurteilten die internationalen Exper- besserung der CNS, indem den Vertragsstaaten ten den Sachplan geologische Tiefenlager als mehr verbindliche Verpflichtungen auferlegt wer- zweckmässiges Vorgehen für die Standortwahl den. Diese Verpflichtungen betreffen unter ande- eines Tiefenlagers für radioaktive Abfälle. Die Vor- rem die Verwendung von neusten, dem Stand von gehensweise garantiere, dass Sicherheit oberste Wissenschaft und Technik entsprechenden Gefähr- Priorität bei der Auswahl hat. Ausserdem ermögli- dungsannahmen bei der Sicherheitsüberprüfung che die Prozedur den Einbezug von Betroffenen, von Kernkraftwerken. Die Schweiz forderte zu- Anrainerstaaten und internationalen Experten. An- dem, dass die internationalen Überprüfungsmissi- dere positive Aspekte sahen die internationalen Ex- onen verbindlich werden und trat für mehr Trans- perten in den Überprüfungen, denen sich das ENSI parenz auf internationaler Ebene ein. laufend unterziehe, sowie in den veröffentlichten Ein Ergebnis dieses ausserordentlichen Treffens ist Berichten im Nachgang zum Reaktorunglück von eine Erklärung, in der sich die Vertragsparteien zur Fukushima Daiichi. Das Vorliegen eines Entsor- Stärkung der Prinzipien des Übereinkommens be- gungsprogramms und die periodische Prüfung der kennen. Zudem wurden Änderungen der Richtli- Entsorgungskosten, die alle fünf Jahre durchge- nen zur CNS (Guidance Documents) verabschie- führt wird, erachteten die Experten zudem als eine det, die praktische Verbesserungen beim Inhalt der gute Vorgehensweise. Die Experten empfahlen die Länderberichte und bei deren Diskussion während Erstellung einer Richtlinie zum Rückbau von Kern- den Konferenzen bringen. Die Vorschläge von anlagen, was das ENSI gegenwärtig umsetzt. Eine Russland und der Schweiz zur Änderung der Kon- zusätzliche Schlussfolgerung der Mitglieder der vention selbst waren dagegen in dieser Form nicht Joint Convention betraf die Umsetzung der Emp- konsensfähig. Die Vertragspartner einigten sich fehlungen, die aus der Überprüfungsmission des stattdessen darauf, eine Arbeitsgruppe (Working IRRS (Integrated Regulatory Review Service) in Group on Effectiveness and Transparency) einzu- 2011 hervorgingen. Das ENSI hatte hierzu einen setzen. Das ENSI wird in dieser vertreten sein. Diese Massnahmenplan definiert und wird die IRRS-Emp- Arbeitsgruppe soll bis Ende 2013 Verbesserungs- fehlungen stufengerecht umsetzen. vorschläge für die CNS und dessen Überprüfungs- prozess ausarbeiten, die dann anlässlich der nächs- 3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den ten 6. regulären Konferenz vertieft diskutiert Schutz der Meeresumwelt des Nord- werden sollen. ost-Atlantiks

3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen Das nach den beiden Vorläufer-Verträgen – der über die Sicherheit der Behandlung OSLO-Konvention (OSCOM) von 1972 und der Pa- abgebrannter Brennelemente und ris-Konvention (PARCOM) von 1974 – benannte über die Sicherheit der Behandlung OSPAR-Übereinkommen wurde 1992 in Paris ab- radioaktiver Abfälle geschlossen und trat am 25. März 1998 nach der Ratifikation durch alle Mitgliedsländer in Kraft. Die Ziel dieses internationalen Übereinkommens Vertragsparteien Schweiz, Belgien, Deutschland, («Joint Convention») ist es, in den Vertragsstaaten Dänemark, Finnland, Frankreich, Grossbritannien, ein hohes Mass an nuklearer Sicherheit bei der Be- Irland, Island, Luxemburg, Norwegen, Nieder- handlung und Lagerung abgebrannter Brennele- lande, Portugal, Spanien, Schweden sowie die Eu- mente und radioaktiver Abfälle zu erreichen und ropäische Union verpflichten sich, die Meeresver- zu erhalten. Die Schweiz hat die Joint Convention schmutzung als Folge menschlicher Aktivitäten zu 1997 unterzeichnet und 1999 ratifiziert. Wie bei bekämpfen. Beispielsweise verbietet das Überein- der CNS sind die Vertragsparteien verpflichtet, die kommen die Abfallversenkung sowie die Verbren- Grundsätze des Übereinkommens anzuwenden, nung von Abfällen auf See. Das ENSI vertritt die und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbe- Schweiz im Komitee über radioaktive Substanzen richt. Die 4. Überprüfungskonferenz hat vom 7. bis RSC der OSPAR, das sich mit der Einleitung von Ra- 16. Mai 2012 stattgefunden, an der das ENSI die dioaktivität in die Nordsee und den Nordostatlantik Schweiz vertreten hat. Gemäss der internationalen befasst. Das Ziel der OSPAR im Bereich radioaktive Beurteilung des im Oktober 2011 eingereichten Substanzen ist es, die künstlich eingetragene

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 87 Radioaktivität bis zum Jahr 2020 so weit wie mög- heit fest. Diese Anforderungen sind als «Soll-Be- lich zu reduzieren. Im Rahmen der jährlichen Be- stimmungen» formuliert. richterstattung hat die Schweiz im Jahr 2012 die in Die Safety Guides führen ihrerseits die Safety Aare und Rhein abgeleiteten radioaktiven Stoffe Requirements weiter aus und schlagen Mass- aus den Kernanlagen, der Industrie und den Spitä- nahmen und Verfahren zur Einhaltung der Sa- lern gemeldet. fety Requirements vor. Die Empfehlungen in den Safety Guides sind als «Sollten-Bestimmungen» formuliert und zeigen Wege auf, wie die Umset- 3.2 Multilaterale Zusammenarbeit zung der Safety Requirements erfolgen kann. Sie sind nicht bindend. Eine Nichtanwendung der 3.2.1 Internationale Atomenergieagentur Massnahmen sollte aber begründet oder es IAEA sollte eine gleichwertige andere Massnahme ergriffen werden. Die IAEA mit Hauptsitz in Wien unterstützt die si- Die Safety Principles und Requirements werden chere und friedliche Nutzung der Kerntechnik. Sie vom Board of Governors, einem Ausschuss von 35 wurde 1957 als «Atoms for Peace»-Organisation Mitgliedsstaaten der IAEA, verabschiedet, die Sa- der Vereinten Nationen gegründet und hat heute fety Guides vom Generaldirektor der IAEA. Die 158 Mitgliedsstaaten. Sie richtet ihre Arbeit auf die Commission on Safety Standards (CSS) leitet die nukleare Sicherheit sowie die Sicherung und Über- ständige Weiterentwicklung der Safety Standards. wachung spaltbarer Kernmaterialien aus. Weiter Der CSS sind vier Fachkomitees zugeordnet, beste- fördert die IAEA die Forschung und Technik für die hend aus Experten der Mitgliedsstaaten, die mit Anwendung ionisierender Strahlung in der Medi- Unterstützung des IAEA-Sekretariats die Safety Re- zin, Nahrungsmittelsicherheit, Landwirtschaft und quirements und Guides erarbeiten: Nuclear Safety Umweltüberwachung. Das höchste Gremium der Standards Committee (NUSSC, Reaktorsicherheit), 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- 3.2.2 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 Die erarbeiteten Safety Standards werden vor ihrer IAEA erarbeitet und in den Safety Standards defi- Veröffentlichung einer Vernehmlassung in den niert (siehe unter www-ns.iaea.org/standards/). Sie Mitgliedsländern unterzogen. Hier hat das ENSI reflektieren den Stand von Wissenschaft und Tech- nochmals die Möglichkeit, Änderungswünsche nik und werden aktualisiert, wenn sich neue Er- einzubringen. Im Jahr 2012 wurden folgende Sa- kenntnisse aus Betriebserfahrung oder Forschung fety Standards veröffentlicht: ergeben. Die Safety Standards umfassen alle The- SSG 15: menbereiche der Reaktorsicherheit, des Strahlen- Storage of Spent Nuclear Fuel schutzes, des Transports nuklearer Güter und der SSG 16: Entsorgung radioaktiver Abfälle. Sie gliedern sich Establishing the Safety Infrastructure for a Nu- in drei hierarchische Stufen: clear Power Programme Specific Safety Guide In den 2006 publizierten Fundamental Safety SSG 17: Principles werden 10 Grundprinzipien für die Control of Orphan Sources and Other Radioac- nukleare Sicherheit als Voraussetzung für das tive Material in the Metal Recycling and Produc- übergeordnete Ziel «Schutz von Menschen und tion Industries Specific Safety Guide Umwelt vor schädlichen Wirkungen ionisie- SSG 20: render Strahlung» ausgeführt. Safety Assessment for Research Reactors and Die Safety Requirements konkretisieren diese Preparation of the Safety Analysis Report Grundprinzipien und legen themenspezifische Anforderungen zur Gewährleistung der Sicher-

88 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 SSG 21: Beobachtungen und Gesprächen mit den Behör- Volcanic Hazards in Site Evaluation for Nuclear den verfasst das Expertenteam – zumeist hochran- Installations gige Vertreter der Aufsichtsbehörden von IAEA- SSG 22: Mitgliedsländern – einen Bericht, in dem es auf Use of a Graded Approach in the Application of Verbesserungsmöglichkeiten sowie auch auf gute the Safety Requirements for Research Reactors Praxis hinweist. Zwei bis drei Jahre nach einer IRRS- SSG 23: Mission wird im Rahmen einer Folgemission über- The Safety Case and Safety Assessment for the prüft, inwieweit das geprüfte Land die Empfeh- Disposal of Radioactive Waste lungen des Expertenteams umgesetzt hat. SSG 24: Die Schweiz liess sich als erste westliche Aufsichts- Safety in the Utilization and Modification of behörde bereits 1998 überprüfen. Die Empfeh- Research Reactors lungen aus dieser Überprüfung und der Folgemis- SSR2/1: sion von 2003 trugen massgeblich dazu bei, dass Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific das ENSI eine unabhängige öffentlich-rechtliche Safety Requirements Anstalt des Bundes geworden ist und nach einem SSR6: integrierten Aufsichtskonzept arbeitet. Erneut er- Regulations for the Safe Transport of Radioac- folgte eine Überprüfung der Schweiz im November tive Material 2011, an der 24 Experten aus 14 Nationen beteiligt Im Gefolge des nuklearen Unfalls im japanischen waren. Die IAEA hat den Schlussbericht der Über- Fukushima einigten sich die Mitgliedsstaaten an prüfungsmission des Integrated Regulatory Review der Generalkonferenz vom September 2011 auf ei- Service IRRS im Mai 2012 abgeschlossen. Darin nen IAEA Action Plan on Nuclear Safety. Mit die- sind 19 Hervorhebungen von guter Praxis, 12 Emp- sem Aktionsplan bekennen sie sich zu – freiwilligen fehlungen und 18 Anregungen enthalten (siehe – Massnahmen, um die nukleare Sicherheit welt- auch www.ensi.ch ▶ Dossiers ▶ IRRS-Mission weit zu verbessern. Die Schweiz hat die Verab- 2011). Das ENSI hat bis Ende 2012 für die Empfeh- schiedung dieses Aktionsplanes begrüsst und ar- lungen einen Massnahmenplan entwickelt. Die beitet derzeit aktiv an der Umsetzung der einzelnen Umsetzung der Massnahmen ist auf gutem Weg. Massnahmen. Im 6. Länderbericht der Schweiz zur Das ENSI strebt an, 16 von 25 Empfehlungen und CNS, welcher im Jahr 2013 der IAEA eingereicht Anregungen, die im eigenen Kompetenzbereich wird, wird die Schweiz über den Stand der Umset- liegen, Ende 2013 realisiert zu haben. Folgende zung der einzelnen Massnahmen berichten. Massnahmen sind auf dem Weg der Umsetzung: Stilllegung: 3.2.3 Integrated Regulatory Internationale Vernetzung: Die Empfehlung, dass Review Service (IRRS) sich das ENSI im Bereich der Stilllegung internatio- Auf Anfrage eines Landes überprüft die IAEA mit nal stärker engagieren soll, wurde durch die Betei- einem internationalen Expertenteam, ob dessen ligung in der Working Party on Dismantling and Nuklearaufsicht ihren Vorgaben entspricht. Die Decommissioning (WPDD) der Nuclear Energy Schweiz hat diese internationale Überprüfung in Agency der Organisation for Economic Coopera- Art. 2 Abs. 3 der ENSI-Verordnung gesetzlich ver- tion and Development (OECD/NEA) umgesetzt. ankert: «Es [Das ENSI] lässt sich periodisch im Hin- Weiter hat das ENSI die Verfügbarkeit von ausrei- blick auf die Erfüllung der Anforderungen der IAEA chend qualifiziertem Personal für die Aufsicht über durch externe Expertinnen und Experten überprü- die Stilllegung durch die Schaffung seiner neuen fen.» Auch die EU hat in ihrer Mitte 2009 in Kraft Sektion Stilllegung im August 2012 eingeleitet. gesetzten EURATOM-Richtlinie für die Sicherheit Diese soll in den nächsten Monaten weiter ausge- kerntechnischer Anlagen eine entsprechende Ver- baut werden. pflichtung eingeführt, dass die Mitgliedsstaaten Regelwerk: mindestens alle zehn Jahre eine Überprüfung der Die IRRS hat ausserdem auf die zeitgerechte Ver- nuklearen Gesetzgebung und Aufsicht durch inter- vollständigung des Regelwerks hingewiesen. Das nationale Experten (Peer Review) durchführen las- ENSI wird seine Aktivitäten in diesem Bereich for- sen. cieren. So ist vorgesehen, dass bis Ende 2013 eine Der IRRS dient der Stärkung der behördlichen Auf- neue Richtlinie für die Stilllegung von Kernkraft- sicht und staatlichen Infrastruktur für die nukleare werken in Kraft tritt. Sicherheit. Aufgrund von schriftlichen Unterlagen,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 89 Personal: PRIS gibt es schon seit 40 Jahren und ist als Infor- Die Massnahmen für ausreichend qualifiziertes mationsquelle für die Kernkraftwerke einzigartig. Personal und das Personalentwicklungskonzept Die Grunddaten über die Kernkraftwerke der Welt werden im Rahmen des Projekts Human Capital werden beispielsweise von folgenden Organisati- Management bearbeitet. Das Konzept wurde im onen genutzt: IAEA, OECD, Europäische Kommis- Berichtsjahr erstellt. Die Umsetzung der ersten sion, World Energy Council, International Centre Schwerpunkte im Bereich Ressourcenplanung und for Theoretical Physics ICTP, Europäischer Verband Weiterbildung wird im 2013 gestartet. für Strom- und Wärmeerzeugung, World Nuclear Änderungen im Gesetzeswerk: Association und die World Association of Nuclear Massnahmen, die nicht oder nicht allein in den Operators. Aus den Datensätzen in PRIS erstellt die Aufgabenbereich des ENSI fallen, wurden im Be- IAEA jährlich die Publikationen Nuclear Power Re- richtsjahr bei den zuständigen Instanzen einge- actors in the World, Country Nuclear Power Pro- speist. Insbesondere in den Bereichen Gesetzes- files und Operating Experience with Nuclear Power werk und Strahlenschutzgesetzgebung kann Stations in Member States. Die wichtigsten Daten jedoch nicht mit kurzfristigen Änderungen gerech- sind im Internet unter www.iaea.org/pris abrufbar. net werden. Die Experten der IAEA haben eine Die Datenbank für Kernenergieliteratur (Internati- Stärkung der Aufsicht empfohlen. Eine weitere onal Nuclear Information System INIS) wurde 1970 hergeleitete Massnahme betrifft die Verankerung gestartet, indem bereits existierende Literatur- im Regelwerk einer unabhängigen Überprüfung sammlungen (Nuclear Science Abstracts) einzelner von sicherheitsrelevanten Unterlagen durch den Staaten, vor allem der USA, der ehemaligen So- Betreiber. Diesbezüglich enthält die Kernenergie- wjetunion und Grossbritanniens zusammenge- verordnung verschiedene Ansatzpunkte für eine führt wurden. Seither wurde die Datenbank konti- entsprechende Pflicht der Betreiber. Die Anforde- nuierlich vergrössert und ihre Funktionen wurden rung wird im Rahmen der Revision der Richtlinie verbessert, z.B. durch Schlagwörter, Mikrofilm-Ver- G07 genauer spezifiziert. sion, dann elektronische Verfügbarkeit zunächst Der detaillierte Umsetzungsplan der IRRS Empfeh- über CD-Versand ab 1992, später über Internet. lungen ist auf der Homepage des ENSI ersichtlich: Seit April 2009 ist INIS nicht nur für die Mitglieds- (www.ensi.ch ▶ Suchbegriff: IRRS Massnahmen- länder, sondern frei im Internet unter http://www. plan). Die Follow-Up Mission wird voraussichtlich iaea.org/inis/ zugänglich. Derzeit enthält die Da- 2015 stattfinden. tenbank über 3,5 Mio. Einträge. Das ENSI beteiligt sich selbst aktiv am IRRS-Pro- gramm der IAEA und stellte bisher Experten für 17 Überprüfungsmissionen in andere Staaten zur Ver- 3.3 Kernenergieagentur fügung. Drei dieser Missionen wurden vom ENSI NEA der OECD geleitet. Die Erfahrungen zeigen, dass durch Teil- nahme an solchen internationalen Expertenüber- Die Kernenergieagentur (Nuclear Energy Agency prüfungen auch wertvolle Erkenntnisse für die NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusam- Aufsicht in der Schweiz gewonnen werden. Den menarbeit und Entwicklung (OECD) fördert die si- Anstoss für die Einführung von Werksinspektoren chere und friedliche Nutzung der Kernenergie. 30 gab beispielsweise die Teilnahme an einer IRRS- der 34 OECD-Staaten waren 2012 Mitglied der Mission nach Grossbritannien. NEA, 2013 tritt zudem Russland als Vollmitglied bei. Zusammen verfügen sie dann über rund 90% 3.2.4 IAEA-Datenbanken der weltweiten nuklearen Stromerzeugungskapa- zität. Die NEA mit Sitz bei Paris unterstützt ihre Mit- Im Bereich Kernenergie betreibt die IAEA über 20 gliedsländer bei der Weiterentwicklung der tech- Datenbanken zu den Themen Kernkraftwerke, nischen, wissenschaftlichen und rechtlichen Brennstoffkreislauf, Behandlung von radioaktiven Grundlagen. Sie fördert das gemeinsame Ver- Abfällen etc. Die meisten davon sind öffentlich. An ständnis für Schlüsselfragen der nuklearen Sicher- zwei für die Schweiz wichtigen Datenbanken ar- heit und erarbeitet Stellungnahmen, die den Mit- beitet das ENSI mit. Diese sind das Power Reactor gliedsstaaten als Entscheidungsbasis dienen Information System (PRIS) und das International können. Die Kernkompetenzen der NEA sind die Nuclear Information System (INIS). Reaktorsicherheit, Aufsicht über Kernanlagen, Ent- sorgung radioaktiver Abfälle, Strahlenschutz, wirt-

90 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 schaftliche und technische Analysen des Brenn- Methode wurde an den OECD Council weitergelei- stoffkreislaufs, Kernenergierecht und -haftpflicht tet. Zudem hat das Steering Committee im Be- sowie die Information der Öffentlichkeit. Die NEA richtsjahr beschlossen, Russland ab 2013 als neues unterstützt eine Vielzahl von Forschungsvorhaben Mitgliedsland der NEA aufzunehmen. Somit wird auf diesen Gebieten. Die meisten der NEA-Berichte Russland das erste Nicht-OECD-Mitglied der NEA sind frei auf dem Internet erhältlich unter sein. http://www.oecd-nea.org/pub. Im Bereich der nuklearen Sicherheit arbeiten zwei 3.3.2 Committee on Nuclear Regulatory Kommissionen. Das Committee on Nuclear Regu- Activities (CNRA) latory Activities (CNRA) beschäftigt sich schwer- punktmässig mit Fragen der nuklearen Aufsicht, Das CNRA ist ein Forum für Vertreter der nuklearen das Committee on the Safety of Nuclear Installa- Aufsichtsbehörden. Es tagt zweimal pro Jahr und tions (CSNI) mit Forschungsthemen im Bereich der diskutiert Fragen, welche für die Sicherheit von Sicherheit von Kernanlagen. Beide Kommissionen Kernanlagen relevant und aktuell sind. Aus dieser haben eine Reihe von permanenten Arbeitsgrup- Arbeit leitet das Komitee Themen ab, die in Ar- pen und speziellen Gruppen, die ad hoc zur Bear- beitsgruppen vertiefter untersucht werden. Das beitung aktueller Themen eingesetzt werden. Im CNRA hat vier ständige Arbeitsgruppen: Bereich Strahlenschutz ist das Committee on Radi- Working Group on Operating Experience ation Protection and Public Health (CRPPH) aktiv (WGOE); und im Bereich Entsorgung das Radioactive Waste Working Group on Inspection Practices (WGIP); Management Committee (RWMC). Weitere Ar- Working Group on Public Communication of beitsbereiche der NEA sind wissenschaftliche Da- Nuclear Regulatory Organisations (WGPC); tenbanken, Kernenergierecht, Entwicklung der Working Group on the Regulation of New Reac- Kernenergie, Kernenergie und Nachhaltigkeit so- tors (WGRNR). wie Kernenergie und Gesellschaft. Geleitet und An den CNRA-Tagungen erstatten die Arbeitsgrup- überwacht wird die ganze Organisation vom Stee- pen jeweils Bericht. Die CNRA koordiniert – wie die ring Committee for Nuclear Energy. anderen Kommissionen – die Tätigkeiten der Ar- beitsgruppen und genehmigt die Publikation von 3.3.1 Steering Committee for Berichten. Nuclear Energy Die WGOE hat das Ziel, die nukleare Sicherheit durch den Austausch betrieblicher Erfahrungen Das ENSI vertritt die Schweiz zusammen mit dem insbesondere im Zusammenhang mit Vorkomm- Bundesamt für Energie im Steering Committee. nissen in Kernanlagen zu verbessern. Dazu betreibt Dieses überwacht die Arbeit der Kommissionen, die NEA zusammen mit der IAEA eine Vorkomm- erstellt die Strategie und genehmigt die Zwei- nis-Datenbank, das International Reporting System jahres-Arbeitspläne sowie das Budget der NEA. for Operating Experience (IRS). Für das ENSI ist die Letzteres war auch im Berichtsjahr ein zentrales WGOE eine wichtige Quelle für Informationen zu Diskussionsthema. Die NEA ist seit 2008 gezwun- Vorkommnissen und daraus abgeleiteten Lehren. gen, ohne Budgetwachstum auszukommen. Die In der Folge von Fukushima wurden die Vorteile Beiträge der neuen Mitglieder Polen und Slowe- und Nachteile klassischer konservativ ausgelegter nien wurden dazu verwendet, diejenigen der Kernkraftwerke mit überschaubarer Technik ge- übrigen Mitglieder zu senken. Die NEA Budget Ad- genüber komplexen Kernkraftwerk-Designs erör- visory Group schlug daher eine neue Berechnungs- tert. Zum Thema Fukushima haben im Berichtsjahr methode für die Beiträge der Mitgliedsländer vor, zudem mehrere Staaten über die jeweiligen Ver- welche die Grösse des Nuklearsektors in jedem besserungsmassnahmen in ihren Anlagen berich- Land berücksichtigt. Ziel wäre, nach weiteren zwei tet. Eine Task Group beschäftigt sich mit Vorläufer- Jahren des Nullwachstums (Zero Nominal Growth) ereignissen von Fukushima (precursor events) und in den darauffolgenden vier Jahren zu einem nomi- will im 2013 Jahr dazu einen Bericht fertigstellen. nalen Wachstum entsprechend der Inflation zu Ferner gewinnt ein neues Thema im Rahmen der kommen (Zero Real Growth), um die NEA nicht WGOE zunehmend an Bedeutung, und zwar Non- weiter faktisch schrumpfen zu lassen. Jedoch fand conforming, Counterfeit Fraudulent and Suspect dieser Vorschlag keinen Konsens innerhalb des Items (NCFSI). Es handelt sich dabei vorwiegend Steering Committees, und die neu ausgearbeitete um Klein- und Ersatzteile, die den Spezifikationen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 91 nicht entsprechen, gefälscht sind oder gefälschte nicht nur in der eigenen Landessprache, sondern Zertifikate aufweisen. Die Qualität der Teile wird auch - wenigstens als Kurzfassung – in englischer bewusst so niedrig gehalten, dass anfängliche Sprache verfasst werden sollten. Einerseits soll ein Funktionstests zwar bestanden werden, dass aber englischer Kurztext zu einem Ereignis und zur beein längerer Einsatz in z. B. klassierten Komponen- hördlichen Einstufung sobald als möglich ins Inter- ten zum Ausfall der Komponente führen kann. Es net gestellt werden. Andererseits sollte ein erläu- sind schon zahlreiche diesbezügliche Vorkomm- ternder englischer Kurztext über das von der nisse festgestellt worden. Die CNRA hat deshalb WGPC speziell für schnelle internationale Kurzin- eine Task Force (TGNCFSI) eingesetzt und ein ent- formationen eingerichtete Flash-Newsnetz der sprechendes Papier erarbeitet. NEA als E-Mail abgesetzt werden. Am Jahrestref- Die WGIP befasst sich mit Inspektionstätigkeiten in fen wurde auch die Anwendung von «Social Me- den Mitgliedsstaaten. Sie bewertet die Wirksam- dia» (wie Twitter, Facebook) besprochen. Diese keit von Inspektionen und analysiert Inspektions- sind bei den meisten Behörden (NRO) derzeit in methoden und -techniken im Zusammenhang mit Planung oder im Aufbau begriffen. In einem weite- aktuellen und zukünftigen Herausforderungen bei ren Schritt führt eine Arbeitsgruppe der WGPC der Aufsicht über die Kernanlagen. Neben den eine diesbezügliche Erhebung innerhalb der WGPC halbjährlichen Treffen führt sie alle zwei Jahre ei- durch. nen Workshop zu ausgewählten Themen mit einem erweiterten Teilnehmerkreis durch. Im Be- 3.3.3 Committee on the Safety of Nuclear richtsjahr wurde ein Workshop in der Schweiz or- Installations (CSNI) ganisiert zu inspektionsrelevanten Themen, darunter zur Alterung, zum Thema Materialqualifikation, Das CSNI beschäftigt sich mit sicherheitstech- sowie zu den Kompetenzen der Betreiber. Im Jahre nischen Aspekten der Auslegung, des Baus, des 2012 standen weiterhin neben der gegenseitigen Betriebs und der Stilllegung von Kernanlagen. Ziel Berichterstattung über inspektionsrelevante Neue- ist es, die Mitgliedsstaaten darin zu unterstützen, rungen in den Mitgliedsstaaten die Themen In- die nötigen technischen und wissenschaftlichen spektion von Instandhaltungs-Programm und -Ak- Kompetenzen für die Beurteilung der Sicherheit tivitäten sowie Inspektion der Notfallorganisation von Kernanlagen zu erhalten und auszubauen. Das im Zentrum der Arbeiten. Für ersteres wurde im CSNI verfolgt den Stand von Wissenschaft und Dezember vom CNRA ein Bericht verabschiedet. Technik und erstellt darüber Berichte. Es fördert die Für die Inspektion der Notfallorganisation wurde Koordination von Forschungs- und Entwicklungs- ein Fragebogen erstellt, der von den Mitgliedslän- projekten in den Mitgliedsstaaten und veranlasst dern im Berichtsjahr beantwortet wurde. Ziel ist es, eigene Programme in Bereichen mit gemeinsamen dazu einen Überblicksbericht zu erstellen. Schliess- Interessen. Das CSNI tagt zweimal jährlich, disku- lich hat die WGIP im Berichtsjahr ein Pilotprojekt tiert dabei aktuelle Themen der nuklearen Sicher- für multinationale Inspektionen gestartet. Mit zwei heit und der Forschung, bespricht laufende und sogenannten «Witnessed Inspections» in den Ver- beschliesst neue Projekte. Das umfangreiche Ar- einigten Staaten und Spanien sollen erste Erfah- beitsprogramm bestreiten folgende permanente rungen mit dieser Inspektionsform gewonnen wer- Arbeitsgruppen: den. Die Grundidee lehnt sich an die bereits in Working Group on Integrity and Ageing of Com- verschiedenen Staaten praktizierten Kreuzinspekti- ponents and Structures (WGIAGE); onen an. Neu sollen aber grössere Teams aus meh- Working Group on Analysis and Management of reren Ländern bei solchen Inspektionen teilneh- Accidents (WGAMA); men. Working Group on Risk Assessment (WGRISK); Die Kommunikation mit der Öffentlichkeit ist eine Working Group on Human and Organisational wichtige Aufgabe der Aufsichtsbehörden. Die Factors (WGHOF); WGPC befasst sich mit den Themen Transparenz Working Group on Fuel Safety (WGFS); der Tätigkeit von Aufsichtsbehörden, Information Working Group on Fuel Cycle Safety (WGFCS). der lokalen Bevölkerung um Kernanlagen, Wahr- Daneben gibt es mehrere themenspezifische Grup- nehmung der Behörde in der Öffentlichkeit sowie pen und Forschungsprojekte (Details siehe die Inter- Krisenkommunikation. Am Jahrestreffen 2012 der netseite des CSNI: www.oecd-nea.org/nsd/csni). Das WGPC wurde betont, dass bei Ereignissen von in- ENSI ist im Komitee selbst und in allen erwähnten ternationalem Interesse die offiziellen Mitteilungen Arbeitsgruppen ausser der WGFCS vertreten.

92 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Die WGIAGE befasst sich mit der Integrität und deckt werden, werden beim «best-estimate»-Vor- Alterung mechanischer Komponenten und Be- gehen die Unsicherheiten des Berechnungsergeb- tonstrukturen sowie der Erdbebensicherheit von nisses explizit quantifiziert und analysiert. Kernanlagen und umfasst drei Untergruppen zu Die WGRISK hat die Aufgabe, die Entwicklung und diesen Themen. Im April 2012 fand die Jahressit- Anwendung der Probabilistischen Sicherheitsana- zung der Hauptgruppe statt. Ein Schwerpunkt be- lyse (PSA) voranzutreiben. Im Berichtsjahr wurden schäftigte sich mit spezifischen Anforderungen an folgende neue Aktivitäten gestartet: den Langzeitbetrieb von Kernanlagen (Long Term die Durchführung eines Workshops für die quan- Operation LTO). Besonders interessant war die Fra- titative Bestimmung des Risikos von Bränden. gestellung, welche Erkenntnisse sich dazu aus dem die Durchführung eines Workshops zum Thema Unfall von Fukushima ergeben, und welche Zielset- probabilistische Gefährdungsanalyse naturbe- zung zukünftige Forschungsprojekte zu diesem dingter externer Gefährdungen wie Erdbeben Thema verfolgen können. Interessant für das ENSI und extreme Wetterbedingungen. ist insbesondere ein inzwischen gestartetes Projekt Zudem wurden von der WGRISK drei Berichte zur zu Sicherheitsmargen bezüglich starker Erschütte- PSA bei neuen Reaktoren, zum Wissenstransfer bei rungen (Metallic Component Margins under High der PSA und zur Nutzung sowie dem Entwick- Seismic Loads). lungsstand der PSA fertig gestellt. Die WGAMA beschäftigt sich mit der Thermohy- Die WGHOF soll das Verständnis über den Einfluss draulik des Reaktorkühlsystems sowie der Sicher- von Mensch und Organisation auf die nukleare Si- heits- und Nebensysteme, dem Verhalten eines be- cherheit weiter verbessern. Zudem fördert die Ar- schädigten Reaktorkerns, dem Verhalten und beitsgruppe die Entwicklung und Anwendung von Schutz des Sicherheitsbehälters (Containment) Methoden zur Analyse und Bewertung der sicher- und den Vorgängen, die bei der Freisetzung von heitsrelevanten Aspekte im Bereich Mensch und Spaltprodukten auftreten. Eine wichtige Grund- Organisation. Im abgelaufenen Jahr schlug die lage für die Arbeitsgruppe sind experimentelle WGHOF eine neue Aktivität zur menschlichen Leis- Forschungsarbeiten, die helfen, die bei Störfallen tungsfähigkeit unter extremen Bedingungen vor. auftretenden Phänomene zu verstehen und Com- Dazu soll ein Bericht erstellt werden, der den Wis- puterprogramme für die Modellierung von Stör- sensstand darstellt und die wichtigsten Herausfor- fallabläufen zu entwickeln. Folgende neue Aktivi- derungen identifiziert. Dieser Vorschlag wurde täten wurden im Berichtsjahr von der WGAMA vom CSNI gutgeheissen. Der vom WGHOF erstellte geplant: Bericht zur Aufsicht und der Beeinflussung von Ein Vergleich von schnell laufenden Modellie- Führung und des Managements von Beaufsichtig- rungen von schweren Unfällen, die bei Notfällen ten wurde ebenfalls akzeptiert. genutzt werden können. Sie tragen bei zur Be- Die WGFS befasst sich mit der Sicherheit von Kern- stimmung des Quellterms, der Ausbreitung von brennstoffen. Ein wichtiges Thema sind Sicher- radioaktiven Stoffen und der radiologischen heitskriterien für das Verhalten von Brennstoffen Auswirkungen. unter Störfallbedingungen. Dazu zählen Kühlmit- Erarbeitung eines Papiers zum technischen telverlust-Störfälle (Loss of Cooling Accidents Stand der gefilterten Containment-Entlastung. LOCA) und Reaktivitätsstörfälle (Reactivity Initiated Erstellung eines Papiers zu Entstehung, Trans- Accidents RIA). Im Rahmen der WGFS fand ein port und Risikomanagement von Wasserstoff bei Workshop statt, bei dem Rechenprogramme für schweren Unfällen. das Brennstoffverhalten bei RIAs verglichen wur- Vergleichende Berechnungen zur Auflösung ei- den und an welchen sich Organisationen aus ins- ner Schichtung von Gasen im Containment bei gesamt 14 Ländern beteiligt haben. Im 2012 einem schweren Unfall. wurde ein Bericht zu den Brennstoff-Sicherheitskri- Erstellung eines Papiers zum Verlust der Kühlung terien veröffentlicht. Er enthält Beiträge des ENSI bei Brennelementbecken als Basis für einen um- zu den in der Schweiz verwendeten thermohy- fassenderen Überblicksbericht. draulischen Kriterien und zu den Grenzwerten des Zudem wurden Berichte von der WGAMA fertig Brennstoffabbrands. Besonderes Augenmerk legt gestellt, unter anderem zu einem Workshop, der der Bericht auf aktuelle offene Fragen im Brenn- sich mit sogenannten Best-Estimate-Methoden be- stoffbereich, wie z. B. der Hüllrohrversprödung fasste. Während Unsicherheiten bei Auslegung und der Brennstofffragmentierung. Die WGFS vielfach durch die Wahl konservativer Werte abge- schloss zudem einen Bericht zu mechanischen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 93 Tests an Hüllrohren im Hinblick auf RIA-Anwen- 3.3.5 Radioactive Waste Management dungen ab. Darüber hinaus beschäftigte sich die Committee (RWMC) WGFS mit Siliziumcarbid als möglichem zukünf- tigen Hüllrohr-Material. Siliziumcarbid hält höhere Das RWMC unterstützt die Mitgliedsstaaten bei Temperaturen aus, was bei Unfällen mehr Zeit für Fragen zur Entsorgung radioaktiver Abfälle. Im Massnahmen lässt. Auch dieses Material kann aber Zentrum steht dabei die Entwicklung von Strate- bei sehr hohen Temperaturen brennen und setzt gien für die sichere Entsorgung hochaktiver langle- dann Wasserstoff und zudem Kohlenmonoxid frei. biger Abfälle. Das ENSI hat im Hauptkomitee, in der RWMC-Arbeitsgruppe Integration Group for 3.3.4 Committee on Radiation Protection the Safety Case of Radioactive Waste Repositories and Public Health (CRPPH) (IGSC) sowie im RWMC Regulators’ Forum Einsitz. Im Berichtsjahr hat sich das ENSI dazu entschlos- Das CRPPH hat den Auftrag, aktuelle Themen und sen, aus dem Forum on Stakeholder Confidence Problemstellungen im Strahlenschutz zu bearbei- (FSC) auszusteigen. Das FSC befasst sich mit den ten, deren Auswirkungen auf die Sicherheit abzu- sozialen Aspekten der Entsorgung von radioak- schätzen und allenfalls geeignete Massnahmen zu tiven Abfällen. empfehlen. Es fördert die Umsetzung wissen- Die IGSC beschäftigt sich mit dem Sicherheitsnach- schaftlicher Erkenntnisse in Vorgaben für den weis für ein geologisches Tiefenlager. Sie soll die Strahlenschutz und verfolgt die Ausbildung. Es ist Mitgliedsländer darin unterstützen, wirksame Si- auch ein Forum für den Austausch von Information cherheitsnachweise auf solider wissenschaftlich- und Erfahrungen zwischen den Aufsichtsbehörden technischer Grundlage zu entwickeln. Zugleich ist und international im Strahlenschutz tätigen Gre- die IGSC eine Plattform für den Austausch der in- mien wie ICRP (International Commission on ternationalen Experten. Das Schwerpunktthema Radiological Protection), IAEA, WHO (World Health der IGSC im Berichtsjahr war die Analyse und Be- Organization), ILO (International Labour Organisa- handlung der Ungewissheiten und deren Berück- tion), UNSCEAR (United Nations Scientific Com- sichtigung im Sicherheitsnachweis. mittee on the Effects of Atomic Radiation) und IRPA (International Radiation Protection Associa- tion). Das CRPPH hat mehrere Ad-hoc-Experten- 3.3.6 Komitee-übergreifende Aktivitäten und -Arbeitsgruppen zu den Themen berufliche als Reaktion auf den Unfall von Strahlenexposition, Umsetzung von Empfehlungen Fukushima der ICRP, Strahlenschutz und öffentliche Gesund- heit, Einbezug von Betroffenen, neuester Stand Das CNRA und das CSNI veranstalteten gemein- der Technik sowie Notfallschutz. Das ENSI ist im sam am 8. Juni 2011 ein Forum, auf dem die Er- Komitee selbst sowie in dessen Working Party on kenntnisse aus dem Unfall von Fukushima, die Ak- Nuclear Emergency Matters (WPNEM) vertreten. tivitäten in einzelnen Ländern und das weitere Zudem stellt das ENSI den schweizerischen Verant- Vorgehen im Rahmen der NEA diskutiert wurden. wortlichen für das Informationssystem für beruf- Das CNRA hat daraufhin eine spezielle Arbeits- liche Strahlenexposition (Information System on gruppe (Senior-Level Task Group STG) eingerichtet, Occupational Exposure ISOE), der im Rahmen sei- welche Informationen zusammenführt und die Ak- nes Mandats auch die schweizerischen Zahlen- tivitäten der NEA mit Bezug auf den Unfall von werte für die weltweit benutzte ISOE-Datenbank Fukushima koordiniert. Sie arbeitet mit den üb- bereit stellt. Der Schwerpunkt der WPNEM-Arbei- rigen Komitees eng zusammen, insbesondere mit ten ist die Verbesserung der Notfallschutzplanung dem CSNI und dem CRPPH. Die STG strebt an, das und der Notfallorganisation auf internationaler Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsorge ge- Ebene. Im Berichtsjahr wurde die Auswertung ei- nauer zu betrachten, insbesondere hinsichtlich der ner Umfrage zu den durchgeführten internationa- Robustheit der Sicherheitsebenen und deren Un- len Notfallübungen INEX-4 (International Nuclear abhängigkeit, der elektrischen Systeme, der letz- Emergency Exercises) vorgestellt. ten Wärmesenke sowie sogenannten Cliff-Edge- Effekten. Ein Cliff-Edge-Effekt liegt vor, wenn eine geringe Änderungen eines Parameters, wie zum Beispiel die Überflutungshöhe am Standort, eine sprunghafte Verschlechterung des Anlagenzu-

94 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 standes bewirkt. Die Themen sollen an einem Im Zentrum der Aufgaben der WENRA stehen gemeinsamen CNRA/CSNI-Workshop sowie an heute die Harmonisierung der Sicherheitsanforde- einem weiteren Workshop der IAEA im Jahr 2013 rungen und die gemeinsame Antwort auf neue vertieft behandelt werden. Fragen, die sich zu Sicherheit und Aufsicht bei der Kernenergie in Europa stellen. Das Resultat der Harmonisierungsbestrebungen sind technische 3.4 Behördenorganisationen und organisatorische Vorgaben – sogenannte Sa- fety Reference Levels (SRL) – die auf jede Kernan- 3.4.1 Western European Nuclear lage anwendbar sind und die jedes Land in sein Re- Regulators’ Association (WENRA) gelwerk übertragen kann. Die WENRA erarbeitet SRL Levels für die Bereiche Reaktorsicherheit, Still- Die Leiter der nuklearen Aufsichtsbehörden West- legung von Kernanlagen, Lagerung sowie Entsor- europas schlossen sich 1999 in der Western Euro- gung radioaktiver Abfälle. Sie rief zu diesem Zweck pean Nuclear Regulators’ Association (WENRA) zwei Arbeitsgruppen, die Reactor Harmonisation zusammen. Sie hatten damals das Ziel, einen ge- Working Group (RHWG) und die Working Group meinsamen Standpunkt zur Sicherheit von Kern- on Waste and Decommissioning (WGWD) ins Le- anlagen zu erarbeiten und die nukleare Sicherheit ben. Ihr Auftrag lautet, die unterschiedlichen An- in den Staaten der EU-Beitrittskandidaten aus ihrer sätze für die nukleare Sicherheit zu analysieren, mit Warte zu beurteilen. Die Studien der WENRA flos- den Sicherheitsstandards der IAEA zu vergleichen sen in einen Bericht der Europäischen Kommission und Lösungen vorzuschlagen, wie Unterschiede und in Empfehlungen für die Beitrittsverhand- bereinigt werden können, ohne die Sicherheit zu lungen ein. Heute zählt die WENRA 17 Mitglieder. schwächen. Die SRL sollen den besten Stand der Die Schweiz ist durch das ENSI vertreten und ge- Praxis bezüglich Sicherheit reflektieren. 2010 kon- hört zusammen mit Belgien, Deutschland, Finn- stituierte sich zudem eine neue Arbeitsgruppe, die land, Frankreich, Grossbritannien, Italien, den Nie- WENRA Inspection Working Group (WIG). Sie setzt derlanden, Spanien und Schweden zu den sich mit der Inspektionsmethodik für Komponen- Gründerstaaten. Im Jahr 2003 stiessen mit Bulga- ten und Strukturen von Kernkraftwerken in den rien, Litauen, Rumänien, der Slowakei, Slowenien, Mitgliedsstaaten auseinander mit dem Ziel, vor- Tschechien und Ungarn die Länder Mittel- und Ost- bildhafte Lösungen (Good Practices) für eine Ver- europas dazu, die selbst über Kernkraftwerke verbesserung und Harmonisierung auf europäischem fügen. Europäische Nicht-Kernenergiestaaten so- Niveau zu identifizieren. Ein Bericht zu Inspekti- wie Russland, Armenien und die Ukraine nehmen onen in Kernkraftwerken wurde 2012 veröffent- als Beobachter bei der WENRA teil. licht («Benchmarking the European inspection

Abbildung 2: WENRA-Frühlingstref- fen 2012 in Zürich. Quelle: ENSI.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 95 practices for components and structures of nuclear Die Hauptaktivitäten der ENSREG im Berichtsjahr facilities», siehe unter www.wenra.org ▶ publica- bezogen sich auf den EU-Stresstest und dessen Fol- tions). Das Ziel dieser Arbeitsgruppe wurde im Be- low-Up Aktivitäten. Die Betreiber der Schweizer richtsjahr erreicht, somit wird diese Arbeitsgruppe Kernkraftwerke waren vom ENSI im Jahr 2011 auf- aufgelöst. gefordert worden, sich am EU-Stresstest zu beteili- Die Umsetzung der SRL im Bereich Reaktorsicher- gen. Dieser wurde in Schweiz in derselben Weise heit ist in den Mitgliedsstaaten sowohl auf Richtli- durchgeführt wie in den EU-Ländern mit Kern- nienebene wie auch beim Vollzug in den Kern- kraftwerken. Er fokussierte auf die Sicherheitsre- kraftwerken bereits weit fortgeschritten. Die in der serven der Kernkraftwerke bei auslegungsüber- WENRA vertretenen Behördenorganisationen er- schreitenden Störfällen, die durch extreme externe statten darüber periodisch Bericht, so auch im Jahr Ereignisse wie Erdbeben und Überflutung ausge- 2012. Im Berichtsjahr veröffentlichte die RHWG im löst werden. Weiter untersucht wurde die Reaktion Weiteren eine Broschüre zur Sicherheit der Ausle- der Kernkraftwerke auf den Verlust der Strom- und gung neuer Kernanalagen sowie die Resultate Kühlwasserversorgung. Schliesslich wurde die eines Ländervergleichs der WGWD über die Um- Wirksamkeit der Notfallschutzmassnahmen unter setzung der SRL für die Lagerung radioaktiver Ab- die Lupe genommen, die nach dem Ausfall der Si- fälle und abgebrannter Brennelemente. cherheitssysteme und Barrieren zur Anwendung Im Zentrum stand jedoch die Mitwirkung in den kommen. Das ENSI beteiligte sich auch an dem bis Folgeaktivitäten des EU-Stresstests, sowie die Leh- April 2012 durchgeführten Peer-Review-Prozess, ren aus dem Unfall von Fukushima (Abbildung 2). bei dem internationale Teams sowohl die Länder- Dazu hat die WENRA sechs Gruppen innerhalb der berichte als Ganzes («vertical review») als auch RHWG neu geschaffen. Das Ziel dabei ist, dass die themenweise (Vergleich der Kapitel aller Länderbe- WENRA die wichtigsten Erkenntnisse aus dem EU- richte als «horizontal review») nach einheitlichen Stresstest übernimmt und in die SRL einarbeitet. Kriterien bewerteten. Im Mai 2012 veröffentlichte Die Arbeit der fünf technischen Arbeitsgruppen die Europäische Kommission einen Abschlussbe- «Mutual Assistance», «Natural Hazards», «Con- richt, in dem die Resultate der Überprüfung der tainment in Severe Accidents», «Accident Ma- Kernkraftwerke der EU, sowie der Schweiz und der nagement» und «Periodic Safety Review» wird von Ukraine, in der Folge von Fukushima nach einem der sechsten, der so genannten Koordinations- international abgestimmten Vorgehen präsentiert gruppe, gesteuert. Es ist vorgesehen, dass die Ar- wurden. In der Folge publizierte die ENSREG einen beitsgruppen im Jahre 2013 Vorschläge erstellen, Aktionsplan, in dem alle am EU-Stresstest beteilig- wie die neuen Erkenntnisse in die SRL eingebaut ten Staaten aufgefordert wurden, eigene nationale werden sollen. Aktionspläne zu entwickeln, die die Umsetzung Seit Ende 2011 ist Hans Wanner, Direktor des ENSI, der Empfehlungen aus den EU-Stresstests darlegen Vorsitzender der WENRA. Das ENSI stellt mit Stefan sollen. Das ENSI hat den eigenen nationalen Akti- Theis zudem den Vorsitzenden der WGWD. onsplan ebenfalls der EU übermittelt und wird sich auch im Jahre 2013 weiter an den Follow-Up Akti- 3.4.2 European Nuclear Safety Regulators vitäten aus dem EU Stresstest beteiligen. Im Jahr Group (ENSREG) 2013 wird die ENSREG die Umsetzungsmassnah- men der teilnehmenden Länder voraussichtlich im Die ENSREG wurde 2007 von der EU eingesetzt. Rahmen einer Arbeitsgruppe überprüfen und ver- Die Aufgaben umfassen ähnliche Themen wie die- gleichen. Derzeit plant die ENSREG, dass die jewei- jenigen der WENRA, nämlich die Harmonisierung ligen nationalen Aktionspläne jedes Jahr aktuali- der Anforderungen an die nukleare Sicherheit, der siert werden sollen und über die bereits Anforderungen an die Lagerung abgebrannter umgesetzten Massnahmen berichtet werden soll. Brennelemente und an die Entsorgung radioaktiver Abfälle sowie der Vorgaben für die Finanzie- 3.4.3 European Nuclear Security Regulators rung von Stilllegung und Entsorgung. In beiden Association ENSRA Gremien nehmen zumeist die gleichen Behörden- vertreter Einsitz. Die Schweiz hat als Nicht-EU-Mit- Die European Nuclear Security Regulators Associa- glied in der ENSREG im Gegensatz zur WENRA kein tion ENSRA ist eine europäische Plattform für den Mitspracherecht, sondern lediglich Beobachtersta- vertraulichen Informationsaustausch im sensitiven tus. Bereich der Sicherung kerntechnischer Anlagen

96 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 und Einrichtungen sowie von Kernbrennstoff- die Entwicklung eines umfassenden Verständ- Transporten. Mitglieder der ENSRA sind Behörden nisses der fundamentalen Prinzipien des phy- und assoziierte öffentlich-rechtliche Körperschaf- sischen Schutzes und ten mit Zuständigkeiten für Fragen der nuklearen die Förderung einer gemeinsamen Basis der nu- Sicherung in europäischen Staaten mit zivilen Nu- klearen Sicherung innerhalb Europas. klearprogrammen. Der Schutz von Kernanlagen und Kernmaterialien Im Berichtsjahr stand die ENSRA unter Vorsitz von vor Sabotage, gewaltsamen Einwirkungen oder Hans Mattli, Leiter der Sektion Sicherung des ENSI. Entwendung ist seit langem eine Frage der natio- Das Jahrestreffen fand vom 4.–5. Oktober 2012 in nalen und internationalen Gemeinschaft. Seit der Schweiz statt und beinhaltete auch den Besuch Mitte der 1990er-Jahre hat eine informelle Gruppe der Kernkraftwerke Beznau und Leibstadt. Am Europäischer Behörden einen gemeinsamen Infor- Treffen nahmen insgesamt 14 Länder teil, darunter mationsaustausch im Bereich der Sicherung ins Le- Belgien, Deutschland, Finnland, Frankreich, Gross- ben gerufen. Veranlassung war der Wille, die An- britannien, Litauen, Niederlande, Polen, Slowakei, sichten und Erfahrungen einzelner Länder im Spanien, die Schweiz, Schweden, Tschechien und sensitiven Bereich des Sabotageschutzes zu teilen Ungarn (Abbildung 3). Inhalt der Fachgespräche und in Bezug auf die eigenen Strukturen zu reflek- beim ENSI waren vor allem die Aufnahme weiterer tieren. Nach den Anschlägen in den USA im Sep- Mitgliedsländer (Polen, Litauen, Rumänien und tember 2001 hatte die Gruppe beschlossen, sich Bulgarien) sowie die zukünftige Strategiefestle- am 28. Oktober 2004 zur ENSRA zu vereinigen. gung der ENSRA selbst. Weitere Themenbereiche Die Mitgliedsländer treffen sich regelmässig min- waren die Zusammenarbeit mit der Internationalen destens jährlich unter wechselndem Vorsitz. Die Atomenergie-Organisation IAEA für ein europä- wesentlichen Ziele der ENSRA sind: isches Ausbildungszentrums im Bereich der Siche- der Austausch über regulatorische Sachverhalte rung, zukünftige Arbeiten von Arbeitsgruppen der der nuklearen Sicherung, ENSRA und das weitere Vorgehen betreffend des der Austausch zu aktuellen Sicherungsproble- Stresstests zum Thema Sicherung. men oder Ereignissen,

Abbildung 3: Die ENSRA an ihrem Jahrestreffen 2012 in Brugg. Quelle: ENSI

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 97 3.4.4 Heads of European Radiological EBRD verwalteten Nuklearfonds zur Behandlung protection Competent Authorities radioaktiver Abfälle beim Kernkraftwerk Tscherno- (HERCA) byl (Nuclear Safety Account) und zum Bau einer neuen Schutzhülle um den zerstörten Block 4 von Die HERCA ist eine Vereinigung der für Strahlen- Tschernobyl (Chernobyl Shelter Funds). Bei der Fi- schutz verantwortlichen Behörden in Europa. Sie nanzierung von Projekten über die Nuklearfonds wurde 2007 gegründet, und 49 Behörden aus 31 treten oft komplexe Problemstellungen auf, deren Ländern sind Mitglied der HERCA. Seit Januar Lösung kerntechnische Kenntnisse voraussetzt. 2012 steht die HERCA unter dem Vorsitz von Sigur- Das ENSI stellt dem SECO seine diesbezügliche dur Magnusson, Direktor der isländischen Strah- Fachkompetenz zur Verfügung. Finanziell trägt die lenschutzbehörde. Es besteht aus einem Board of Schweiz nur noch an den Chernobyl Shelter Fund Head (BoH), das sich jährlich zwei Mal trifft, und bei. den Arbeitsgruppen WG European Radiation Passbook & Outside workers; 3.5 Bilaterale Zusammenarbeit WG Non-medical sources and practices; WG Medical Applications; Die bilaterale Zusammenarbeit mit den Nachbar- WG Emergencies; staaten Deutschland, Frankreich und Italien dient WG Surveillance of collective doses from medical dem gegenseitigen Informationsaustausch über exposures. die Sicherheit von Kernanlagen und über die Auf- Das 10. Jahrestreffen fand vom 30.–31. Oktober sicht. Eine besondere Bedeutung kommt dabei der 2012 in Paris statt. Unter anderem wurden dabei grenzüberschreitenden Abstimmung zum Schutz die Ziele und Aktivitäten der Forschungs-Plattform der Bevölkerung bei einem Notfall zu. Dieser Punkt MELODI (Multidisciplinary European Low Dose Ini- ist auch Thema der jährlichen Gespräche mit Öster- tiative) präsentiert. Die bisherigen Massnahmen im reich. Strahlenschutz basieren vorwiegend auf epidemio- logischen Studien, die im Bereich niedriger Strah- 3.5.1 Gemischte Kommission Frankreich- lendosen aus statistischen Gründen nur beschränkt Schweiz für die nukleare Sicherheit aussagekräftig sind. Als niedrig gelten Strahlendo- und den Strahlenschutz (CFS) sen unter 100 mGy, als sehr niedrig solche unter 10 mGy. Die Plattform MELODI soll dazu beitragen, Die Commission franco-suisse de sûreté nucléaire die zellbiologischen Mechanismen der Strahlen- et de radioprotection (CFS) wurde 1989 auf Basis wirkung besser zu verstehen. Der Direktor des In- einer Vereinbarung zwischen den Regierungen der stitut de Radiophysique in Lausanne ist im Auftrag Schweiz und Frankreichs ins Leben gerufen. Die des ENSI im Steuerungsgremium von MELODI und Mitglieder der Kommission sind auf französischer berichtet regelmässig über die laufenden Tätig- Seite Vertreter der Aufsichtsbehörde Autorité de keiten. sûreté nucléaire ASN und auf schweizerischer Seite Ein damit zusammenhängendes Thema sind Stu- Vertreter des ENSI, des Bundesamts für Energie dien über Krebserkrankungen in der Umgebung BFE, des Bundesamts für Gesundheit BAG, der Na- von Kernanlagen. Beim Jahrestreffen wurde eine tionalen Alarmzentrale NAZ, des Eidg. Departe- Studie belgischer Institutionen über Kinderleukä- ments für Auswärtige Angelegenheiten EDA sowie mie in der Umgebung der Kernkraftwerke Doel ein Delegierter der Kantone. Für den Notfallschutz and Tihange vorgestelt. Diese kam zum Schluss, und für den Strahlenschutz im Bereich Medizin, In- dass die verfügbaren Daten kein erhöhtes Risiko dustrie und Forschung hat die CFS gemeinsame für Leukämieerkrankungen zeigen. Arbeitsgruppen. Zudem führen französische und schweizerische Fachleute regelmässig gemein- 3.4.5 EBRD-Fonds für die nukleare same Inspektionen («inspections croisées») in Sicherheit in Osteuropa Kernanlagen und Strahlenschutzeinrichtungen in Die Schweiz ist Mitglied der Europäischen Bank für beiden Ländern durch und nehmen als Beobachter Wiederaufbau und Entwicklung (EBRD) und unter- an Notfallübungen der anderen Partei teil. Diese stützt osteuropäische Staaten im Bereich der nu- bilaterale Zusammenarbeit wird von beiden Staa- klearen Sicherheit. Das Staatssekretariat für Wirt- ten als wertvoll und lehrreich gewürdigt. schaft (SECO) vertritt die Schweiz bei den durch die Im Zentrum der CFS-Hauptversammlung 2012,

98 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 welche vom 5.–7. September 2012 in Aix-en-Pro- schutz) «Überprüfung der grenzüberschreitenden vence stattgefunden hat, stand der Austausch Informations- und Alarmierungswege im Rahmen über die die Aktivitäten im Rahmen des EU-Stress- der Übung SEISMO 2012», für die Arbeitsgruppe 3 tests, die Umsetzung der Erkenntnisse aus dem (Strahlenschutz) «Erkenntnisse und Massnahmen Unfall in Fukushima, sowie die aktuelle Lage im infolge Fukushima», und für die Arbeitsgruppe 4 belgischen Kernkraftwerk Doel 3. Ein weiterer (Entsorgung) «Entsorgung der Brennelemente aus Schwerpunkt war die Frage zum weiteren Betrieb kurzfristig stillgelegten KKW in Deutschland». des Kernkraftwerks Fessenheim, das nur gut 30 Ki- lometer nördlich von Basel am Rhein steht. Die 3.5.3 Nuklearinformationsabkommen französische und die schweizerische Delegation Schweiz-Österreich vereinbarten eine Reihe weiterer «inspections croi- sées» auch im Bereich des Strahlenschutzes. Von Der Schweizerische Bundesrat und die Regierung französischer Seite wurde zudem versichert, dass der Republik Österreich schlossen 1999 ein Ab- man Informationen zum westlich von Genf liegen- kommen über den frühzeitigen Austausch von In- den französischen Kernkraftwerk Bugey dem Kan- formation aus dem Bereich der nuklearen Sicher- ton Genf zur Verfügung stellen könnte. Schliesslich heit und des Strahlenschutzes. Da Österreich über wurde auch eine neue gemeinsame Arbeitsgruppe keine Kernkraftwerke verfügt, liegt der Schwer- zum Thema Transport radioaktiver Abfälle ins Le- punkt der Information bei den Vorgängen in der ben gerufen. Schweiz. Im Rahmen des 12. bilateralen Nuklear- experten-Treffens vom Juli 2012 orientierten die 3.5.2 Deutsch-Schweizerische Kommission Delegierten beider Staaten zu verschiedenen The- für die Sicherheit kerntechnischer men, insbesondere zum Fachgutachten der öster- Einrichtungen (DSK) reichischen Umweltbundesamt GmbH zum Kern- kraftwerk Mühleberg. Die österreichische Studie Die DSK wurde 1982 mit einer Vereinbarung zwi- widmet den extern bedingten Gefährdungen wie schen den Regierungen der Schweiz und der Bun- Erdbeben, Hochwasser und kombinierten Szena- desrepublik Deutschland geschaffen. Die Kommis- rien besondere Aufmerksamkeit. Weiter enthält sion setzt sich aus Vertretern schweizerischer und die Studie unter anderem eine Zusammenstellung deutscher Bundesstellen, der Bundesländer Baden- der Erkenntnisse aus den Ereignisabläufen in Württemberg und Bayern sowie des Kantons Aar- Fukushima, Betrachtungen zur Auswirkung eines gau zusammen. In vier Arbeitsgruppen der DSK schweren Unfalls in der Schweiz auf Österreich so- vertiefen Fachleute die bilaterale Zusammenarbeit, wie Schlussfolgerungen und Empfehlungen. Im die von beiden Staaten als wichtig und wertvoll be- Oktober 2012 erläuterte das ENSI in seiner ersten urteilt wird. Ende Oktober 2012 führte die DSK in Stellungnahme zu Handen des Bundesamts für Lugano ihr 30. Jahrestreffen durch. Zentrale The- Energie BFE, dass es keine neuen Aspekte im Zu- men der Tagung waren die Folgeaktivitäten aus sammenhang mit den aufgeworfenen Sicherheits- dem EU-Stresstest, die Erkenntnisse aus dem nu- fragen gibt und somit keinen zusätzlichen Hand- klearen Unfall von Fukushima, der Informations- lungsbedarf. austausch über die Sicherheit der Kernanlagen und den Strahlenschutz in beiden Ländern, die Koordi- 3.5.4 Italienisch-schweizerische Kommissi- nation der Notfallschutz-Massnahmen in der Um- on für die Zusammenarbeit auf dem gebung der grenznahen Anlagen und die Fort- Gebiet der nuklearen Sicherheit schritte bei der Entsorgung radioaktiver Abfälle. Axel Vorwerk vom deutschen Bundesministerium Mit Italien schloss die Schweiz 1989 ebenfalls ei- für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit nen Staatsvertrag ab, der wie die bilateralen Staats- (BMU) und Hans Wanner, Direktor des ENSI, lei- verträge mit den anderen Nachbarländern primär teten die Tagung gemeinsam. die gegenseitige Benachrichtigung bei nuklearen Die vier DSK-Arbeitsgruppen berichteten über ihre Ereignissen regelt. In Ergänzung dazu wurde im im Jahre 2011 zusätzlich erhaltenen Mandate, die Juni 2011 eine Vereinbarung zwischen dem ENSI mit den Auswirkungen des Unfalls von Fukushima und dem Istituto Superiore per la Protezione e la Ri- im Zusammenhang stehen. Für die Arbeitsgruppe cerca Ambientale ISPRA abgeschlossen. Ziel dieser 1 (Anlagensicherheit) war dies «Konsequenzen aus Vereinbarung ist ein jährliches bilaterales Experten- Fukushima», für die Arbeitsgruppe 2 (Notfall- treffen. Das erste Treffen fand vom 22.–23. No-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 99 Abbildung 4: Die italienisch-schweizerische Kommission für die Zusammen- arbeit auf dem Gebiet der nuklearen Sicher- heit an seiner ersten Sitzung in Rom. Quelle: ENSI

vember 2013 in Rom, unter der Leitung von Ste- tory Commission (NRC) und dem ENSI für den Aus- fano Laporta, Direktor von ISPRA und Hans tausch von technischer Information und die Zu- Wanner, Direktor des ENSI, statt (Abbildung 4). Die sammenarbeit in Belangen der nuklearen Sicherheit beiden Behörden haben einander über die nukle- sowie das Umsetzungs-Übereinkommen bezüglich are Sicherheit im Allgemeinen und anstehende Teilnahme am NRC-Forschungsprogramm im Be- Herausforderungen, insbesondere über die Still- reich schwerer Unfälle. Im Berichtsjahr wurde das legung und Entsorgung, informiert. Auch die Not- Rahmenabkommen zwischen der NRC und dem fallplanung und die Information bei Zwischenfällen ENSI für weitere fünf Jahre verlängert. oder Unfällen wurden angesprochen. Die nächste Das ENSI empfängt im Weiteren regelmässig Dele- Sitzung der Kommission soll im Jahr 2013 in der gationen aus anderen Staaten, um die bilaterale Schweiz stattfinden. Diskussion über Nuklearsicherheitsfragen zu pflegen. Im Berichtsjahr besuchten unter anderem eine 3.5.5 Weitere bilaterale Zusammenarbeit Delegation der französischen Aufsichtsbehörde ASN, der belgischen Aufsichtsbehörde FANC, der Zwischen der Schweiz und den USA bestehen bila- US-amerikanischen Aufsichtsbehörde US NRC, der terale Verträge für die gegenseitige Unterstützung chinesischen sowie der japanischen Nuclear Waste bei Fragen der Kernenergie-Sicherheit. Es handelt Management Organization das ENSI. sich um das Rahmenübereinkommen zwischen der amerikanischen Aufsichtsbehörde Nuclear Regula-

100 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 4. Aktuelle Änderungen und

Entwicklungen in den Grundlagen

der nuklearen Aufsicht

Auch im Jahr 2012 führte das ENSI die Überarbei- 4.2 ENSI-B02: Periodische Bericht- tung des Richtlinienwerks weiter. Der aktuelle erstattung der Kernanlagen Stand der Umsetzung dieses Konzepts kann dem Anhang D entnommen werden. Sowohl die gül- Anlass für die Revision der Richtlinie ENSI-B02 war tigen Richtlinien als auch diejenigen in Bearbeitung die Revision der Richtlinie ENSI-G04. Die Berichts- finden sich auf der Website des ENSI. Im Berichts- pflichten wurden in Bezug auf radioaktive Gross- jahr wurden vier Richtlinien revidiert, die kurz komponenten, in den betrieblichen Lagerbecken vorgestellt werden. Darüber hinaus hat das ENSI gelagerte Reaktorabfälle und abgebrannte Brenn- Anhörungen zu weiteren Revisionen von Richt- elemente sowie die systematische Sicherheitsbe- linien durchgeführt. wertung erweitert. Die Revision der Richtlinie ENSI- In seiner Eigenschaft als Aufsichtsbehörde oder B02 wurde ebenfalls im März 2012 verabschiedet. gestützt auf einen Auftrag in einer Verordnung er- lässt das ENSI Richtlinien. Richtlinien sind Vollzugs- hilfen, die rechtliche Anforderungen konkretisieren 4.3 ENSI-B03: Meldungen der und eine einheitliche Vollzugspraxis erleichtern. Sie Kernanlagen konkretisieren zudem den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik. Im Einzelfall kann das Anlässlich der dritten Revision der Richtlinie ENSI- ENSI Abweichungen zulassen, wenn die vorge- B03 wurden die Meldekriterien bezüglich Schäden schlagene Lösung in Bezug auf die Sicherheit und an Abfallgebinden bzw. an Lagerbehältern und Sicherung mindestens gleichwertig ist. Die bishe- Versandstücken aufgrund der bisherigen Erfah- rigen R-Richtlinien werden laufend durch soge- rung angepasst und bestimmte Begriffe klarge- nannte A-, B- und G-Richtlinien ersetzt. A-Richtli- stellt bzw. präzisiert. Die Revision 3 wurde im März nien beziehen sich auf die Anlagebegutachtung 2012 verabschiedet. und B-Richtlinien auf die Betriebsüberwachung. G-Richtlinien widmen sich generellen Themen, die sowohl die Anlagebegutachtung als auch die Be- 4.4 ENSI-B11: Notfallübungen triebsüberwachung betreffen. Gemäss der revidierten Richtlinie ENSI-B11 können Stabsnotfallübungen neu 24 Stunden dauern. Bis- 4.1 ENSI-G04: Auslegung und her war eine Dauer von zwei bis vier Stunden vor- Betrieb von Lagern für radio- gesehen. Abgesehen davon wurde die Richtlinie aktive Abfälle und abgebrannte redaktionell an die geänderten und per 1. Januar Brennelemente 2011 in Kraft gesetzten Verordnungen über den Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen Bei der Umsetzung der am 1. September 2010 ver- (Notfallschutzverordnung, NFSV; SR 732.33), über abschiedeten Richtlinie ENSI-G04 hat sich in der die Organisation von Einsätzen bei ABC- und Praxis bezüglich der Richtlinienanforderungen Naturereignissen (ABCN-Einsatzverordnung; SR punktuell Ergänzungs-, Konkretisierungs- bzw. 520.17) sowie über die Warnung und Alarmierung Anpassungsbedarf gezeigt, was Anlass zur Revi- (Alarmierungsverordnung, AV; SR 520.12) ange- sion dieser Richtlinie gab. Die Änderungen betref- passt. Die Revision der Richtlinie ENSI-B11 wurde fen die Festlegungen für radioaktive Grosskompo- im Dezember 2012 verabschiedet. nenten, die Lagerung von Reaktorabfällen und abgebrannten Brennelementen in den betrieblichen Lagerbecken sowie die systematische Si- cherheitsbewertung. Die Revision der Richtlinie ENSI-G04 wurde im März 2012 verabschiedet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 101

5. Strategie und Ausblick

Mit dem ENSI verfügt die Schweiz über eine funkt- bereits umfangreiche Forschungen durchgeführt ionell, institutionell und finanziell unabhängige wurden, bleibt die Erdbebengefährdung für das Aufsichtsbehörde für den gesamten Kernenergie- ENSI weiterhin ein wichtiges Thema. bereich, welche die nukleare Sicherheit und die Si- Die Integrität des Brennstoff-Hüllrohrs als erster cherung abdeckt. Sie setzt damit die Vorgaben des Barriere ist ein weiterer Schwerpunkt, auch in der Kernenergiegesetzes und des internationalen Über- internationalen Forschung. Durch die rasch voran- einkommens über die nukleare Sicherheit um. Das schreitende Weiterentwicklung von Brennstoff- ENSI steht vor einer Reihe grosser Herausforde- und Hüllrohrmaterialien, abgestimmt mit einer op- rungen. Hierzu gehören die Aufsicht über den timierten Reaktorauslegung, wird versucht, die Langzeitbetrieb der bestehenden Kernkraftwerke, Anzahl von Brennstabschäden weiter zu minimie- die Vorbereitungen zur Stilllegung der Anlagen, ren. Der Übergang zu höheren Abbränden hat das Sachplanverfahren zur Standortsuche für geo- neue Fragestellungen zum Betriebs- und Störfall- logische Tiefenlager, die Überarbeitung des beste- verhalten aufgeworfen. Zudem können einige henden Regelwerks sowie der Erhalt und weitere Schädigungsmechanismen noch nicht abschlies- Aufbau der Fachkompetenz. Gezielte Forschung send geklärt werden. und gute nationale und internationale Vernetzung Durch die Mitwirkung in internationalen For- spielen eine Schlüsselrolle bei der Bewältigung die- schungskonsortien und die in Kapitel 3 beschrie- ser Aufgaben. benen Mitgliedschaften und Abkommen ist die in- Bei der Auswahl der Forschungsprojekte hat die ternationale Vernetzung des ENSI seit Jahren Anwendbarkeit der Resultate in der regulatorischen hervorragend und soll in Zukunft noch weiter aus- Praxis für das ENSI eine hohe Priorität. Zentrale For- gebaut werden. Das ENSI beteiligt sich aktiv an den schungsthemen mit Relevanz für die aktuelle Arbeiten verschiedener Gremien der IAEA und der und zukünftige Aufsichtstätigkeit sind: OECD. Seit Ende 2011 hat der Direktor des ENSI Langzeitbetrieb der Kernkraftwerke, insbeson- den Vorsitz in der «Western European Nuclear dere Fragen der Alterung von Materialien; Regulators‘ Association» (WENRA), welche auch in Stilllegung und Entsorgung mit dem Näherrü- den kommenden Jahren eine kontinuierliche cken der Stilllegung einzelner Kernkraftwerke Verbesserung und Vereinheitlichung der Si- und dem Fortschreiten des Sachplans geolo- cherheitsanforderungen in Europa anstreben gische Tiefenlager; wird. extreme externe Ereignisse. Der bilaterale Austausch mit den Nachbarländern Im Zusammenhang mit den Untersuchungen des wird im Rahmen regelmässiger Treffen gepflegt. ENSI zu Fukushima hat sich gezeigt, dass eine in- Ferner ist das ENSI in diversen Hochschulgremien, tensivere Zusammenarbeit auf Bundesebene internationalen Behördenorganisationen, Fachver- im Bereich der Gefährdungsanalysen für ex- bänden und Normenorganisationen vertreten und treme Naturereignisse sinnvoll ist. Gemeinsam vertritt die Schweiz bei der Erarbeitung und der mit dem Bundesamt für Umwelt, dem Bundesamt Umsetzung internationaler Übereinkommen, wie für Energie und der MeteoSchweiz wurde die beispielsweise der Convention on Nuclear Safety «Plattform Extremereignisse» PLATEX ins Leben ge- (CNS). Anlässlich der ausserordentlichen Konferenz rufen. Derzeit befasst sich dieses Gremium mit zur CNS im August 2012 setzte sich das ENSI für Hochwasseranalysen. Ziel ist die Erstellung einer mehr Verbindlichkeit und Transparenz im Be- Gefährdungsanalyse, welche einen neuen Stand reich der nuklearen Sicherheit ein und engagiert von Wissenschaft und Technik definieren wird. sich seitdem in der «Effectiveness and Transpar- Wie aus Probabilistischen Sicherheitsanalysen be- ency Working Group», welche bis 2014 zur Verbes- kannt ist, tragen Erdbeben wesentlich zum Kern- serung der CNS und ihrer Prozesse beitragen soll. schadensrisiko der Schweizer Kernkraftwerke bei. Der Schweizer Länderbericht zur 6. CNS im Jahr Obwohl auf diesem Gebiet in der Vergangenheit 2014 wird derzeit erarbeitet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 103

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte

Inhaltsverzeichnis

OECD Halden Reactor Project 107 Project IFA-638– TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys 115 SCIP II Program 2009-2014 123 SAFE 129 NORA 139 PISA-II 149 Bruchmechanik 157 IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen 165 Expertengruppe Starkbeben 173 Human Reliability Analysis 183 STARS 191 PASSPORT 207 LINX 215 Code Assessment Program for MELCOR1.8.6 225 Risk Oriented Approaches and Melt-Structure-Water Interactions Phenomena in LWR Severe Accident (MSWI) 233 Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzforschung 243 Zusammenarbeit in der praktischen Strahlenschutzforschung 253 RC Experiment Rock Mass Characterization 261 Climate Modelling of the Weichselian Glacial Period 269

Dating Swiss Deckenschotter using cosmogenic 10Be and 26Al 281

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 105

OECD Halden Reactor Project

Author und Co-author(s) W. Wiesenack, Ø. Berg Institution Institutt for energiteknikk, OECD Halden Reactor Project Address P.O.Box 173, NO-1751 Halden, Norway Tel., E-mail, Internet address +47 (0)69 21 22 00, www.ife.no/hrp Duration of project 2012–2014

ABSTRACT irradiated 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 19 countries ing and stress relaxation of reactor materials for sponsoring a programme that provides key plant lifetime assessments. information for safety assessments and licensing The research in the Man-Technology-Organ- as well as for the reliable operation of nuclear isation area comprises empirical studies of power stations. The programme is using the Hal- the interaction between the reactor operators den reactor, the Kjeller hot laboratory, the Hal- and process control systems. It also comprises den Man-Machine Laboratory, the FutureLab innovative work on Human System Interface and the Halden Virtual Reality Centre for experi- design and Control Room design. 3D visuali- mental work. sation technologies by means of Virtual and The activities in the Fuels & Materials area pro- Augmented Reality are being developed. Dur- vide fundamental knowledge on the proper- ing 2012, the final report was issued of the ties and behaviour of nuclear fuels and materi- International empirical validation of various als under long-term use in reactors as well as HRA methods. Various future operational during transients. In 2012, fourteen in-core concepts were prototyped to study highly au- tests were executed, most of them in loops tomated advanced plants. Improved methods simulating the thermo-hydraulic conditions of and techniques for plant state monitoring and LWRs. In addition, seven tests were in prepa- plant performance optimization were tested. ration, and four underwent PIE. The tests en- Software systems dependability addressed compassed various types of fuels and materials issues related to modernisation of digital I&C with zero to high burnup or neutron fluence. systems, requirements engineering, risk assess- The LOCA test series continued with a pre- ment, and error propagation.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 107 Project goals periments are carried out using pre-irradiated test specimens of fuels and materials taken from com- The Halden Reactor Projects research programme is mercial reactors and re-instrumented at Institute defined as framework for 2012–2014 [1] and in the of energy technology’s Kjeller hot laboratory. This detailed plan for 2012 [2]. provides the necessary realistic starting point for The main goals of the R&D work in the fuels and experiments where fuel temperature, rod pressure, materials area are to provide data on: dimensional stability, corrosion and crack growth fuel properties needed for design and licensing of are being measured under representative thermal- high burnup reactor fuel hydraulic and water chemistry conditions. fuel response to transients, in particular on phe- The integral fuel performance test with Gd-doped nomena occurring during loss-of-coolant accidents fuel was unloaded after seven years of irradiation. cladding creep, corrosion and hydriding to de- Post-irradiation examination of the six rods has termine mechanisms and operational conditions started and will be completed in 2012. that affect cladding performance, e.g. water The long-term irradiation of VVER fuel continued. chemistry issues The experiment contains VVER-1000 additive fuel stress corrosion cracking of reactor materials at with enhanced grain size (25–30 µm) and stan- representative stress conditions and water chem- dard VVER fuel (11 µm grain size) as reference fuel. istry environments for plant lifetime assessments The test also contains fuel with 5% gadolinium. The main goals of the R&D work in the MTO area In 2012, the large grain and reference fuels were are to: operated at powers of 16–18 kW/m keeping the provide knowledge on how and why accidents fuel temperature low enough to avoid fission gas occur, with the aim to prevent them from hap- release. The current burnup is about 53 MWd/ pening kg oxide. The Gd-doped fuel, which has lower establish empirical knowledge about human po- enrichment and power, has reached a burnup of tentials and limitations as operators in a control 23 MWd/kg oxide. Irradiation will continue in 2013.

room setting based on experiments carried out in Athermal creep of UO2 fuel under irradiation is HAMMLAB and the VR Centre studied in a dedicated experiment aiming at gener- develop advanced information and support sys- ating data for improved modelling of fuel periphery tems for use in plant optimization, operation and behaviour during PCMI. The test comprises stan-

maintenance dard UO2 fuel and commercial Cr-doped pellets. develop methods and tools to improve the de- When fuel densification was finished, axial stresses pendability of software based systems of 30, 45 and 60 MPa were applied at fuel temperatures of 400, 600 and 800 °C at a burnup of about 10 MWd/kg. In 2012, the temperature and Work carried out and results load sequence was repeated at 20 MWd/kg. The obtained estimated creep rates obtained in the second period were slightly higher than those from the first The results from the OECD Halden Reactor Project’s period, and the creep rates of Cr-doped fuels were research programme are in detail reported to the slightly higher than those of standard fuel. How- members in two annual status reports [3, 4]. Impor- ever, the differences are within the scatter of the tant activities are summarised below. measurements.

A fission gas release test containing standard UO2 Fuels & materials research fuel, Cr-doped and BeO-doped fuel is continuing. The Halden Reactor was in planned operation ac- The six rods have been operated at heat rates of cumulating about 190 full power days in 2012. 30–35 kW/m and fuel temperatures in the range Fourteen experiments were irradiated in the HBWR 1200–1300 °C. The BeO-doped fuel, which is ex- at various times as part of the joint research pro- pected to have higher thermal conductivity than

gramme of the Halden Reactor Project, while seven UO2 fuel, shows in fact the lowest temperatures. tests were in preparation and four underwent post- No fission gas release has been observed so far, and irradiation examinations. The experiments com- power will be gradually increased until the fission

prised studies of UO2 fuel, additive and gadolinia gas release threshold is exceeded. doped fuel as well as cladding and in-core mate- Another LOCA test with BWR fuel (IFA-650.13) was rials with various fluence levels. Many of the ex- conducted in October 2012. The BWR fuel had

108 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 been irradiated in KKL Leibstadt to a burn-up of CW 316LN (low SFE) samples show more creep/ 73 MWd/kgU. The experimental conditions were stress relaxation resistance than the CW 316 SS. the same as those of IFA-650.12 except for the im- The aged Alloy 718 specimens exhibit significantly portant difference that the rod was designed to fail. higher stress relaxation than the CW 316 SS speci- The experiment was again prepared based on thor- mens. For the CW 316 SS specimens, irradiation creep ough design and test execution calculations by PSI. and stress relaxation data were found to be consis- As indicated by the rod pressure measurement, the t ent, and steady state creep rates are in agreement rod ballooned and failed at 827 °C. A peak clad- with previous fast reactor pressurised tube tests. ding temperature of 861 °C was reached. There The test will continue to a dose of 2 dpa. was no evidence of gross fuel relocation from the On-line instrumentation is of key importance for temperature readings. Gamma scanning after un- the in-pile tests performed in the Halden reac- loading showed a clear ballooning and only small tor. Although the instruments perform well, there amounts of fuel (fragments) fallen to the bottom of are continuous efforts to improve their accuracy, the pressure flask. to obtain more compact designs and to enhance The in-pile corrosion and hydriding behaviour of their measurement range. In addition, new types modern Zircaloy-based PWR cladding materials is of experiments sometimes necessitate the develop- studied in aggressive water chemistry and thermal ment of new types of instruments. Efforts in 2012 hydraulic conditions exceeding those currently al- concentrated on further improving the iron/iron- lowable in operating PWRs. The materials were oxide reference electrodes for measuring the elec- supplied by Westinghouse (USA/Sweden), AREVA trochemical potential, and the in-core testing of on- (France) and Japanese industry organisations. The line corrosion measurement. Two methods were assembly contains six test rods, each made up of tried, namely Electrochemical Impedance Spectros- four sub-segments. The second interim inspection copy (EIS) and Potential Drop (PD) measurements. was completed in May 2012 after about 320 full A first data evaluation gave promising results. After power days (assembly burnup: 22 MWd/kg UO2). discharge, the oxide layer thicknesses on the test The oxide thicknesses of the different cladding rods will be determined by PIE for comparison/cali- materials varied between 7.5–13 µm and between bration against the in-core data. 10–16 µm, depending on position and in good agreement with the flux profile. Man-Technology-Organisation (MTO) The benefits of hydrogen water chemistry in miti- research gating the initiation of cracks in irradiated (about The MTO research carried out at the Halden Proj- 13 dpa) 304L SS tensile test specimens is studied ect is based on the Halden Man-Machine Labora- with 18 specimens, 9 in high flux and 9 in low flux tory (HAMMLAB), a world-wide reference facility positions. The results are compared with specimen for human factor studies and advice on control failures occurring in normal water chemistry. The room engineering. It provides the basis for studies load is set to 75 and 95% of yield stress and cycled on the performance of control room operators in (20% reduction) once a day. Failed samples were complex and automated environments. HAMMLAB removed and replaced with dummies, and the frac- is complemented by the Virtual Reality Laboratory, ture surfaces were investigated using SEM. Both a facility for rapid, interactive, high quality design fully ductile failure and partial intergranular crack- of control rooms. Tools to assist in verification ing were observed. An approximate crack growth and validation of such designs as well as tools for rate of 2.7×10–6 mm/s is calculated for the inter- maintenance training have been developed. Dur- granular crack. ing 2012 a new FutureLab has been established for A long-term creep and stress relaxation study inclu- early prototyping of operational concepts in highly des thirty tensile specimens. Twelve of them are in- automated plants. strumented and prepared from Alloy 718, CW 316 Highlights of the work in the MTO area performed SS, CW316 Nlot, CW316LN and SA 304L SS. The in 2012 are given below. uninstrumented specimen matrix comprises 6 Alloy 718, 6 CW 316 SS and 6 SA 304 SS samples. The spec- Human Performance imens are being irradiated at temperatures ranging Past accidents and incidents have underscored the from 290 to 390 °C. For the CW 316 SS specimens, influence of human performance on the safety of irradiation creep and stress relaxation data have nuclear power plants. In upgrades of existing plants been found to be consistent. The SA 304L and the or in advanced reactors, the quality and reliability

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 109 of human performance in operation is expected to HRA empirical study have been reviewed, and remain significant for the safe operation of NPPs. Li- analysis of the site interviews from this study has censing of new designs will require improved efforts started. The focus is to identify good practices in analysing the new work environments and work in scenario analysis and to identify differences in organisation and their influence on safety. Human the approach to scenario analysis between HRA performance is therefore a key area of research. analysts. Regarding issue (2) above, we have The programme emphasises empirical research, started planning an observational study of HRA with special focus on experiments in HAMMLAB. database use. We are in discussions with inter- There is a strong focus on direct co-operation with national partners to determine which HRA data- active groups in the member organisations within base to use and which HRA methods to include this field of research. Main results: in the study. Data collection is expected to start HRA is one of the focus areas. The International in the first half of 2013. The analysis of HRA dia- HRA Empirical study co-ordinated by HRP has ries and the site interviews is under preparation. shown that it can be difficult for HRA analysts to The analysis of the HRA diaries showed varia- get a good understanding of how an emergen- tion in the expertise of the analysis teams, in the cy scenario is likely to unfold, what challenges it depth of the scenario analysis, and in the goals presents to the operators, how the operators are of the scenario analysis e.g. focus on the timing likely to respond, and where the operators are of events or on operator work practices. These likely to get into performance problems. Some differences can be partly attributed to the HRA HRA methods provide techniques for detailed sce- methods used, however there was also variability nario analysis, while other methods leave it to the between teams using the same method. Similar analysts how deeply they wish to delve into the differences were found in the recording of the scenario. interviews between HRA teams and process ex- A follow-up study was performed at a U.S. nu- perts (trainers from the participating plant). For clear power plant. The aim was partly the same some HRA teams the interviews were opportu- as in the HAMMLAB study, to identify strengths nities to confirm and discuss their assumptions and weaknesses of HRA methods. The study was about crew response, while for others the focus run by the U.S. NRC, with the Halden Project as was on constructing the basic scenario evolution a supporting organisation. The U.S. study con- e.g. procedure path. firmed some of the findings from the HAMMLAB NRC has put many resources into the assessment study. Crew variability in the operation of the group. The same is true for PSI from Switzerland, difficult scenarios was observed in the training supported by the Swiss regulatory body ENSI. simulator, as in HAMMLAB. The aim is to answer a number of questions that Human System Interface work may lead to improved HRA practices and im- The Project member organisations are very inter- proved HRA methods. These questions include: ested in research related to Human System Inter- How do analysts plan and conduct scenario anal- faces (HSIs) and in particular the innovative aspects ysis? What issues do they focus on? Which aspect going beyond traditional P&ID-based presentation. of the scenario analysis is the most challenging? Modernisation of nuclear power plant control What information do the analysts use (e.g. event rooms is taking place in many countries, moving reports, HRA databases, site visits, expert inter- from panel-based control rooms into hybrid solu- views)? How do they resolve uncertainties and tions. Utilising the full capabilities of computerised contradictions during the analysis? How do they solutions and at the same time maintaining the hu- safeguard against biases and misinterpretations man factors aspects are prioritised. Improved infor- during the analysis? mation presentation will contribute to safer and In 2012, the focus has been on two issues: (1) more efficient operation by supporting operators How analysts conduct site interviews with op- in process understanding and creating enhanced erators and subject matter experts, and how can situation awareness. this process be improved; (2) How analysts use The main objective is to develop, test and evalu- HRA databases, whether the databases are de- ate an HSI concept addressing the near-term needs signed well enough for the needs of the analyst, of the industry to support on-going and planned and how to safeguard against misinterpreta- control room modernisation projects, and the main tion of the data. The HRA diaries from the U.S. results achieved are:

110 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Detailing of design proposals and prototypes age specific overview screens were discussed. A suited for preliminary usability testing has been summary report from the workshop will be is- performed for the HAMBO (BWR) simulator. Em- sued at the EHPG in March 2013. phasis has been on key operation and procedure The Project also aims to act as a demonstration bed displays. The 30” screens allow us to integrate for innovative solutions, assisting utilities, authorities more information related to the same plant func- and vendors in their design and evaluation processes tion into the same view. We anticipate that this related to future human system interface designs. will make it easier for the operator to obtain a Part of the research on procedure support is related relevant process overview without the need to to handheld devices for field personnel. A first pro- navigate. To further make it easier to supervise, posal for the design is made (see Figure 1). Some understand process fluctuations and predict the design aspects are created for the device to be con- future, mini trends are used as a supplement to sistent with the displaying of procedures in task- digital values. based displays. This is to ensure that both field op- Findings from the study of using a hand-held de- erators and control room operators have the same vice (iPad) for control room crew showed that understanding of important information: Who is the usability ratings of the iPad were very high. working on what part of the procedure, where are

Figure 1: First proposal procedure support for field personnel

In situations where the iPad was used, signifi- they working, are there delays or problems, and cant positive features were found: faster situa- which part of the procedure is put on hold (post- tion understanding of the shift supervisor after poned). Observations and interviews have been the he entered the control room, better (self-rated) basis for creating a prototype mock-up. The pro- perceived shared understanding for the shift su- totype is designed for use on a phone-sized device pervisor, and less (self-rated) mental demand for since the interviews indicate that the device should the shift supervisor. be small enough to easily put it in the pocket, but The 9–10th of May 2012, the Project hosted a HSI big enough for the text and icons to be easily seen. workshop in Halden where 23 people both from Figure 1 shows the first design proposals. Halden and a wide range of member countries participated. Halden presented design strategies Future Operational Concepts and proposals, and central design challenges The nuclear industry seems to move towards higher concerning alarm presentation, screen layout levels of automation in future plants. This trend and design, computerized procedures and out- is encouraged by new plant designs and the de-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 111 velopment of advanced control systems. As a con- 65”, wall-mounted, multi-touch display to accom- sequence, we may expect that the role of the hu- modate tight collaboration by a four-person team. man operator, including the operators’ interaction Figure 2 (left) illustrates the prototype in use: A large with automation, will change significantly in the interactive timeline provides a complete overview of future. To anticipate this change, we will pioneer, six weeks of planned jobs. It shows the relationships prototype and assess new operational concepts between planned jobs, deadlines, and key resources for human-automation interaction in future plants. (like personnel). The screen itself can be seen at the The FutureLab was finalised during 2012. It has back of the FutureLab, see Figure 2 (right). therefore been possible to start early prototyping of operational concepts for highly automated plants. On-line monitoring technologies So far, we have sketched three fundamentally dif- A number of computerised system and applications ferent prototypes: have been developed through the years at the Pro- Prototype A – The operator manages a team of ject to benefit safety and economy in operations automatic agents that control the plant. Opera- and maintenance (O&M). Their potential and ad- tors think in terms of overall plant status and op- vantages have, however, not yet been fully realized erational goals, and seldom deal with the plant in in the nuclear field as they have in other domains. a mechanical/physical sense. Model-based Condition Monitoring (MBCM) tech- Prototype B – Operators focus on the execution niques include among others physical modelling of task sequences to control the plant. Humans techniques (TEMPO), empirical modelling tech- or automation may be responsible for the tasks, niques (PEANO, Aladdin), and knowledge-based and the work involves manipulation of physical modelling techniques. The need to reduce O&M plant components. Operators treat the plant as costs and increase productivity, while maintaining complex machinery and consider automation to adequate safety, is one of the main drivers behind

Figure 2: The «Scenario Composer» touch- interface prototype for team maintenance planning (left), and the «MTO FutureLab» (right).

be a property of the plant. most current and future plant modernisation pro- Prototype C – Operators and automation work jects. A renewed focus on business, technical and together in a team with shared control of the licensing acceptance issues of these technologies plant. This team is managed by a human, who is the unifying theme of the activities summarised dynamically allocates functions to human or au- here: tomatic agents. Depending on the task and its Model-Based Condition Monitoring has focused purpose, the team of agents may deal with the on obtaining improved models for condensers. plant from a goals-functions perspective, or from Condition Monitoring and Maintenance Support: a physical-mechanical perspective. Enhanced turbine and condenser models in the The FutureLab also gives the opportunities to study TEMPO physical modelling toolbox have been de- future control environments, e.g. the potential use- veloped for testing with plant data. fulness of emerging touch-based interactive media, A new Multilevel-Flow Model (MFM) for the Lo- see Figure 2 (right). The first working pro-totype viisa-2 VVER, including the primary side and pres- – «Scenario Composer» – is a research prototype surizer, core reactivity and pressurizer control sys- designed as an interactive tool for plan construction tems and steam relief and turbine by-pass valve and constraint visualization. It is implemented on a control systems, has been developed.

112 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Development of a general lifetime and remaining and the next one planned for execution in 2013 useful life model based on a non-stationary gam- make again use of Leibstadt fuel (70 MWd/kgU). ma process has been made. The model is able to PSI is actively using other Halden reactor experi- describe when the degradation process crosses ments, e.g., the rod overpressure/clad lift-off test a randomly distributed fault state threshold. The where a proposal on overpressure tests analysis resulting remaining useful life distribution model was approved by the Swiss Fuel Safety Group. is exact and can analytically show how it depends In order to make the results from the experiments on the concavity/convexity (shape) of the degra- in HAMMLAB more useful for HRA practitioners, dation trend and the shape and scale of the fault the Halden Project has established close contact state threshold. with HRA specialists in the member organisations A design of the end user interface for interact- in the planning of activities in HAMMLAB. In Swit- ing with the procedure assessment prototype zerland close contact is established with PSI and has been prepared. Furthermore, a man-machine ENSI in these matters. Dr. Vinh Dang, PSI, is also interaction solution for portable procedures has taking part in the NEA work group, WGRISK, on been proposed. Basic framework and network- HRA information exchange where also the Halden ing solutions for these applications have been Project is participating, and this further enhances implemented. Also, sample procedures have the cooperation with PSI in this area. been formalized. The 8th Halden On-Line Monitoring User Group meeting (HOLMUG) was arranged in ENEA Casaccia Software system dependability Research Center – Rome, Italy, October 18th–19th The research programme on software systems de- 2012 with Swiss participation. pendability contributes to the introduction of digital instrumentation and control (I&C) systems into nuclear power plants. Focus is on 4 topics impor- International Cooperation tant both to design and production of digital I&C as well as safety assurance and licensing issues. These The OECD Halden Reactor Project is a joint under- topics are: modernisation of digital I&C, integrating taking of national organisations in 19 countries requirements engineering and risk assessment, as- sponsoring a jointly financed research programme sessment of error propagation and common cause under the auspices of the OECD Nuclear Energy factors, and assessment of advanced control sys- Agency. The international members of the Halden tems. Summary of activities: Project participate actively in formulating, priori- A wide range of means for requirements engi- tising and following up the research programmes. neering have been identified and analysed, and This ensures that the work is focused on tasks with a set of them have been found to be relevant direct safety relevance. In the execution of the for elicitation. It has been found that the field of programme, the Halden Project maintains close modern information retrieval has some potential contacts with its member organisations in these in order to automate parts of the requirements countries and with NEA and its relevant working elicitation process. groups. The technical steering is exerted by the A prototype of the tool HALDEN RM (Require- Halden Programme Group with members from the ments Manager), based on the TACO Traceabil- participating organisations. The Group approves ity Model has been developed. the annual research programme and oversees the progress of the work. An OECD HRP/NEA summer school on Software National Cooperation Dependability was arranged in Halden 20-23 Au- gust, 2012. The Fuels & Materials programme is supported by The last Enlarged Halden Programme Group Meet- LOCA calculations performed at PSI; in particular ing (EHPG) was held in Sandefjord 2nd–7th October regarding the specification of the conditions of the 2011 with several participants from Switzerland. LOCA tests using segments from the Leibstadt NPP. The next EHPG meeting will take place at Store- In 2012, Swissnuclear selected the work of Grigori fjell, Norway, 10th–15th March 2013. This is a good Khvostov on «Modellierungsarbeiten zur Unter- opportunity for exchanging information with the stützung des LOCA-Experimentes IFA’650.12» as international community on key research topics Project of the Year 2011. The test executed in 2012 within the Fuel & Materials and the MTO.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 113 Assessment 2012 and References Perspectives for 2013 [1] Halden Reactor Project Programme Proposal The activities in 2012 of the Halden Project pro- 2012–2014, HP-1303 gressed mostly according to schedules. Several [2] Halden Reactor Project Programme Proposal workshops and seminars were arranged to guide 2012, HP-1334 the current program and to help shaping future [3] Status Report January–June 2012, HP-1366 activities. [4] Status Report July–December 2012, HP-1377 The experiments in the Halden reactor have pro- (to be issued in 2013) vided valuable data on the behaviour of reactor fuel [5] Halden Reactor Project Programme Proposal and materials during both normal operating con- 2013, HP-1370. ditions and transients which are used to improve and validate safety analysis codes. The experiments in HAMMLAB have provided useful data for HRA modelling and to technical bases for human factors guidelines for design and evaluation of control room solutions and human-system interfaces. Methods and systems developed for plant surveillance and optimisation have been taken into use in NPPs in member countries. The joint programme of the OECD Halden Reactor Project is agreed upon for three years. 2012 is the first year of the current 3-year period 2012–2014 in accordance with the 2012–2014 framework programme [1] and the annual programme for 2012 as approved by the Halden Programme Group [2]. The programme for 2013 has been defined [5]. There are currently 19 member countries and the Project continues to look for new members to join.

114 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Project IFA-638– TEM Examinations of Metal-oxide interface of Zirconium alloys

Author und Co-author(s) L. Veleva, C. Proff and S. Abolhassani Institution Paul Scherrer Institut Address Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland Tel., E-mail, Internet address Sousan Abolhassani, + 41 56 310 2191, Sousan.abolhas- [email protected], www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/ Duration of project End 2010–End 2012

ABSTRACT frequency was statistically low. The Fe contain- The objective of this project is to examine the ing precipitates showed a certain degree of metal-oxide interface of a number of mod- amorphization, where as the other type of pre- ern zirconium based claddings, irradiated in cipitate, a β-Nb type, did not show this behav- Halden reactor up to high burn-ups, in order iour. All precipitates showed certain dissolution to compare the oxidation behaviour of these under irradiation; this behaviour was intensi- materials. The aim is to correlate the micro- fied in the oxide. Two specimens remained to structure of each cladding material to its com- be studied in 2012 due to their high activity; position in view of better understanding the namely a pre-irradiated Zirlo and a specimen role of alloy composition and microstructure from Alloy A; these two are described in the on its oxidation behaviour. This project started present report. The new observations confirm in 2011 and is extended to 2012, to study six the previous results in the case of Zirlo and specimens from four different materials. Four a continuation of dissolution is observed. In specimens have been examined and reported the case of Alloy A, a new type of precipitate in 2011, from three different materials, name- containing Cr is present; this precipitate shows ly, M5, Zirlo and E635. In the case of alloys dissolution under irradiation. However, it does showing a better resistance to oxidation, the not amorphize and shows delayed oxidation. Fe containing precipitates were absent or their

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 115 Project goals as pre-irradiated and fresh, in this study. In these TEM studies, the coupons were not examined as The objective of this project has been to exam- it was considered that the other two families are ine the metal-oxide interface region and the more representative of the oxidation in reactor microstructure on both sides of the interface by conditions. For more details on the project and transmission electron microscopy (TEM), on dif- selected methodologies used to examine these al- ferent modern commercial zirconium alloys irra- loys, please refer to [1–7]. diated under identical conditions in the IFA 638 For the details of the TEM studies and the results campaign in the OECD Halden reactor project [1]. of the 2011 examinations on the four specimens, The characterisation of these claddings have been please refer to the previous report [3]. As men- performed in agreement with the previous studies tioned in that report [3] to understand the influ- on irradiated zirconium alloys presented in earlier ence of irradiation and aging in the reactor, archive publications [2, 3]. The main goal of this study is to materials, are used as reference to characterize the contribute to the understanding of the oxidation state of the material before irradiation. In the case behaviour of these alloys under PWR conditions. of the three materials studied in the previous part of the project, references in the literature have been used. [4–6]. In the case of one of the materi- Introduction als for this new study (i.e. in the case of Alloy A), we have received an archive material. The study of In the framework of the IFA 638 started by Halden the archive material helps to better estimate the reactor project, a number of modern commercial evolution of the microstructure and in particular zirconium claddings have been irradiated to high the evolution of precipitates in the reactor. burn-up under PWR water chemistry, fluence and thermal hydraulic conditions. The aim of the IFA- 638 campaign has been to study the corrosion Experimental and hydriding behavior of the alloys. Three types of samples were used for the IFA-638 project; Sample delivery and preliminary preparation i -coupons, ii -fueled cladding segments without Samples were delivered and stored at the end of prior irradiation and iii -fueled cladding segments 2010 and beginning of 2011. The samples with previously irradiated in a nuclear power plant. In a dose rate below 4 mSv/h (in contact), were the framework of a project financed by ENSI, PSI prepared in the shielded fume hood (Table 1). and Halden started a collaboration to examine by The two samples with higher dose rates prepared transmission electron microscopy (TEM) the mi- and studied in this part of the project (i.e. the crostructure of the metal-oxide interface and the pre-irradiated Zirlo and fresh Alloy A) having a oxide of a number of fueled segments selected high activity, could not be prepared in the fume from both pre-irradiated fueled claddings and fu- hood. They were cut in a shielded cell using mi- eled claddings without prior irradiation, referred to cromanipulators and sufficiently small segments

TABLE 1: Overview Sample M5 (pre- M5 (pre- E 635 ZIRLO ZIRLO (pre- Alloy A of irradiations and irradiated) irradiated) (fresh) (fresh) irradiated) (fresh) oxidation data of the samples andthe dose Burn-up 76.5 76.5 44.0 53.4 78.5 53.4 rates for received MWd/kgU cladding rings. dose rate in contact 3.5 3.5 0.8 1.3 90.0 45.0 mSv/h mean oxide thickness 33 * 33 * 36 28 62 33 IFE [7]/µm oxide thickness on prepared ring 6-16 * 6-16 * 31–34 25–30 – – segments/µm thickness of CRUD on prepared ring – – 0–4 0–10 – – segment/µm

* The absence of CRUD could indicate a certain spalling of the oxide. Grey part performed in 2012

116 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 were taken out for subsequent FIB sample prepa- Results ration. Alloy A fresh FIB-TEM sample preparation The composition of this alloy in wt% consists of A Zeiss NVision 40 workstation FIB (equipped with 0.58% of Sn, 0.36% of Fe, 0.26% of Cr, and electron and ion beams) with an EDS system by 0.31% of Nb, 1550 ppm O2 and the balance of Oxford instruments and a Kleindiek micromanipu- Zr. In comparison with all the alloys studied in this lator was used. The TEM sample preparation fol- research work, it is the only alloy that contains lowed the procedure described in [8]. Cr to a level considered as an alloying element. The irradiated material deformed during the thin- Furthermore, as it is for Zirlo and E635, this alloy ning due to internal stresses, therefore the width contains Sn (0.58 wt%), the only alloy not contain- of the electron-transparent window had to be re- ing Sn being M5. stricted. In some cases more than one window This alloy has been irradiated to 53.4 MWd/KgU. was thinned to avoid fracture and bending of the The material was very hard to cut and polish, it sample. The samples were often not sufficiently was therefore, mounted without polishing on the thin for the TEM analysis; thus, in the case of each SEM sample holder for FIB sample preparation. The material more than one TEM lamella was needed sample was first polished by FIB to obtain a suffi- to analyze in detail the microstructure of the ciently large window to prepare subsequently the metal-oxide interface. TEM lamella. The archive material of this alloy is requested and received from Halden HRP. It has TEM observations been examined, to clarify the microstructure of the

A JEOL2010 equipped with a LaB6 cathode and cladding and the nature of precipitates prior to an EDS system by Oxford Instruments is used. The irradiation. investigations were focused on the geometry of In the first part of this section, the analysis of the the metal-oxide interface, the composition and irradiated material will be reported. This material microstructure of precipitates in the metal and had precipitates in the metal side of the interface. the oxide, the oxide microstructure and when These precipitates are assumed to be (Cr,Fe)2Zr, possible the presence of hydrides. The EDS analy- intermetallics and Nb is partly replacing Zr sites. ses are performed in particular on precipitates The composition of precipitates was examined in the metal-side and oxide-side of the interface, by EDS analysis and two families of precipitates the results are based on semi-quantitative analy- could be described, one with a ratio of Cr to Nb ses. ranging between 3 and 4, and another with a ratio of Cr to Nb between 6 and 7. In the regions examined, close to the metal/oxide interface, no β Nb precipitate or any Nb rich phase were observed. This could be due to the low concentration of Nb in the material. No Nb was observed in the matrix, apart from a small amount close to

Figure 1: (A) TEM a bright field contrast of the metal-oxide interface of alloy a fresh, the interface (white arrows) is undulated. (B) TEM dark field contrast of the metal side of the interface, hydrides can be observed.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 117 Figure 2: (a) TEM bright field contrast of precipitates in the metal and in the oxide (b) of Alloy A fresh. The electron diffraction patterns of precipitates (p) and the matrix beside (m) indicates no signs of an amorphization ring both in the metal and in the oxide. Precipitates in contact with oxide show a crescent-shaped crack towards the outer surface.

the precipitates in rare cases, therefore it is con- easily detected. Further examinations are neces- cluded that Nb is only present in the precipitates. sary to clarify this point. The ratio of Fe to Cr was found to be in the range As the ratio of Fe and Cr in the precipitates was of 0.75. The precipitate’s size ranges between much higher in the archive material, it could be 20 and 170 nm. concluded that the SPPs showed a depletion of The hydrides in this material close to the interface alloying elements under irradiation, with as in the seem to be larger in size compared to the other previous studies, Nb depleting at a slower rate. materials as shown in Figure 1. This material contains precipitates in the oxide. Zirlo pre-irradiated Analysis of a precipitate at a distance of 1 microm- The original composition of this material is not avail- eter from the interface showed that the precipitate able from the fuel supplier. Therefore, it will be as- was not amorphized and has a very low oxygen sumed, that it is very similar to that of fresh Zirlo. content (approx. 33 at.%), this implies a delayed The accumulated burnup of this material (the irra- oxidation of the precipitates in this material. (Fig- diation of the segment prior to IFA-638 campaign as ure 2-b). The microstructure of the oxide shows well as its irradiation in the Halden reactor) is in the a columnar oxide crystal and the metal-oxide in- range of 78.5 MWd/kgU and despite such high flu- terface is undulated. Precipitates in the metal and ence precipitates are observed both in the metal and the oxide side of the interface are presented in the oxide side of the sample (Figure 3 and Figure 4). Figure 2. The EDS analysis of the precipitates in the metal The subsequent analysis of the archive material side of the interface indicates extensive dissolu- of this cladding, confirmed the presence of pre- tion of alloying elements. Nevertheless, in the large

cipitates with the structure of (Cr,Fe)2Zr with small precipitates considerable amount of Nb has been amounts of Nb, although the crystal structure of detected. The Nb/Zr ratio of the largest precipitates the precipitate is not yet analyzed, from the EDS have been in the range of 0.6 to 0.7; it is clear data it can be concluded that the Nb is present as that in comparison to the Nb/Zr ratio of the β-Nb a substitute for Zr. The Nb content of the precipi- type precipitates which is in the range of 4, the Nb tates or secondary phase particles (SPP) was very depletion is high. Nevertheless such precipitates low. The ratio of alloying elements in the SPP var- are still present in the material. Furthermore, these ied from one precipitate to another, and a specific precipitates still do not show amorphization, and trend indicating clear families of SPP was not that their Fe content is negligible.

118 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 As we discussed before [3], this cladding originally Discussion and Conclusions has two families of precipitates: the first one is

β-Nb and the second type Zr0.5Nb0.3Fe0.2 [6]. The As it was mentioned in the previous report, this second family of precipitates already showed research project contributes to the large amount a considerable depletion of Fe in the fresh Zirlo, of data already available on the IFA-638 cam- which was irradiated up to 53.4 MWd/kgU [3]. paign. With observation of the two materials in This Fe depletion has continued in the high burn- this part of the project, all materials selected for up material and although, in some precipitates a this research project have been examined. The small amount of Fe is encountered (< 1 at.), it is TEM investigations on the selected materials concluded that the Fe depletion has started at the namely fresh M5, alloy E635, ZIRLO and Alloy early stages of irradiation and has been extensive A, together with the pre-irradiated M5 and Zirlo, at medium fluences, reaching a maximum in the provide interesting information about these ma- case of high burnup material. The depletion of Fe terials regarding their oxidation behavior under and Nb from the precipitates should imply a certain irradiation. One of the important findings is that increase of concentration of these two elements all examined materials contain precipitates near in the matrix. Such enrichment of the matrix has the metal-oxide interface and in the oxide, after been observed around certain precipitates. In the medium term irradiation and for the two materi- absence of an archive material of this cladding als studied in pre-irradiated state (M5 and Zirlo) grade, it is not possible to separate the distribution after long term irradiation. of the alloying elements in the matrix and in the The comparison of the four materials including the grain boundaries, prior to irradiation, however, it results from the new analysis in 2012 indicates cannot be excluded that a part of this alloying ele- that practically all types of precipitates dissolve un- ment has been already in the matrix in the original der irradiation. However, βNb precipitates show unirradiated cladding. much slower dissolution and no amorphization in This material has also precipitates in the oxide layer, comparison with the other types of precipitates. the Nb/Zr ratio of these precipitates in the oxide is Precipitates containing both Fe and Nb, do not in the range of 0.4 and no sign of amorphization show the same resistance to dissolution and to is observed in these precipitates. These precipitates amorphization. This observation is in the favor of show a substoichiometric oxide, as it was observed cladding grades with more βNb precipitates, if a for fresh Zirlo. high resistance to dissolution of SPP is desired. In this material once more, the crescent shaped In the case of Alloy A, studied in 2012, another crack of the precipitates close to the metal-oxide family of precipitate with the formula of (Cr,Fe)2 interface, indicate delayed oxidation behavior Zr,Nb is also observed. This type of precipitate previously observed in unirradiated binary Zr-Nb has a resistance to amorphization. It is interesting alloys [9]. to note that the Cr containing precipitates show amorphization in Zircaloy-2 irradiated in BWR [12]. This precipitate type shows a delayed oxidation as is the case of Cr containing precipitates in the

Figure 3: (a) TEM bright field contrast of the metal side of the pre-irradiated zirlo, some precipitates are indicated with arrows. (b) TEM dark field contrast of the metal- oxide interface of the pre-irradiated zirlo, hydrides can be observed in the metal side of the interface.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 119 Figure 4: TEM bright field contrast of precipitates in pre- irradiated zirlo. (a) precipitates in the oxide (arrows). (b) precipitates in the metal. The electron diffraction patterns of precipitates (p) and the matrix beside (m) indicates no signs of an amorphization ring both in the metal and in the oxide. Precipitates in contact with oxide show a crescent-shaped crack towards the outer surface.

ZrCr1% alloy, studied after autoclave oxidation [9]. irradiation and to correlate the results to the oxida- The oxidation behavior of the precipitates in the tion behavior to these claddings. oxide under irradiation as examined in this research For these examinations, four claddings grades project is in agreement with the results obtained namely Zirlo, M5, alloy E635 and «Alloy A» were from binary alloys [9]. This allows using the results selected. The alloying elements present in these from the behavior of binary alloys, as a starting claddings could be categorized into two families, point, to predict the oxidation behavior under ir- those which remain in solid solution (Sn and O) radiation. The conclusions made in the 2011 report and all the other alloying elements which principal- regarding the behavior of the materials irradiated ly form a secondary phase due to their low solubil- to medium and relatively high burnup are also ity in the matrix. From the four materials examined, valid for this part of the study. only M5 did not contain any Sn. All other alloys The results of these studies, in comparison to the contained Sn at different levels. studies performed in other claddings [11] leads to The other particularity of these materials was that the overall conclusion that Nb containing precipi- they all contained Nb. Apart from Alloy A, the tates show a higher resistance to dissolution and other three materials contained Nb to the level of to oxidation. In the absence of overall hydrogen approximately 1 wt% (between 0.95% and 1.1%). content of the claddings from the present study, Alloy A contained 0.31% Nb. This alloy contained it is not possible to make any conclusion on the further 0.26 wt% of Cr. All alloys contained Fe, hydrogen uptake of the materials. This work can to different levels; however, M5 had a very small be suggested for a future project. amount of this alloying element. The examinations of the microstructure of these claddings, at the metal-oxide interface revealed Summary of the project the na-ture of the secondary phase particles or precipitates (SPP) and their modification under irradia- This project is mainly focused on the investigations tion. Different types of precipitates observed in the by transmission electron microscopy (TEM) on the four materials studied, could be described as fol-

selected cladding grades from IFA638 test, irra- lows: βNb-type precipitates, Zr0.5Nb0.3Fe0.2 (mainly

diated in the Halden reactor, between 1998 and in Zirlo), Zr(Fe,Nb)2 (in E635) and (Cr,Fe)2Zr,Nb 2006. The objective of the study is to examine the type with varying Nb content (present in Alloy A). microstructure of these claddings at the metal-ox- Analysis of the two sides of the interface leads to ide interface, after irradiation to different burnup the conclusion that all precipitate types dissolve levels, to determine the modifications induced by under irradiation and their alloying element con-

120 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 tent reduces. The dissolution is intensified in the Acknowledgements oxide. However, a more detailed study indicates that in The authors wish to thank the OECD Halden reac- the metal side of the interface: tor projector team, T.M. Karlsen, and B. Oberländer a- The βNb-type precipitates dissolve at a slower and M. Espeland and H. Jenssen from IFE Kjeller, rate, or knowing that their composition is much for their collaboration and their support of the richer in Nb, the time needed for final dissolution project, the supply of the cladding rings and the is much longer. fruitful meetings and discussions during the last b- Regarding the amorphization under irradiation, years. A. Lagotzki from PSI is acknowledged for his the βNb-type and the Cr containing precipitates support during the transport phase of this project. do not amorphize, in the metal part of the inter- A. Bullemer and J. Krbanjevic are thanked for the face. This is not the case of the Fe containing pre- assistance with optical and FIB sample preparation. cipitates, which amorphize already in the metal. In the oxide side of the interface, βNb-type and the Cr containing precipitates show a delayed oxida- References tion in the vicinity of interface and only oxidize when at a distance from the metal-oxide interface. 1. M. Nakata and E. Hauso, Summary of charac- This is not the case of Fe containing precipitates. It terisation data on cladding materials used in is worth noting that once oxidized, all precipitates the corrosion test IFA-638 and in the creep test are amorphized. IFA-617, 1998, OECD Halden Reactor Project HWR-566, p. 19; and P. Bennett, R. Stoenescu and T. Karlsen, The PWR corrosion and hy- National Cooperation driding test IFA-638. Final report, HWR-840, 2010. The Service of Microscopy and Nanoscopy (SMN) 2. S. Abolhassani, G. Bart and A. Jakob, Examina- of the «Centre Suisse d’Electronique et Microtech- tion of the chemical composition of irradi-ated nique» (CSEM) has provided access, for the use zirconium based fuel claddings at the metal/ of TEM. oxide interface by TEM. Journal of Nuclear Ma- terials 399, 2010 (1), p. 1–12. 3. C. Proff and S. Abolhassani, IFA-638-TEM Ex- International Cooperation aminations of Metal-oxide interface of Zirco- nium alloys, ENSI Research Report, 2011. This project has been started in collaboration with 4. S. Doriot, D. Gilbon, J.L. Bechade, M.H. Mathon, the OECD Halden reactor project, and the IFE L. Legras and J.P. Mardon, Microstruc-tural stabil- Kjeller laboratory. ity of M5 (TM) alloy irradiated up to high neutron fluences. ASTM STP 1467, 2005, p. 175-201. 5. V.N. Shishov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina, P.V. Assessment 2012 Shebaldov, A.V. Tselischev, A.E. Novoselov, G.P. Kobylyansky, Z.E. Ostrovsky and V.K. Shamar- As mentioned in the previous part, the examina- din, Influence of zirconium alloy chemical tion of the present irradiated cladding segments composition on microstructure formation and should be considered as a great success, since irradiation induced growth. ASTM STP 1423, access to such cladding materials from the reac- 2002, p. 758–778. tor and the preparation of such materials for TEM 6. G.P. Sabol, R.J. Comstock, R.A. Weiner, P. studies needs a great amount of effort. The re- Larouere and R.N. Stanutz, In-Reactor Corro- sults will be published in collaboration with the sion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4. OECD-HRP and the fuel suppliers. With the 2012 ASTM STP 1245, 1994, p. 724–744. results, the examination of the samples selected 7. S. Abolhassani, Minutes of the meeting in IFE, for the TEM studies in the framework of this proj- Kjeller for the selection of IFA-638 samples for ect can be considered as completed. The studies TEM analysis, 2009, PSI report AN-46-09-08, can clearly explain the role of Nb on the resistance p. 8. to dissolution of precipitates under irradiation in all 8. S. Abolhassani, P. Gasser; «Preparation of TEM materials studied. samples of metal-oxide interface by the fo-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 121 cused ion beam technique» J. Microsc. 2006, Jul. 223 (Pt 1) pp.73–82. 9. Proff, C.; Abolhassani, S.; Lemaignan, C. «Oxi- dation behaviour of binary zirconium alloys containing intermetallic precipitates», Journal of Nuclear Materials, 416, 2011, issue 1–2, pp. 125–134. 10. H.-G. Kim, J.-Y. Park and Y.-H. Jeong, Ex-reactor corrosion and oxide characteristics of Zr- Nb-Fe alloys with the Nb/Fe ratio. Journal of Nuclear Materials 345, 2005 (1), p. 1–10. 11. S. Abolhassani, R. Restani, T. Rebac, F. Groe- schel, W. Hoffelner, G. Bart, W. Goll, F. Aesch- bach, Journal of ASTM International 2 (2005) 467. 12. S. Abolhassani, D. Gavillet, F. Groeschel, P. Jourdain, H.U. Zwicky, Light-Water-Reactor- Fuel-Performance, American Nuclear Society, Park City. Utah, 2000, pp. 470–484.

122 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 SCIP II Program 2009-2014 (Progress report year three)

Author und Co-author(s) Francesco Corleoni Institution SCIP II Project Manager, Studsvik Address SE-611 82 Nyköping, SWEDEN Tel., E-mail, Internet address +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 The program aim is to generate high quality of 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.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 123 Project Goals Objective

The main areas of SCIP II are treated in four tasks. The overriding objective of the continuation of the In Task 0, existing ramp data is reviewed and eval- SCIP programme (SCIP II) is to contribute to more uated. 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 per- Task 0: Review of Existing Studsvik formed at Studsvik under various programs are Ramp Data made available. The main objective of this task is to compile, evaluate and investigate possible trends and correla- Task 1: Pellet-cladding mechanical tions in anonymous ramp test data from a large interaction (PCMI) number of ramp tests performed at the Studsvik PCMI is the mechanical driving force for the R2 reactor since 1970. three fuel failure mechanisms Delayed Hydro- This task started after the SCIP II meeting in gen Cracking, PCI, and Hydrogen Embrittlement. November 2009. Since then ramp test data for The cladding strain is primarily controlled by the more than a 1000 ramp tests have been compiled. pellet behaviour, in combination with the ini- The bulk of the data has been ana-lysed by mak- tial fuel rod thermo-mechanical conditions. For ing database statistics, plots of different parameter a given power increase, the cladding strain is combinations and searches for trends and correla- determined by the initial pellet and cladding tions in the data. The results of this analysis have conditions as well as the pellet expansion. The been presented at the PRG meetings in June 2010, cladding stress is in turn mainly determined by November 2010 and May 2011. strain and stress relaxation behaviour. The final report will be available at the end of 2012. A generic ramp database will also be delivered by Task 2: Pellet-cladding interaction (PCI) the end of 2012. 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 at the inner surface of the cladding and may Interaction (PCMI) propagate outwards through the cladding wall. In SCIP II Task 1, 12 ramp tests in total are to be performed in Halden. Fuel rods with additives from Task 3: Hydrogen induced failures several suppliers are available for the ramp tests, Hydrides will form in claddings that contain as well as fuel rods with gadolinia pellets and with hydrogen levels that exceed the solubility limit. high density pellets. Rods with standard pellets are Two types of hydride induced failure mechanisms also tested as references. The ramp tests and sub- were studied within SCIP; Hydrogen embrittle- sequent PIE are performed within Subtask 1:2, 1:3 ment (HE) and Delayed Hydride Cracking (DHC). and 1:4. The rods are also examined within Task In SCIPII a study is included on measuring local 2 and 3. mechanical properties of hydrides and the matrix In addition to the 12 ramp tests and examinations, in the vicinity of hydrides. The Task also includes 11 old ramp tested rods are examined within Task 1 a study of the effect of hydrides and H in solid (Subtask 1:1). Among the rodlets there are pellets solution on creep/relaxation behavior. This issue with Gd, Cr-Si, Cr-Si-Al and MOX. is related to PCMI in transients, where fuel clad- Old and new results from ramps and PIE of three ding relaxation may be affected by cladding H rodlets with large grain size have been presented content. in meetings year one, 2 and 3.

124 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 5% Gd rodlet, ramped with 12 h hold time, has Subtask 1:5 Modelling workshop been examined in LOM and the results have been The modelling workshop planned to be held in year compared with results from the father rod and to five, was discussed in the June meeting year two, the results from a rodlet, which was ramped within the November and June meetings in year three, out hold time. The results were presented at the November 2011 meeting, and have been reported. Subtask 1:6 Conclusions Two additive rods, ramped and examined in 2003, No activity during year three. have been subjected to additional DE, and the results were presented in the June 2012 meeting. The results will be reported in 2013. Task 2: Pellet Cladding Interaction Two MOX rods, ramped and examined in 1993 (PCI) have been presented in the meeting November Subtask 2.1 Chemical pellet properties 2012. The main objective of this subtask is to map the Old results from three so called Bump tests from chemical differences between different pellet types the 80’s and 90’s were presented in the meeting in that may be of importance for the PCI behaviour as November 2009 and the reports have been issued. a function of burn-up.

Subtask 1:2 Ramp testing of rods Subtask 2.1.1 Microscopic examination of The three rodlets within subtask 1:2 were tested fuel pellets before and after ramp tests in December 2009 (year one). The results have During the second year, SEM-EPMA has been per- been presented at SCIP II meetings and they are formed on samples from rodlet WaH and WsH reported. after ramping. The SEM-EPMA results from the WaH sample before ramping showed that Cs was Subtask 1: 3 Ramp testing of rods increasing towards the periphery and that the Subtask 1:3 includes five rods: (Al+Cr) agglomerations did not trap Cs. Standard and additive rods at two burnup levels The preparations for the TEM examinations to be of about 50 and 58 MWd/kgU. The rods were performed at NFD are ongoing. During the SCIP II ramp tested in year two, and the PIE has been autumn meeting 2012, initial results from the pre- performed in year three. characterization and FIB sample preparation have 2% Gd rod with burnup around 53 MWd/kgU. been presented. The rod was refabricated in year two, and it was ramp tested in year three. The PIE will be per- Subtask 2.2 The effect of local stresses formed in year three and four. The objective of this subtask is to compare the PCI PIE of the father rods has been performed earlier behaviour of cladding materials with uniformly dis- in bi-lateral projects. tributed stress versus locally enhanced stress. This is achieved by performing mandrel testing using Subtask 1:4 Ramp testing of rods different crack patterns (similar to the pattern in Rods with high density pellets and with a burnup the pellet) of the ceramic insert and by modelling of about 69 MWd/kgU were refabricated in year the local stresses created in the cladding during two, and ramped in year three, one with a short testing by means of finite element modelling or holding time and the other with long holding Electron Back-Scattered Diffraction (EBSD). The time. PIE will be performed in year three and four. modelling of the mandrel tests is mainly performed PIE of the father rods has been performed earlier by CEA. in bi-lateral projects. In order to study the effects of different ceramic The last two rods in Task 1 are two segment rods geometry, test campaigns were performed using with Cr additives irradiated to a burnup of about identical test conditions but two different types 27 MWd/kgU. One rodlet will be ramped with of ceramic inserts, 4-notch ceramics and 16-notch short hold time and the other with long hold time. ceramics. The two test campaigns were performed The ramp testing has been performed in Decem- on non-irradiated Zry-4 cold-worked stress- ber 2012, and the PIE will be performed in 2013 relieved material at a temperature of 350 °C, and (year four). A sibling segment representing the fuel constituted of mandrel tests interrupted a various before ramp will be examined in late 2012. diametrical strains (0.6%, 1% and 2%).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 125 The material had been supplied by CEA to SCIP structure from the fabrication of CW material. This II. The campaigns were run without iodine added results in very poor contrast in the EBSD evaluation. and completed using 3D-profilometry post-test RXA Zircaloy-2 material was hence chosen as a characterization and microscopy cross-sections of replacement material for this purpose. The Zry-2 select samples. The results obtained were used for material was tested successfully. The initial test comparisons with the results from the modelling was made on an undeformed specimen and good team. In order to study ceramic geometry effects qual-ity of the EBSD measurements was confirmed on strain or time to failure further tests performed with a 90% accuracy. with iodine have been suggested. Subtask 2.3 The effect of operational Subtask 2.2.1 FE modelling of the parameters mandrel test The main objective of this subtask is to study the Estimations of the local strains and stresses effect of different ramp types on PCI (specifically induced during the strain-rate controlled man- Iodine Induced Stress Corrosion Cracking, ISCC). drel tests using ceramic inserts simulating differ- An outline for the first mandrel test in this subtask ent crack patterns of the fuel pellet are performed was presented at the SCIP II May 2011 meeting. using Finite Element (FE) modelling. The FE model- The first test has been designed to simulate a ramp ling is performed by CEA using a two-dimensional tested rod that failed after a six step (1h hold time) simulation (in the radial-tangential plane of the ramp test close to the test rod peak power posi- cladding) with the CAST3M FE code. The simulation (55 kW/m). The mandrel test will use one out tion takes into account the friction between the of three samples available from the father rod and ceramic sheath and the cladding and a viscoplastic the test will consist of six 0.23% strain steps up to behaviour of the cladding. The modelling results a total strain of 1.4%, with a corresponding step- will be validated using the experimental results. wise increase in temperature at each step, simulat- During the year CEA has performed simula- ing the cladding inside temperature during respec- tions using two different notch patterns (4 or 16 tive ramp step. Less than 60 Pa iodine pressure notches). will be used. Reference tests were performed to evaluate the experimental capabilities of the man- Subtask 2.2.2 EBSD analysis (tentative) of drel test equipment to perform multi-step ramps in the mandrel tested samples temperature and strain. Subsequent to mandrel testing, four to five unirradiated specimens will be characterized using the Subtask 2.4 The effect of burnup on the Electron Backscatter Diffraction (EBSD) technique PCI behaviour in a Scanning Electron Micro-scope (SEM). Using The main objective of this subtask is to obtain a EBSD, it is possible to determine the degree of lat- better understanding of the effect of burn-up level tice rotation in individual grains as a function of on PCI induced failures. It is the aim to identify macroscopic strain.The mandrel testing equipment the changes in critical parameters with increasing will be used in order for the specimens to obtain burn-up levels. The observed changes will then be different macroscopic strains (0–2.0%). used as a base to identify the effect of burn-up on During the second year, evaluation of the EBSD the PCI behaviour. A second objective is to study method was performed to investigate its possible simultaneous PCI and DHC failures. application for mandrel tested samples. The first The investigation of the inner hardened layer has test has been performed on CW SR Zircaloy-4 started with the Ga sample after ramp test. The material, which will also be used in the modelling objective is to study the formation of the recoil task. The EBSD technique can reveal misorienta- hardened inner layer of the cladding or liner and tions inside a grain which could be a consequence the formation of incipient cracks at the inner clad- of the obtained strain and the grain-versus-stress ding/liner surface. The Vickers micro-hardness orientation (i.e. dislocation activity and slip planes). investigations of the Zry-2 cladding and Fe-alloyed An average of the crystal rotations in the mapping liner of rod Ga after ramp test show that a linear can be correlated to the applied strain. decrease of the hardness of the liner from the sur- The EBSD tests on CW SRA Zircaloy-4 cladding face (fuel side) is observed. The depth of the inner material indicated that the microstructure was layer of the liner impacted is estimated to about 8 not suitable for EBSD due to the deformed micro- µm. No incipient cracks could be identified in the

126 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 inner hardened layer of the liner in the Ga sample. The main objective of this task is to study the effect Until now, hardness tests, after ramp testing has of H in solid solution, as well as in the form of been performed on three samples. hydrides, on creep-relaxation behaviour. Samples were manufactured from both unirradiated as-received cladding and from irradiated clad- Task 3: Hydrogen Induced Failures ding. Some pretest examinations were performed, The SCIP program was largely focused on hydro- including HVE measurements and profilometry gen induced failure mechanisms, such as HE and of the manufactured samples. Gaseous hydro- DHC. The performed program has improved the gen charging of unirradiated specimens was per- understanding of hydrogen induced cladding fail- formed. The hydrogen charging was performed at ures but some issues still remain and some new Uppsala University in Sweden. questions have arised during the program A literature study was performed and also several Task 3 in SCIP II is devoted to a continued investi- hardening relaxation test have been done until gation of the effects of hydrogen in cladding on now. cracking behaviour. Subtask 3.6. PCMI stress simulation Subtask 3.2 Initiation and effect of The task aims at determining the stress in the clad- matrix hardness ding during a simulated power increase under the Since nano-indentation is a relatively new method PCI rules of a PWR. The test is performed as a hard- in this area, the first two years have been focused ening-relaxation experiment with a very slow strain on validating the method against conventional rate that corresponds to typical PCI rules. The result methods of measuring the mechanical properties can be compared to the maximum stress obtained of materials. The conventional methods consid- in hardening-relaxation tests at high strain rate. For ered here have been tensile testing and Vickers example, the tests performed in SCIP or in Task 3.5 micro-hardness measurements. above. These tests were per-formed at strain rates Lately, using the Hysitron TI950 nano-indenter at of 0.01, 0.4 and 4%/min corresponding to antici- Linköping University (LiU), nano-indentation tests pated operating occurrences (AOOs) rather than have been performed at 25, 150 and 300 °C on normal operation. By comparing results from nor- unirradiated cladding samples hydrided to 57, 285 mal operation under the PCI limit and the results and 570 ppm. The tests involved making nano- based on stress-strain situations relevant for the indents in both the matrix and hydride at each occurrence of PCI, the margin in terms of cladding tests temperature to evaluate the hardness (H) and stress can be determined. Young’s modulus (E). The results, to be presented The measurement have been performed in early at the November 2012 SCIP meeting, are expected autumn 2012 and presented and discussed at the to show the change of H and E as a function of November 2012 meeting. temperature. The success on the unirradiated samples will mean it is possible to proceed to perform tests on irradi- International Cooperation ated samples at high temperature. In combination with the fact that Studsvik has been granted per- The SCIP II program is a 5 years NEA/OECD Joint mission to perform tests on irradiated samples at Project run by Studsvik in which about 30 inter- LiU, nano-indentation tests on irradiated samples national organizations are participating. The inter- can now begin for the results to be presented at national members, mainly representing industry, the second year four SCIP meeting. authorities and research centers, are actively participating to the program with in-kind contribu- Subtask 3.5 Hydrogen and creep-relaxation tions and with the participation to the SCIP II meet- Hydrogen appears to affect creep-relaxation pro- ings twice a year. cesses in different ways if being present in solution or as precipitated hydrides. In addition to that, the precipitation of hydrides is known to facilitate the nucleation of dislocations in the vicinity of hydrides. That may in turn affect the behaviour of the creep- relaxation at the time of the hydride precipitation.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 127

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

Author und Co-author(s) H.P. Seifert, S. Ritter, H. Leber, M. Breimesser Institution Paul Scherrer Institut Address Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland Tel., E-mail, Internet address +41 (0)56 310 44 02, [email protected] www.psi.ch und http://lnm.web.psi.ch/ Duration of project January 1, 2012 to December 31, 2014

ABSTRACT minimum and maximum temperature. Reason- Within the SAFE project environmental effects able engineering TMF life predictions by the on rapid fracture, fatigue initiation and short- environmental factor approach of NUREG/ crack growth in low-alloy (LAS) and austenitic CR-6909 and adequate mean temperatures stainless steels (SS) as well as the stress cor- seem to be possible in high-temperature water. rosion cracking (SCC) behaviour of dissimilar 2. Mean stress: Preliminary test results indicate metal welds (DMW) under boiling (BWR) and that mean stress may have a tremendous ef- pressurised water reactor (PWR) conditions are fect on physical fatigue initiation life in high- evaluated. These practical investigations are temperature water in the fatigue endurance complemented by a more fundamental study limit range. The environmental reduction of on SCC initiation in Ni-base alloys and LAS. In fatigue life may be stronger than predicted by the first project year, the following interim re- the typical mean stress corrections in air. The sults were gained: effect of load ratio on the subsequent short Sub-project-I – Environmental effects on crack growth is moderate and similar to that in rapid fracture: A literature survey revealed air and for deep cracks. 3. Dissolved hydrogen some experimental evidence that the fracture (DH) content & pH: Within the investigated resistance of most structural materials might range, the environmental reduction of fatigue be degraded by reactor coolant effects in the initiation life increases with increasing DH and LWR operating regime, most probably due to decreasing pH whereas the effect of pH is more hydrogen. Hydrogen level reaches equilibrium pronounced. DH and pH have little effect on bulk concentrations of several ppm within a the environmental acceleration of the subse- few weeks or months at 300 °C, which is high quent short and long fatigue crack growth and enough to affect their mechanical properties. thus on the technical corrosion fatigue initia- Systematic investigations are lacking. Apart tion in the plant relevant range. from Ni-base alloys, it is unclear if the envi- Sub-project-III – SCC in DMW: The tests con- ronmental effects at the higher temperatures cerning the SCC crack growth perpendicular correspond to a real reduction of toughness, to the interface region between the Alloy 182 to very fast SCC crack growth or to testing weld metal and adjacent LAS revealed that un- artefacts in small-sized specimens. der highly oxidising BWR/NWC conditions, 3 Sub-project-II – Corrosion fatigue in aus- ppb of chloride are sufficient to induce fast

tenitic SS: 1. Thermo-mechanical fatigue SCC into the adjacent LAS steel at KI-levels ≥ (TMF): TMF tests showed the expected behav- 50 MPa∙m1/2 with crack growth rates in the iour based on the known dependencies from range of several cm per year! Similarly, 5 to isothermallow-cycle fatigue (LCF) experiments 10 ppb of chloride can result in fast SCC into

and no anomalies were revealed. The TMF life the adjacent LAS down to low KI-levels of 30 is between that of the isothermal LCF tests at MPa∙m1/2. In high-purity water, SCC crack

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 129 growth into the LAS heat-affected zone was ments in BWR environment is in preparation observed at ≥ 65 MPa∙m1/2, but this has to be and the thesis shall be started in 2013. For that verified with larger specimens. purpose a multiple specimen SCC initiation Sub-project-IV – SCC Initiation in Ni-base set-up with on-line crack initiation monitoring alloys and LAS: A PhD thesis proposal on the and a servo-pneumatic loading system was de- effect of hydrogen on SCC initiation and sub- signed and is currently fabricated. sequent short crack growth in Ni-alloy weld-

1. Introduction thus periodically inspected by non-destructive examination to detect defects before they reach a With regard to the new nuclear legislation and the critical size necessary for rapid fracture. [2–4] increased age of the Swiss nuclear power plant An accurate knowledge on the degradation of the fleet (27 to 43 years), the current focus of material- toughness and fracture properties of these mate- related regulatory safety research funded by the rials during service and of the system conditions Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSI) which may lead to EAC initiation and growth is is placed to the assessment and assurance of the thus evidently indispensable to ensure the safe integrity of the primary coolant circuit and contain- and economic long-term operation in this context. ment in the context of material ageing [1]. Reliable quantitative experimental data on these Pressure boundary components in the primary phenomena and a basic knowledge on the under- coolant circuit (PPBC) of light water reactors (LWR) lying mechanisms are essential to evaluate their are made of low-alloy (LAS) and stainless steels possible effects on structural integrity/safety and (SS) and are very critical components with regard lifetime of components, to identify critical compo- to safety and lifetime (with the reactor pressure nent locations/operating conditions and to define vessel (RPV) being the most critical one). Assurance and qualify possible mitigation, repair and mainte- of structural integrity of these components in the nance actions. context of material ageing is thus a key task in any ageing and lifetime management program. Dur- ing service, toughness and ductility of these ma- 2. Structure and Goals of the terials can decrease with time, due to irradiation SAFE Project induced embrittlement (RPV and reactor internals only), thermal ageing or potential environmental The SAFE project (2012–2014) aims to fill select- (hydrogen) effects. Under simultaneous effect of ed important knowledge gaps in the field of EAC the reactor coolant, thermo-mechanical opera- and environmental effects on fatigue and rapid tional loads and irradiation, cracks can initiate and fracture in safety-relevant PPBC [3]. It consists of grow by environmentally-assisted cracking (EAC) four sub-projects (Table 1) and deals with envi- and thermo-mechanical fatigue (TMF), which fi- ronmental effects on fracture and fatigue, stress nally could lead to a large leak or component fail- corrosion cracking (SCC) in dissimilar metal welds ure. A plenty of EAC cracking incidents occurred (DMW) and basic studies on SCC initiation in LWR in both boiling water (BWR) and pressurised water environments [3]. The technical background and reactors (PWR) in a wide range of stainless steel, the objectives of the individual sub-projects were nickel-base alloy, carbon and low-alloy steel PPBC discussed in detail in the SAFE project proposal in the last three decades. Critical components are [3]. SAFE also contributes to the maintenance of

Table 1: Sub-project Topic Share Topics of sub-projects of the SP-I Environmental effects on rapid fracture and tearing resistance 25% SAFE research program. Environmental effects on fatigue initiation & short crack growth in SP-II 30% stainless steels & Ni-alloys under PWR & BWR/HWC conditions 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%

130 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 an independent expertise and to the education of Figure 1: New electro-mechani- young specialists in this safety-critical field. Fur- cal loading system for thermore, the generated know-how is made avail- EPFM tests in high- able to ENSI for expertise work and on-call projects. temperature water.

3. Performed Work and Results

3.1. Sub-Project I – Environmental Effects on Rapid Fracture

Fracture toughness and tearing resistance are material properties, which not only depend on microstructure or loading conditions (e.g. strain rate or constraints) but are also strongly influenced by the environment in which the cracking occurs. Ex- cept for temperature and irradiation, the effect of state-of-the-art and help to identify knowledge environment on fracture behaviour of PPBC has gaps and the systems with highest safety concern. not been taken into account in the nuclear power Within the first project year the available literature industry. There is now growing experimental evi- was collected and a first screening performed. ENSI dence that the fracture resistance of most structur- was informed on the interim results at the semi- al materials might be degraded by reactor coolant annual project meeting [8]. A detailed analysis will (hydrogen) effects in the LWR operating regime follow. Furthermore, an upgrade of the loading [3–7]. Apart from Ni-base alloys, it is unclear if the system in one of our high-temperature water loops environmental effects at the higher temperatures with a higher load capacity of 100 kN (Figure 1) correspond to a real reduction of toughness or to and new data acquisition and control system was rather fast SCC crack growth, which appears as performed. The system is fully operating since sudden fracture, or if they are related to plastic June 2012 and is used for elastic-plastic fracture collapse because of violation of small scale yielding mechanics (EPFM) tests in high-temperature wa- conditions, loss of constraints and dK/da effects in ter and SCC tests with DMW specimens in high 1/2 small-sized specimens. KI-range of up to 100 MPa⋅m . Additionally, a Hydrogen pickup in structural materials in LWR successful application was made to the PSI Fellow occurs due to contact with hydrogen containing Program (EU-Cofund) [4]. The awarded Post-Doc reactor coolant (hydrogen from radiolysis and in- S. Roychowdhury from BARC (India) has experi- tentional additions) and corrosion reactions. The ence with SCC, environmental effects on fracture hydrogen level reaches equilibrium bulk concen- and high-temperature water loops and will work trations of several ppm within a few weeks or on this sub-project for the next two years. This will months at 300 °C, which is high enough to af- allow a more systematic and extended experimen- fect their mechanical properties [3–7]. Although tal study [4] than originally planed and is thus a big the hydrogen content in primary pressurised PWR asset for the whole project. water is significantly higher than in BWR coolants, similar or even higher concentrations of absorbed hydrogen occur in BWR components, especially 3.2. Sub-Project II – Environmental in crevices/cracks with aggressive occluded crevice Effects on Fatigue chemistry. This sub-project aims to establish the role of the The possibility of reactor coolant effects on fatigue environment and hydrogen on the fracture and of LWR structural materials is undisputed, but mechanical behaviour of LAS and SS in the LWR their adequate implementation in fatigue design temperature regime and identify critical combina- and evaluation procedures is still not satisfacto- tions of metallurgical, environmental and loading rily solved. This sub-project aims to contribute to conditions, which may result in significant environ- the experimental basis for such Code modifica- mental and hydrogen effects. A literature survey at tions and is a logical continuation of the work in the beginning of the project shall summarise the KORA-II [9]. The special emphasis in SAFE is placed

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 131 to unexplored plant-relevant aspects, which may always straight and normal to the stress axis in result in non-conservatism. high-temperature water. The corrosion fatigue During the report period, the focus was placed cracks appear to grow predominantly as Mode I to the completion of the experimental studies on tensile cracks normal to the stress axis, and small mean stress effects with sharply notched fracture shear cracks (Mode II) near to the surface were not mechanics specimens [9] and on the in-phase (IP) observed so far. and out-of-phase (OP) TMF behaviour with tubu- The fatigue fracture morphology of crack growth lar specimens [10]. These investigations showed into the material in air and high-temperature that mean stress may have a tremendous effect water did not differ significantly, which suggests on physical fatigue initiation life in high-temper- the same underlying crack growth process. Well- ature water in the fatigue endurance limit range. defined fatigue striations were clearly visible on The environmental reduction of fatigue life may most parts of the fatigue crack flanks in air and be stronger than predicted by the typical mean high-temperature water (Figure 2b). The width or stress corrections in air. The TMF tests showed the spacing of the striations was significantly larger in expected behaviour based on the known depen- high-temperature water under otherwise similar dencies from isothermal LCF experiments and no conditions and correlated fairly well with the mac- anomalies were revealed. The TMF life is between roscopic crack growth and its environmental accel- that of the isothermal low-cycle fatigue (LCF) tests eration under the given conditions. The presence at minimum and maximum temperature. Reason- of well-defined striations suggests that mechanical able engineering TMF life predictions by the en- factors are still dominant over dissolution effects vironmental factor approach of NUREG/CR-6909 (e.g., slip dissolution mechanism) in the cracking and adequate mean temperatures seem to be pos- process. sible in high-temperature water. Close to the inner wall, where the cracks initiated, Within a four months internship [11], a material the striations were hardly visible or the surface was science master student performed first metallo- even striation-free. This might be related to the and fracographical post-test evaluations of the longer oxidation period of the surface closer to the TMF tests with tubular specimens in air and high- crack initiation site, to crack closure effects or a dif- temperature water. These ongoing investigations ferent mechanism for physical crack initiation and will help to identify the mechanism and to bet- subsequent short crack growth. For both IP- and ter separate the environmental effects on physi- OP-TMF, the striation width becomes larger with cal initiation and on the subsequent short and increasing strain amplitudes and with increasing long crack growth as a function of applied strain distance from the inner wall, where the cracks initi- amplitude. Multiple crack initiation and propaga- ated, and thus with increasing local stress intensity tion at the inner wall of the gauge section of the amplitudes. IP-TMF crack growth rates are a factor tubular specimens was observed in LCF and TMF of 5 to 10 higher than OP-TMF rates. A similar dif- tests in high-temperature water and the individual ference is observed in isothermal corrosion fatigue cracks typically had a semi-elliptical shape (Figure (CF) crack growth rates at the minimum and maxi- 2a). In air, cracks initiated both on the outer and mum temperature in tests with fracture mechanics inner surface. The corrosion fatigue cracks were specimens. The number of cycles to physical crack

Figure 2: Multiple crack initiation (a) and fracture surface with clear striations form IP-TMF in hydrogenated high- temperature water.

132 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 -600 mV & pH = 6.9 Figure 3: -7 SHE T -8 10 700 10 pHT = 7 Effect of DH (a) and H2O da/dtH O N pH = 5.65 2 i 500 T 600 PWR, 2200 ppb DH, B/Li pH (b) on physical CF S = 1150 MPa a,LEFM HWC, 150 ppb DH initiation life and sub- ε ∼ 1 %, dε/dt ∼ 4E-2 %/s 500 400 a 304L, H sequent short CF crack

1/2 ∆ ∼ ⋅ [m/s] 400 R = 0.05, K 21.6 MPa m -9 [m/s] growth in hydrogena- 300 pH effect at -8 O 2 [-] ∆t = ∆t = 50 s 10 10 O R D the same DH 2 H [-] O 300 ted high-temperature H 2 O 2 i PSI HWC/PWR curve H 200 i H water. scatter band

N 200 long crack growth pHT N 5.7→ 7

100 da/dt 100 da/dt AISI 304 L -10 -9 0 10 0 10 -4 -3 -2 -1 10 100 1000 10 10 10 10 a) DH [ppb] b ) Notch strain rate de/dt [%/s]

initiation Ni (total cycle number minus striation 3.3. Sub-Project III – SCC in number) in percent of the total fatigue life time Dissimilar Metal Welds Nf5 (5% load drop, max. crack depth in the mm- range) increases with decreasing strain amplitude The recent SCC incidents in control rod drive mech- and is smaller for IP- than for OP-TMF. At small anisms and core shroud support welds in Japanese strain amplitudes ≤ 0.25%, the physical initiation BWRs represent a serious safety concern. In these life dominates the total lifetime, whereas at large highly constrained welds with very high residual strain amplitudes ≥ 0.5% it is mainly governed by stresses, the stress intensity factors of SCC cracks the crack growth. with crack-tips in the interface region between The dissolved hydrogen (DH) level varies in BWR/ the weld metal and adjacent low-alloy RPV steel HWC depending on the hydrogen injection rate can reach high values of up to 50–90 MPa⋅m1/2. and location in the reactor. In PWR, an increase or Under these conditions, the possibility of fast SCC decrease of the DH level is currently under consid- into the RPV in BWR/NWC environment cannot be eration for mitigation of SCC in Ni-base alloys (in excluded, in particular in high-sulphur RPV steels. particular for Alloy 182). Furthermore, the over- The goal of this sub-project is thus to characterise whelming part of lab investigations was performed the SCC crack growth perpendicular to the inter-

in neutral high-purity water without H3BO3 and face region between the Alloy 182 weld metal and LiOH addition. Therefore, the effect of DH and pH adjacent RPV steel in BWR environment in the high on the physical fatigue crack initiation and sub- KI region and to quantify the thresholds for KI and sequent short crack growth was evaluated by a chloride content for fast SCC crack growth into limited amount of screening tests. the RPV steel. This project is performed in collabo- Within the investigated range, the environmental ration with the Tohoku University and JNES. During reduction of CF initiation life increases with increas- the first project year, three tests with a chloride

ing DH (a factor of < 2 in life increase over a DH concentration of 10 ppb at low KI-values from 15 variation of 2 decades) and decreasing pH (a factor to 20 MPa⋅m1/2 were performed with DMW and of 4 to 5 in life increase by a pHT increase form 5.7 homogeneous LAS specimens, which indicate a to 7 for a given DH or ECP) as shown on Figures 3a threshold in this region. This threshold is currently and 3b. The effect of pH is thus more pronounced, verified by a further test at 50 ppb of chloride. whereas the effect of DH is in the range of typical The current status is summarised in Figure 4 [9] material scatter and heat to heat variations. High- and contains also similar results of TEPCO for com- purity water experiments at a realistic DH are con- parison reasons [12]. Under highly oxidising BWR/ servative for PWR conditions with regard to the NWC conditions, 3 ppb of chloride are sufficient physical CF initiation life. DH and pH have little ef- to induce fast SCC into the adjacent low-alloy RPV 1/2 fect on the environmental acceleration of the sub- steel at KI-levels ≥ 50 MPa⋅m with crack growth sequent short (Figures 3a and 3b)and long CF crack rates in the range of several cm per year! Similarly, growth. Since the technical CF initiation life is usu- 5 to 10 ppb of chloride can result in fast SCC into ally governed by the environmental acceleration of the adjacent RPV steel down to low KI-levels of 30 short fatigue crack growth (as shown in KORA-II, MPa⋅m1/2. In high-purity water, SCC crack growth

[9]), little effect of DH and pH on the technical CF into the RPV HAZ was observed at KI-levels ≥ 65 to initiation life is thus expected in the plant relevant 70 MPa⋅m1/2 with crack growth rates in the range range. DH and pH effects are thus not further in- of 3 mm per year, but these results have to be vestigated within the SAFE project verified by additional tests with larger specimens.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 133 Figure 4: -7 a) Critical conditions 10 ] 70 SCC into LAS > SSY for fast SCC into the 1/2 high S SCC into LAS (lit. data [12]) -8 ≥ 5 ppb adjacent RPV steel in ·m 60 Arrest at FL or in LAS HAZ 10 Arrest at FL or in LAS HAZ (lit. data [12]) BWR/NWC environment 50 & Homegeneous LAS specimens

MPa -9 in DMWs. b) Effect of [ 10 3 ppb 40 Sustained SCC growth into LAS [m/s] chloride content on < 1 ppb SCC -10 10 SCC growth rate in 30 low-alloy RPV steels. Exact thresholds to be determined! da/dt -11 20 10

at fusion line BWR/NWC I 10 BWR/NWC, T = 274 or 288 °C, -12

K 10 Alloy 182-LAS DMW, 0.5 and 1T C(T) 0 20 40 60 80 100 0 1/2 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 b ) K [MPa�m ] a) Chloride concentration [ppb] I

Based on our previous investigations with homog- consortium involving ENSI, PSI, ALSTOM, EMPA enous LAS specimens, a significantly higher chlo- and SVTI is member of the international PARENT ride tolerance might be expected for low ECPs. The program, which is dealing with the assessment mitigation effect of HWC will therefore be investi- and quantification of established and new emerg- 1/2 gated for the high KI-range ≥ 60 MPa⋅m . A pre- ing NDE techniques to detect and assess flaws in liminary experiment under primary PWR conditions DMW. Close thematic links exist to the ENSI project indicates that a SCC crack might grow into the NORA (SCC mitigation by NobleChemTM) and to

heat-affected zone of the RPV steel in this high KI- the swissnuclear project PLiM (thermal fatigue in range in chloride-free environment, although with air). ENSI and the Swiss utilities are periodically in- a lower growth rate in the range of 1 mm/year. formed on the actual project status during the annual project status and semi-annual project meetings. A workshop on Nuclear Materials covering 3.4. Sub-Project IV – Basic Studies material ageing topics with 28 PhDs and Post-Docs on SCC Initiation in the frame of the EPFL Doctoral School was co- organised. Within this sub-project, the effects of chloride on SCC initiation of LAS [13] and of the hydrogen level on the SCC initiation and subsequent short-crack 5. International Collaborations growth in Alloy 182 weldments under BWR conditions are investigated [3]. The later will be performed As active members of the International Co-opera- as a PhD thesis, which shall start in May 2013. tive Group on Environmentally-Assisted Cracking Within the report period, the special emphasis was of Water Reactor Structural Materials (ICG-EAC, placed to the design of a multiple specimen SCC http://www.icg-eac.info/) and of the European initiation set-up with on-line crack initiation moni- Co-operative Group on Corrosion Monitoring of toring. Up to 8 specimens can be simultaneously Nuclear Materials (ECG-COMON, http://www. tested with a servo-pneumatic bellows loading ecg-comon.org/) as well as of the Working Party system. The design is finished and the fabrication 4 (Nuclear Corrosion) of the European Federation is currently running and the system should being of Corrosion (EFC, http://www.efcweb.org/) we fully operational around May 2013. are staying in very close contact with the interna- Furthermore, the PhD thesis work on the detec- tional scientific and industrial community in this tion of SCC initiation by electrochemical noise was field. Our own research activities are discussed and terminated in March 2012 and M. Breimesser suc- co-ordinated within these groups. In 2012 S. Ritter cessfully passed his PhD examination with distinc- was elected and appointed as Scientific Secretary tion in September 2012 [14]. of the ICG-EAC group. PSI is also member of the newly formed NUGENIA association (http://www.nugenia.org/) and ETSON 4. National Collaborations network (http://www.eurosafe-forum.org/formation-european-tso-network), where the safe long- The collaboration and technology transfer on the term operation in the context of material ageing national level directly takes place in the Swiss nu- will be an important topic. NUGENIA is the Euro- clear community and in the ETH domain. A Swiss pean association dedicated to R & D of nuclear fis-

134 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 sion technologies with a focus on Generation II & 6.2 Perspectives for 2013 III nuclear plants. The formerly Network for Excel- lence for Nuclear Plant Life Prediction (NULIFE) was Major milestones for the next year are the start integrated in NUGENIA. ETSON is the network of of the new PhD thesis with first experiments in European technical safety organisations (TSO). Fur- the multiple specimen SCC initiation set-up and thermore, our activities shall also be implemented of the Post-Doc work with first EPFM tests in high- as in-kind contributions to the new International temperature water and a report on the literature Forum on Reactor Ageing Management (IFRAM, survey [4]. Studies of the mean stress effects in http://ifram.pnnl.gov/default.asp). stress-controlled isothermal LCF tests with tubular In the field of SCC of DMWs and chloride effects specimens and of load sequence effects in load- on SCC in LAS, there is a collaboration between controlled experiments with sharply notched speci- PSI and the renowned Fracture and Reliability Re- mens are the major focus in the field of corrosion search Institute of the Tohoku University in Sendai/ fatigue. In the field of SCC in DMW, the special Japan, which was extended in 2010 by the partici- emphasis will be placed on the crack growth be- pation of PSI in a large Japanese research program haviour in the high KI-range with large fracture on that topic under the auspice of the Japan Nucle- mechanics specimens. ar Energy Safety Organization (JNES). This project is significantly retarded because of Fukushima. Within a small collaboration with the Electric Pow- 7. Publications er Research Institute (EPRI) in the USA, we are supporting as reviewers and consultants the revision Publications in Scientific Journals and Books of the BWRVIP-60 SCC disposition lines and the H.P. Seifert, S. Ritter, and H.J. Leber, «Corrosion development of a BWR Codes Case for LAS, which Fatigue Crack Growth Behaviour of Austen- is related to Section XI of the ASME BPV Code. itic Stainless Steels under Light Water Reactor The underlying basic document for revision of Conditions», Corrosion Science, 2012, 55, pp. BWRVIP-60 was prepared with substantial support 61–75. from PSI and is largely based on PSI‘s work in this M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, T. Suter, field. The revised draft report is currently still under S. Virtanen, «Application of the Electrochemical the final review process. PSI is also following and Microcapillary Technique to Study Intergranular contributing to the new Environmental Assisted Stress Corrosion Cracking of Austenitic Stainless Fatigue Expert Panel of EPRI [15, 16]. Steel on the Micrometre Scale», Corrosion Sci- ence, 2012, 55, pp. 126–132. H.P. Seifert, S. Ritter, and H.J. Leber, «Corrosion 6. Assessment of 2012 and Fatigue Initiation and Short Crack Growth Be- Perspectives for 2013 haviour of Austenitic Stainless Steels under Light Water Reactor Conditions», Corrosion Science, 6.1 Assessment of 2012 2012, 59, pp. 20–34. S. Ritter, F. Huet, and R.A. Cottis, «Guideline for The overwhelming part of the project goals and an Assessment of Electrochemical Noise Mea- milestones for the first project year [3] has been surement Devices», Materials and Corrosion, achieved and the project is on track. 18 project- 2012, 63(4), pp. 297–302. related publications were generated in 2012 and M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, T. Suter, S. the PhD thesis of M. Breimesser was successfully Virtanen, «Application of Electrochemical Noise terminated. The project generates results, which to Monitor Stress Corrosion Cracking of Stain- are of direct and practical use for the regulatory less Steel in Tetrathionate Solution under Con- work and its integration in several international stant Load», Corrosion Science, 2012, 63, pp. programs further amplifies the benefit for ENSI. 129–139. S. Ritter, D.A. Horner, R.W. Bosch, «Corrosion Monitoring Techniques for Detection of Crack Initiation under Simulated Light Water Reactor Conditions», Corrosion Engineering, Science and Technology, 2012, 47, pp. 251–264.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 135 S. Ritter, H.P. Seifert, «Influence of Reference S. Ritter, H.P. Seifert, «Effect of Chloride on EAC Electrode Distance and Hydrogen Content on Initiation and Subsequent Crack Growth of Low- the Electrochemical Potential Noise during SCC Alloy Steel in Simulated BWR Environment», in: in High-Purity, High-Temperature Water», Cor- Annual Meeting of the ICG-EAC 2012, (CD- rosion Engineering Science and Technology, ROM), Quebec City, Canada, May 13–18, 2012. 2012 (DOI: 10.1179/1743278212Y.000000006 M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, «Compari- 1). son of Micro- and Macroscopic EN Measure- S. Ritter, H.P. Seifert, «Detection of SCC Initiation ments to Detect IG SCC in Austenitic Stainless in Austenitic Stainless Steel by Electrochemical Steel: Final Results», in: Annual Meeting of the Noise Measurements», Materials and Corrosion, ECG-COMON, WG1-3 (CD-ROM), Petten, The 2012 (DOI: 10.1002/maco.201206700). Netherlands, June 18-19, 2012. H.J. Leber, S. Ritter, H.P. Seifert, «Thermo-Me- chanical and Isothermal Low-Cycle Fatigue Be- Reports havior of 316L Stainless Steel in High-Temper- H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, «Environmen- ature Water and Air», Corrosion, Special Issue tally-Assisted Cracking in Austenitic Light Wa- «Research Topical Symposia – Corrosion Degra- ter Reactor Structural Materials - Final Report of dation in Nuclear Power Reactors», 2012 (sub- the KORA-II Project», PSI Report No. 12-02, Paul mitted). Scherrer Institute, Villigen, Switzerland, June H.P. Seifert, J. Hickling, D. Lister, «5.06 – Corro- 2012. sion and Environmentally-Assisted Cracking of R.W. Bosch, S. Ritter et al., «White Paper on Carbon and Low-Alloy Steels», in: Comprehen- Crack Initiation of Structural Materials in LWRs», sive Nuclear Materials, Editor: R.J.M. Konings, NULIFE (10) 33, February 2012. Elsevier: Oxford, UK, ISBN: 978-0-08-056033-5, pp. 105-142, 2012. M. Breimesser, «Microelectrochemical Approach 8. References Towards the Analysis of Electrochemical Noise Signals Related to Intergranular Stress Corrosion [1] Strategiepapier «Regulatorische Sicherheits- Cracking of Austenitic Stainless Steel», Disser- forschung der HSK», HSK-AN-6536, 2008. tation, Friedrich-Alexander University Erlangen- [2] H.P. Seifert, «Research in the Field of Plant Nürnberg, Erlangen, Germany, 2012. Lifetime Management of Primary Pres- sure Boundary Components of LWR», PSI- Conference Proceedings AN-43-06-02, February 26, 2006. S. Ritter, H.P. Seifert, «Influence of Reference [3] H.P. Seifert, H.J. Leber and S. Ritter, «Pro- Electrode Distance on the Electrochemical Po- jektantrag SAFE zu Handen des ENSI», PSI- tential Noise During SCC in High-Purity, High- AN-46-11-09, November 2011. Temperature Water», in: EUROCORR 2012, EFC, [4] S. Roychowdhury, H.P. Seifert, «Environmen- Paper No. 1309 (CD-ROM), Istanbul, Turkey, tal Effects on Fracture and Tearing Resistance September 9–13, 2012. of LWR Structural Materials», Project Propos- M. Breimesser, S. Ritter, H.P. Seifert, T. Suter, S. al to PSI Fellow Program 2012, August 2012. Virtanen, «Comparison of Micro- and Macro- [5] PL Andresen, Emerging issues and funda- scopic Electrochemical Noise Measurements mental processes in environmental cracking During SCC of Austenitic Stainless Steel», in: in hot water, Corrosion,64 (2008) 439–464. 10th Symp. on Electrochemical Methods in Cor- [6] BWRVIP-167NP, Revision 2, BWR Vessel and rosion Research, Maragogi, AL, Brazil, November Internals Project: Boiling Water Reactor Issue 18–23, 2012. Management Tables. EPRI, Palo Alto, CA: H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, «Effect of Load 2010. 1020995. Ratio («Mean Stress») on Corrosion Fatigue [7] EPRI Workshop on Environmental Effects on Initiation & Short Crack Growth from Sharply Fracture Behaviour, December 2 and 3, 2010, Notched Specimens in Austenitic SS under BWR/ Tampa, FL, USA. HWC Conditions», in: Annual Meeting of the [8] H.P. Seifert, S. Roychowdhury, «Umgebung- ICG-EAC 2012, (CD-ROM), Quebec City, Cana- seinfluss auf Bruchzähigkeit & Risswider- da, May 13–18, 2012. stand», Handout, ENSI-PSI Halbjahresprojek- tpräsentation 2012, 18.9.2012, OHSA/B17.

136 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 [9] H.P. Seifert, S. Ritter, H.J. Leber, «Environ- mentally-Assisted Cracking in Austenitic Light Water Reactor Structural Materials – Fi- nal Report of the KORA-II Project», PSI Report No. 12-02, Paul Scherrer Institute, Villigen, Switzerland, June 2012. [10] H.J. Leber, S. Ritter, H.P. Seifert, «Thermo-Me- chanical and Isothermal Low-Cycle Fatigue Behavior of 316L Stainless Steel in High-Tem- perature Water and Air», Corrosion, Special Issue «Research Topical Symposia – Corro- sion Degradation in Nuclear Power Reactors», 2012 (submitted). [11] M. Schachermayer, «Charakterisierung der Korrosionsermüdungsrisse in thermo-mechanisch ermüdeten Hohlproben aus TP316L unter Umgebungsbedingungen», PSI- TM-46-12-05, September 2012. [12] K. Kumagai et al., «Effects of K and anion impurity concentration on crack growth kinetics near alloy 182/A533B weld overlay boundaries in BWRs», in 14th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Systems – Water Re- actors, NACE/TMS/ANS, Virginia Beach, Vir- ginia, USA, August 23-27, 2009. [13] S. Ritter, H.P. Seifert, «Environmentally-assisted crack initiation behaviour of low-alloy steel in simulated BWR environment – effect of chloride», 18th International Corrosion Congress 2011 Paper 429, Perth, Australien, 20.–24. November 2011. [14] M. Breimesser, «Microelectrochemical Ap- proach Towards the Analysis of Electrochem- ical Noise Signals Related to Intergranular Stress Corrosion Cracking of Austenitic Stain- less Steel», Dissertation, Friedrich-Alexander University Erlangen-Nürnberg, Germany, 2012. [15] Environmentally Assisted Fatigue Gap Analy- sis 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 2012 137

NORA Noble Metal Deposition Behaviour in Boiling Water Reactors

Author und Co-author(s) S. Ritter, P.V. Grundler, A. Ramar, I. Günther-Leopold, N. Kivel, S. Abolhassani-Dadras Institution Paul Scherrer Institut Address Paul Scherrer Institut, 5232 Villigen-PSI, Switzerland Tel., E-mail, Internet address +41 (0)56 310 2983, [email protected] www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/ Duration of project January 1, 2010 to June 30, 2013

ABSTRACT and H2 concentrations are measured in-situ. On-line NobleChemTM (OLNC) is a technology To study the Pt deposition behaviour and to developed by General Electric-Hitachi (GE-H) assess the effectiveness of the OLNC technol- to mitigate stress corrosion cracking (SCC) in ogy under real plant conditions, specimens are reactor internals and recirculation pipes of boil- also exposed at two locations in the nuclear ing water reactors (BWRs) without the nega- power plant Leibstadt (KKL). Scanning and tive side-effects of the classical hydrogen water transmission electron microscopy techniques chemistry. For a more efficient reduction of are used to characterise the Pt distribution on the electrochemical corrosion potential (ECP) the oxide layer of the specimens. Additionally

noble metal compounds (e.g., Na2Pt(OH)6) the specimens are analysed by Laser Ablation- are injected into the feed water during power Inductively Coupled Plasma-Mass Spectrom- operation. The Pt is claimed to deposit as very etry (LA-ICP-MS) to quantify the Pt concentra- fine metallic particles on all water-wetted sur- tion on the specimens/oxide layers. faces and to stay electrocatalytic over long During the third project year a systematic test periods. series has been performed in the experimental For the validation of this mitigation technique facilities at PSI and the non-destructive tech- the research project NORA has been started nique has been further developed. Specimens at PSI with two main objectives: (i) to gain from the loop tests as well as from KKL have phenomenological insights and a better basic been analysed by microscopy and/or analyti- understanding of the Pt distribution and depo- cal chemistry. So far the PSI tests revealed a sition behaviour in BWRs and (ii) to develop and more effective Pt deposition behaviour, result- qualify a non-destructive technique to charac- ing in smaller Pt particles with a homogeneous terise the size and distribution of the Pt par- distribution, by injecting Pt at a low rate over ticles and their local concentration on reactor extended periods under reducing environmen- components. Systematic tests are performed in tal conditions (low ECP). A longer pre-oxida- a sophisticated high-temperature water loop, tion phase of the specimens seems to increase in which specimens can be exposed to simu- Pt concentration on the specimen surface. Fur- lated BWR water. During the tests Pt solution thermore, the high resolution imaging of single is injected into the loop and Pt is deposited Pt particles provided data about the nature of on the specimens. The ECP of the specimens the Pt particles and their chemical state.

and other parameters such as dissolved O2

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 139 1. Introduction tions with stoichiometric excess of H2 and a sufficient Pt coverage of the surface are able to lower

BWRs are operated with neutral high-purity water. the ECPs to < -450 mVSHE with a low feed water

Because of the radiolysis of the reactor coolant in H2 content with minimal negative impact on BWR

the core and the limited volatility of H2O2, the water plant operation.

contains a stoichiometric excess of O2 and H2O2 OLNC was first applied in 2005 in nuclear power

over H2. Therefore, under normal water chemis- plant Mühleberg (KKM). Meanwhile nuclear try (NWC) conditions, the reactor water is highly power plant Leibstadt (KKL) and 14 further BWR oxidising; this is reflected by the high ECPs of the plants worldwide [9] employ OLNC. It is expected

structural materials from +100 to +250 mVSHE. This that the number of nuclear power plants apply- oxidising environment has caused numerous corro- ing OLNC will significantly increase because of the sion problems in BWR plants. Intergranular SCC in advantages of this technology. corrosion-resistant stainless steel and nickel-base To achieve new phenomenological insights and alloy components of the primary circuit led to tre- a better basic understanding of the Pt distribu- mendous capacity losses in BWR plants worldwide tion and deposition behaviour in BWRs the NORA during the last three decades and in some cases research project (see [10]) has been started at PSI. even challenged the integrity of the primary coolant circuit [1]. From early laboratory studies it was clear that the SCC susceptibility and growth rates 2. Structure and goals of the can be relevantly reduced by lowering the ECP NORA project

of these steels, e.g., by the injection of H2 into the feed water (hydrogen water chemistry, HWC), For the validation of the OLNC technology the cur-

which recombines with O2 and H2O2 to H2O [2, rent project should deliver important input. There- 3]. This method was first introduced in the early fore, the two main objectives of this project are to eighties [4]. gain phenomenological insights and a better basic To overcome several disadvantages of the classical understanding of the Pt distribution and deposi-

HWC (e.g., high feed water H2 contents respon- tion behaviour in BWRs, as well as the develop- sible for increase of the main steam line dose rates), ment and qualification of a non-destructive tech- the OLNC technology has been developed by GE-H nique to characterise the size and distribution [5]. In this method, very dilute noble metal com- of the Pt particles and its local concentration on

pounds (as Na2Pt(OH)6), are injected into the feed reactor components. Furthermore, available plant water where they quickly decompose. Very fine data from OLNC applications in KKM and KKL are noble metal particles are formed and are able to collected, evaluated and also used as input to the deposit on the water-wetted surfaces of the dif- current research work. The technical background ferent structural materials [6]. The noble metals and the objectives of the project are described in very efficiently electrocatalyse the recombination more detail in the NORA project proposal [11].

of H2 with O2 and H2O2 by providing surface sites, The project is performed as a joint programme

on which the H2 and O2 can dissociatively adsorb of ENSI, PSI and the Swiss utilities KKL and KKM. and readily undergo electron exchange reactions The project consists of two sub-projects (Table 1):

[7]. Because the consumption of O2 (and H2O2) experimental (sub-project 1) and analytical work by the Pt particles on the steel surface is much (sub-project 2), which are covered by two very

faster than the diffusion of O2 through the stag- closely interacting Post-Docs. The Post-Docs are nant boundary layer [3, 6, 7] the surface oxidant supported by scientific specialists and technical concentration is reduced to virtually zero if a near- staff from the Laboratory for Nuclear Materials

stoichiometric concentration of H2 is available (H2/ (LNM) and Hot Laboratory Division (AHL) at PSI

O2 molar ratio of 2) [8]. With OLNC all BWR loca- (Component Safety (BTS), Isotope and Elemen-

Table 1: Sub-project Subject Share Subjects and share of the two sub-projects Experimental evaluation of the Pt deposition behaviour under simulated Approx. SP 1 of NORA. BWR conditions and in a BWR 50% Development of a non-destructive characterisation method for Pt deposits Approx. SP 2 on reactor components and chemical/microscopic analytics 50%

140 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 tal Analysis (IEA) and Nuclear Fuels (NF) groups). geous, as the smaller particle size allows covering NORA is planned as a 3.5 years project. KKL and more homogenously a surface with the same total KKM provide relevant in-kind contributions (e.g., amount of Pt and also smaller particles are more by granting access to information and the possibil- likely to be able to diffuse into existing cracks. In ity to expose specimens in KKL’s mitigation moni- this context the influence of several parameters on toring system and reactor water sample line). the Pt particle size distribution and surface load- The focus of the third project year was to study ing has been investigated by systematic testing in the effect of several parameters on the Pt deposi- the high-temperature water loop. In the current tion behaviour (e.g., Pt injection rate, environment report the effect of environment, Pt injection rate or pre-oxidation state) by performing experiments and surface condition of the specimen are briefly at PSI (seven tests), the development of a non- presented. The morphology of single Pt particles is destructive technique and measurement of the Pt also shown from two examples. concentration on specimens exposed at KKL. Addi- tionally a detailed characterisation of single Pt particles could be performed by high-resolution TEM 3.1. Material and specimens and electron tomography at the Centre for Electron Nanoscopy at the Technical University of Denmark For the investigations a type 304L stainless steel (DTU). A major revision of the high-temperature (UNS S30403) from a pipe from a nuclear power water loop at PSI has also been conducted. In the plant was chosen. Coupons (13 x 10 x 4 mm) with following chapter only some selected results from a defined surface roughness (Ra ≈ 0.4 μm) were the high-temperature water loop are described used for the experiments. The specimens were and some high resolution micrographs of single Pt either pre-oxidised (PO) for about 310 h in HWC particles are shown. environment or used in the «as received» (AR) state (see [10] for more details).

3. Results 3.2. Experimental procedure There are several aspects which may influence the Pt distribution and deposition behaviour on The Pt deposition tests were performed in a the water-wetted steel surfaces in a BWR. For an sophisticated high-temperature water loop with a assessment of the efficiency of the OLNC tech- 1 l stainless steel autoclave (Figure 1). During the nique with respect to SCC mitigation it can be experiments all environmental parameters at inlet stated that, beside a sufficient Pt concentration and outlet (dissolved oxygen (DO), dissolved hydro- on the steel surface, smaller particles are advanta- gen (DH), κ, T, p, flow rate, etc.) were recorded

Figure 1: Subjects and share of Schematic of the high- temperature water loop facility.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 141 Table 2: Experiment duration [h] 430–530 Subjects and share of the two sub-projects Pressure [bar] 90 of NORA. Temperatureautoclave [°C] 280

Mass flow rateinlet water [kg/h] 10 Water chemistry Inlet Outlet Molar ratio (DH/DO) 1.3–34 – DH [ppb] 40–80 0–75 DO [ppb] 40–500 0–200 Conductivity [µS/cm] 0.06 0.07–0.10 Pt conc. of solution [ppb] 100 Pt injection period [h] 40–259 Pt injection rate [µg/h] 0.2–12.1 Nom. Pt conc. in water [ppt] 23–1208 Total Pt injected [µg] 46–692

continuously. Four coupon specimens (two PO and 3.3. Analytical techniques two in AR state) were exposed to the high-temperature water in the autoclave, whereas one of The microstructural investigations were performed them (AR state) was electrically connected with a using a Zeiss scanning electron microscope (SEM) wire for ECP measurement. The ECP of this speci- equipped with a field emission gun and X-ray men, of the autoclave and the redox potential (Pt energy dispersive spectrometer (EDS) from EDAX

sheet) were measured vs. a Cu/Cu2O ZrO2-mem- for chemical analyses. For the high-resolution TEM brane reference electrode. BWR conditions were and electron tomography imaging a FEI Titan 300 simulated with high-purity water at a tempera- kV instrument has been used. ture of 280 °C and a pressure of 90 bar. For HWC The Pt concentration on the surface of all speci-

conditions, a mixture of H2 and O2 was adjusted mens was measured by Laser Ablation-Inductively

(a molar ratio of H2/O2 of about 4). In two cases Coupled Plasma-Mass Spectrometry (LA-ICP-MS).

excess H2 or excess O2 has been applied. The Pt Front and back side of the specimens were ablated

compound (Na2Pt(OH)6) was injected through ion- using a UV laser ablation system, coupled to a sec- chromatography tubing into the inlet water stream torfield ICP-MS instrument (Element 2, Thermo by an Eldex high-pressure dosing pump after one Fisher Scientific, Bremen, Germany). The laser week of pre-oxidation («t = 0»). Several tests with system is a quadrupled Nd:YAG laser delivering a different Pt injection rates and at a fixed Pt injec- beam of 266 nm wavelength [12]. The Pt standards tion rate but in two different environments (oxidis- used for the calculation of the Pt concentration on ing vs. reducing) have been conducted. Three days the surface of the specimens are homogenous thin after the Pt injection ended, the experiments were films of Pt with a layer thickness of 0.14 and 1.4 shut-down. A summary of the major test para- nm on stainless steel substrate. The layer thickness meters can be seen in Table 2. corresponds to 0.3 and 3 µg/cm2.

Table 3: Pt concentration (normalised) [µg/cm2] Average Pt concentration on the surface of AR PO specimens from several Test 1 (reducing) 0.454 ±0.07 0.560 ±0.08 tests, determined by LA-ICP-MS, normalised Test 2 (oxidising) 0.423 ±0.05 0.547 ±0.01 to 660 µg of injected Test 3 (2.1 µg/h) 0.215 ±0.04 0.292 ±0.03 Pt. Test 4 (3.9 µg/h) 0.226 ±0.04 0.319 ±0.05 Test 5 (12.1 µg/h) 0.225 ±0.05 0.323 ±0.07

142 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 2: Pt particle size distribution from Tests 1 (left) and 2 (right) for AR and PO specimens.

3.4. Effect of environment on the enous distribution, whereas the oxidising environ- Pt deposition behaviour ment leads to larger Pt particles and inhomogeneous distribution. The Pt concentrations from two tests in reducing (Test 1) and oxidising (Test 2) environments are compared in Table 3. The Pt concentration was 3.5. Effect of Pt injection rate on found to be relatively homogenous over the 120 the Pt deposition behaviour measurement points across the front and back side of each specimen. The Pt loading presented in To study the effect of Pt injection rate several tests Table 3 is normalised for a total Pt injection of 660 with different Pt injection rates but otherwise com- µg, which is taken from PSI’s standard reference parable parameters have been performed. From test [13]. For a better comparability of the Pt load- the data displayed in Figure 3, it is easy to observe ing results the normalising was necessary, as there that the increase in Pt injection rate is paralleled is a small but relevant difference in total amount of by an increase in average particle size. This can Pt injected during both tests. be explained by the fact that at a lower injection The Pt loading of the specimens from both tests rate the Pt concentration in the high-temperature are in the same range, whereas the AR specimens water is lower thus preventing the particles from show lower Pt concentrations than the PO ones. growing too much by agglomeration after the This might be explained by the higher density of nucleation phase [15]. Above a Pt injection rate bigger oxide crystals and thus rougher and larger of about 4 µg/h the average particle size seems surface of the PO specimens offering more «traps» to remain constant at around 16 nm, whereas a for the Pt particles to be attached to the surface. minimum size of about 2 nm was observed at the Looking at the Pt particle distribution, a more lowest investigated rates. The average surface Pt homogeneous distribution is observed under concentration is not affected by the injection rate reducing conditions, both on AR and PO speci- if the total amount of injected Pt is the same (Table mens. Figure 2 shows the Pt particle size distribu- 3). Changing the environment to more oxidising or tion of AR and PO specimens from both tests. The reducing conditions can shift the Pt particle size to particle sizes were calculated using SEM pictures higher or lower values, respectively (Figure 3). and ImageJ software [14] by thresholding the Figure 3: matrix background and by increasing the contrast Average Pt particle of the particles. A clear difference in the particle sizes from tests with different Pt injection size distribution can be seen comparing both tests. rates. The average Pt particle size from both, AR and PO specimens, was found to be around 9 ± 4 nm in Test 1 and 30 ± 6 nm in Test 2.

Therefore, it seems that the O2 and H2 contents in the feed water have a strong influence on the Pt particle size and its distribution, but not on the total Pt surface concentration. The reducing environment leads to finer Pt particles and homog-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 143 3.6. Microstructure of single tration on the specimen surface. High resolution Pt particles micrographs of single Pt particles revealed that they consist of pure Pt without any oxides or inclu- Figure 4a shows a high resolution TEM image of a sions. Under reducing conditions the Pt particles Pt particle taken from a specimen of Test 1 (reduc- have a faceted structure with sharp edges which ing environment) by replica technique [10]. The is favourable for their catalytic properties, com- atomic structure of the Pt particle can be resolved pared to larger, rounded ones in case of oxidising in this picture, showing a faceted structure with environment. an orientation of the planes in [111] direction. Lattice twins are observed in between the facets and all twins belong to the same family of planes. 4. National collaborations The particle seems to have an octahedron shape with sharp corners, which results in good catalytic The collaboration and technology transfer on the properties [16]. In Figure4b a 3D electron tomog- national level takes place within the Swiss nucle- raphy image of a rather large Pt cluster from Test 2 ar community. The NORA project consists of a (oxidising environment) can be seen. High resolu- consortium formed by the Swiss Federal Nuclear tion TEM imaging revealed that the cluster consists Safety Inspectorate ENSI, the nuclear power of small, round Pt particles grown together. In all plants KKM and KKL and two laboratories (Lab cases the Pt particles were of pure Pt in nature for Nuclear Materials and Hot Lab Division) at without any oxides or inclusions (not shown here). PSI. The ENSI and all Swiss utilities are periodically informed on the actual project status during the annual ENSI-PSI project presentations. Additional- 3.7 Summary ly, semi-annual project steering committee meetings are held where ENSI, KKM, KKL and PSI are In a sophisticated high-temperature water loop represented. Close collaboration exists also with facility at PSI a systematic test series has been per- the SAFE project. formed investigating the Pt deposition behaviour under simulated BWR conditions. Taken together all observations from the ECP measurements, 5. International collaborations SEM and LA-ICP-MS analyses, these tests show that a more effective Pt deposition, resulting in The involved groups and scientists at PSI are very homogeneous deposition of very small Pt parti- well integrated in international research projects, cles and therefore better protection against SCC, networks and communities [e.g., International could be achieved using a low Pt injection rate Co-operative Group on Environmentally-Assisted over extended periods of time in a reducing high- Cracking of Water Reactor Structural Materi- temperature water environment. Pre-oxidation of als (ICG-EAC, http://www.icg-eac.info/, S. Ritter the specimens seems to increase the Pt concen- is acting as Scientific Secretary here), European

Figure 4: a) High resolution TEM dark field image of a Pt particle from Test 1. b) 3D electron tomography image of a Pt particle cluster from Test 2.

144 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Co-operative Group on Corrosion Monitoring of from PSI and KKL will be completed. Some screen- Nuclear Materials (ECG-COMON, http://www.ecg- ing tests with a simulated fuel cladding and with comon.org/), Working Party 4 (Nuclear Corrosion) a cracked specimen will be performed. All results of the European Federation of Corrosion (EFC, will be summarised in the final project report http://www.efcweb.org/)], etc. Our research activi- and in several journal and conference papers, as ties are presented and/or discussed within these well as in the framework of a half-day seminar. groups. PSI also participates as a member in the Furthermore, the work on the development of NUGENIA association (http://www.nugenia.org/) the non-destructive technique will be finalised and the Component Safety Group is in close con- by a quality assessment. The project can proceed tact with GE Global Research Centre concerning as planed and described in the NORA project the research on NobleChemTM. Additionally, coop- proposal [11] and as discussed and agreed with eration with the BWR Vessel and Internals Project the ENSI in the semi-annual project steering com- of the Electric Power Research Institute (EPRI) was mittee meetings. established in 2011. PSI will provide KKL OLNC plant data for EPRI, which they will use for the modelling of noble metal deposition in BWRs. 7. Publications

A. Ramar, P.V. Grundler, V. Karastoyanov, I. Gün- 6. Assessment of 2012 and per- ther-Leopold, S. Abolhassani-Dadras, N. Kivel, spectives for 2013 and S. Ritter, «Effect of Pt Injection Rate on Cor- rosion Potential and Pt Distribution on Stainless 6.1. Assessment of 2012 Steel under Simulated Boiling Water Reactor Conditions», Corrosion Engineering Science and The major part of the project goals and milestones Technology, 2012, 47(7), pp. 489–497. for the third project year has been achieved. A sys- A. Ramar, P.V. Grundler, V. Karastoyanov, S. tematic series of Pt deposition experiments in the Abolhassani-Dadras, I. Günther-Leopold, N. Kivel, high-temperature water loop (seven tests), analysis and S. Ritter, «Platinum Deposition Behaviour on of specimens from the PSI tests and from KKL (by Stainless Steel under Varying Water Chemistry in SEM, TEM and LA-ICP-MS) and a extended revi- Simulated BWR Conditions», in: Nuclear Plant sion of the loop covered the largest part of the Chemistry Conference 2012, SFEN, Paper No. project work in 2012. The final report of the lit- 116 P1-45 (CD-ROM), Paris, France, September erature survey and the results of the NobleChemTM 24–28, 2012. plant data evaluation have been finalised. Several P.V. Grundler, A. Ramar, V. Karastoyanov, S. Abol- meetings were held (at PSI and ENSI), a second hassani-Dadras, I. Günther-Leopold, N. Kivel, and series of specimens exposed to the reactor water S. Ritter, «Effect of Injection Rate on Platinum in KKL were transported to PSI, four conferences Deposition Behaviour on Stainless Steel under (3D-Symposium of the Swiss Society for Optics and Simulated BWR Conditions», in: Nuclear Plant Microscopy, International BWR and PWR Materi- Chemistry Conference 2012, SFEN, Paper No. als Reliability Conference, Nuclear Plant Chemis- 116 P1-46 (CD-ROM), Paris, France, September try Conference 2012 and Swiss Chemical Society 24–28, 2012. Fall Meeting 2012) have been attended and a NES G. Ledergerber, S. Ritter, W. Kaufmann, P.V. Colloquium was held. The minor delay from 2011 Grundler, and A. Ramar, «On-Line NobleChemTM could be catched up and even additional investiga- – Operating Experience and Lab Investigations», tions (micro characterisation of single Pt particles in: Int. Boiling Water Reactor and Pressurized and simulation of a fuel cladding) not originally Water Reactor Materials Reliability Program Con- planned during this project could be performed. ference and Exhibition 2012, EPRI, National Har- bor, Maryland, USA, July 16-19, 2012. S. Ritter, P.V. Grundler, S. Abolhassani-Dadras, A. 6.2 Perspectives for 2013 Ramar, I. Günther-Leopold, and N. Kivel, «Nano- tech and Nuclear – On-Line NobleChemTM Tech- During the last six months of the project period the nology for Boiling Water Reactors», PSI & NES systematic test programme in the high-tempera- Scientific Highlights 2011, Paul Scherrer Institute, ture water loop and the analysis of the specimens Villigen, Switzerland, June 2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 145 A. Ramar, V. Karastoyanov, S. Ritter, P.V. Grundler, of SCC», in: 12th Int. Conference on Environ- I. Günther-Leopold, N. Kivel, and S. Abolhassani- mental Degradation of Materials in Nuclear Dadras, «Noble Metal Deposition Behavior in Power Systems - Water Reactors, NACE/ BWRs – the NORA Research Project and Prelimi- TMS/ANS, Snowbird, UT, USA, August 14– nary Results», in: 3D-Symposium of the Swiss 18, 2005. Society for Optics and Microscopy SSOM, Les [7] Y.-J. Kim, P.L. Andresen, S. Hettiarachchi, Diablerets, Switzerland, March 5–8, 2012. and T.P. Diaz, «Effect of Variations in Noble P.V. Grundler, A. Ramar, S. Abolhassani-Dadras, I. Metal Chemical Addition Process on Electro- Günther-Leopold, and S. Ritter, «Pt Nanoparticles chemical Catalytic Response in High Tem- to Mitigate Stress Corrosion Cracking in Boiling perature Wa-ter», in: 13th Int. Conference Water Reactors.» in: 2012 Fall Meeting of the on Environmental Degradation of Materials Swiss Chemical Society, Zürich, Switzerland, Sep- in Nuclear Power Sys-tems – Water Reactors, tember 13, 2012. NACE/TMS/ANS, Whistler, B.C., Canada, Au- S. Ritter, A. Ramar, P.V. Grundler, S. Abolhas- gust 19–23, 2007. sani-Dadras, I. Günther-Leopold, and N. Kivel, [8] S. Hettiarachchi, R.M. Horn, Y.-J. Kim, and «Nanoparticles for Stress Corrosion Cracking P.L. Andresen, «Electrochemical Corrosion Mitigation in BWRs: The NORA Project», in: NES Potential (ECP) Reduction and Crack Mitiga- Colloquium, Villigen PSI, Switzerland, September tion Experiences with NobleChemTM and On- 20, 2012. Line NobleChemTM», in: 14th Int. Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, 8. References NACE/TMS/ANS, Virginia Beach, USA, Au- gust 23–27, 2009. [1] R. Kilian and A. Roth, «Corrosion Behaviour [9] S.E. Garcia, J.F. Giannelli, and M.L. Jarvis, of Reactor Coolant System Materials in Nu- «Advances in BWR Water Chemistry», in: clear Power Plants», Materials and Corrosion, Nuclear Plant Chemistry (NPC) Conference, 2002, 53, pp. 727–739. SFEN, Paper No. 80-O01, Paris, France, Sep- [2] K. Ishida, Y. Wada, M. Tachibana, H. Hoso- tember 24–28, 2012. kawa, and M. Nakamura, «Effects of Noble [10] S. Ritter, V. Karastoyanov, S. Abolhassani- Metal Deposition Upon Corrosion Behavior Dadras, I. Guenther-Leopold, and N. Kivel, of Structural Materials in Nuclear Power «Investigation of Noble Metal Deposition Plants, (I)», Nuclear Science and Technology, Behaviour in Boiling Water Reactors – the 2005, 42(9), pp. 799–808. NORA Project», PowerPlant Chemistry, 2010, [3] Y.-J. Kim, «Effect of Noble Metal Addition 12(11), pp. 628–635. on Electrochemical Polarization Behavior of [11] S. Ritter, H.P. Seifert, I. Günther-Leopold, N.

H2 Oxi-dation and O2 Reduction on 304SS Kivel, S. Abolhassani-Dadras, and J. Bertsch, in High Temperature Water», in: CORRO- «Project Proposal: NORA (Noble Metal Depo- SION 98, NACE, San Diego, CA, USA, March sition Behaviour in Boiling Water Reactors)», 22–27. PSI Aktennotiz, AN-46-09-12, Paul Scherrer [4] R.L. Cowan, C.C. Lin, W.J. Marble, and C.P. Institute, Villigen PSI, December 2009. Ruiz, «Hydrogen Water Chemistry in BWRs», [12] M. Guillong, P. Heimgartner, Z. Kopajtic, D. in: 5th Int. Symposium on Environmental Günther, and I. Günther-Leopold, «A Laser Degradation of Materials in Nuclear Power Ablation System for the Analysis of Radio- Systems – Water Reactors, NACE, Monterey, active Samples Using Inductively Coupled CA, USA, August 25–29, 1991. Plasma Mass Spectrometry», Journal of Ana- [5] S. Hettiarachchi, R.L. Cowan, T.P. Diaz, R.J. lytical Atomic Spectrometry, 2007, 22, pp. Law, and S.E. Garcia, «Noble Metal Chemi- 399–402. cal Addition… From Development to Com- [13] P.V. Grundler, A. Ramar, V. Karastoyanov, S. mercial Application», in: 7th Int. Conference Abolhassani-Dadras, I. Guenther-Leopold, N. on Nuclear Engineering, JSME, Tokyo, Japan, Kivel, and S. Ritter, «Effect of Injection Rate April 19–23, 1999. on Platinum Deposition Behaviour on Stain- [6] P.L. Andresen, Y.-J. Kim, T.P. Diaz, and S. Het- less Steel under Simulated BWR Conditions», tiarachchi, «Online NobleChem Mitigation in: Nuclear Plant Chemistry (NPC) Confer-

146 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 ence, SFEN, Paper No. 116 P1-46 (CD-ROM), Paris, France, September 24–28, 2012. [14] T.J. Collins, «ImageJ for Microscopy», Bio- Techniques, 2007, 43(1), pp. 25–30. [15] J. Livage and D. Roux, «Specific Features of Nanoscale Growth», in: Nanomaterials and Nanochemistry, Editors: C. Bréchignac, et al., Springer Berlin, pp. 383–394, 2007. [16] N.V. Long, M. Ohtaki, M. Uchida, R. Jalem, H. Hirata, N.D. Chien, and M. Nogami, «Syn- thesis and Characterization of Polyhedral Pt Nanoparticles: Their Catalytic Property, Sur- face Attachment, Self-Aggregation and As- sembly», Journal of Colloid and Interface Science, 2011, 359(2), pp. 339–350.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 147

PISA-II Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

Author und Co-author(s) M. Niffenegger, G. Qian, V. Gonzalez, B. Niceno, M. Andreani Institution Paul Scherrer Institut, Laboratory for Nuclear Materials Address 5232 Villigen Tel., E-mail, Internet address +41 56 310 26 86 [email protected], www.psi.ch and http://lnm.web.psi.ch/ssi/lnm_projects_cs.html Duration of project July 2012 to July 2015

ABSTRACT Quantitative analyses of the Warm Pre-Stress The PSI-ENSI project PISA-II is the continua- Effect (WPS) by using the Chell and Wallin tion of PISA-I [1, 2] and is dedicated to the models were performed. development and application of deterministic Elastic-perfect-plastic calculations were com- and probabilistic integrity assessment methods. pared with elasto-plastic ones. The project is focussed on the simulation of Constraint effects at the crack front were structural and fracture mechanics behaviour considered by T-stress calculations. of Reactor Pressure Vessels (RPV) subjected to The Master Curve method has been applied pressurized thermal shocks (PTS). Parameter with the FAVOR code for a more realistic studies are showing the sensitivity of failure consideration of the fracture toughness of probabilities on uncertainties in assumed model the RPV material. parameters. Therefore, the load transients are The ASME model lead to more conservative studied with the system code RELAP5, fol- results than the FAVOR model, whereas the lowed by Computational Fluid Dynamic (CFD) Master Curve method yield the least conser- simulations. The results from the latter will be vative results. used for the exact evaluation of time and loca- Since the Master Curve method is based on tion dependent stresses by three dimensional fracture mechanics tests, it is more realistic finite element calculations. and promising than the FAVOR and ASME The main results achieved within the report model for considering the fracture tough- period 2012 are: ness. Probabilistic Fracture Mechanics (PFM) code Valuable knowledge and expertise in the field FAVOR was successfully applied to study the of RPV safety assessment were acquired within conditional probabilities of crack initiation the project. and failure of a RPV with postulated cracks, subjected to PTS loads.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 149 1. Introduction 2. Project goals for 2012

The project PISA-II is the continuation of PISA-I [1, 2.1. SP 1: Refined probabilistic 2] and is dedicated to the development and ap- RPV-PTS-analysis plication of deterministic and probabilistic integrity assessment methods. Within PISA-II these methods Further development and application of the and tools are applied to reactor pressure vessels methodology for probabilistic assessment of (RPV) subjected to pressurized thermal shock (PTS) RPVs and application to an example reference load. The RPV, as one of the most important safety case RPV under PTS load. barriers of light water reactors, is exposed to neu- Quantitative evaluation of the warm prestress- tron irradiation at elevated temperatures, which ing (WPS)-effect by using the Chell and Wallin results in embrittlement of the RPV steel. The re- model. sulting decrease of the fracture toughness raises Comparison of methods for the determination the probability of brittle failure due to pressurized of fracture toughness. thermal shocks. Sufficient margins against brittle failure have thus to be assured during the whole anticipated lifetime by applying state-of-the-art 2.2. SP 2: Study of transients with procedures. RELAP5 and FLUENT The PSI-ENSI project PISA-II is dedicated to further development and application of such state-of-the- Preparation of models for the evaluation of criti- art assessment tools. Parameter studies are show- cal PTS-transients. ing the sensitivity of failure probabilities on uncertainties in the assumed model parameters. There- fore, the pressure and thermal load transients are 2.3. SP 3: 3D fracture mechanics studied with the system code RELAP5, followed by calculations (deterministic) the detailed evaluation of local thermal-hydraulic conditions by means of Computational Fluid Dy- Evaluation of J-integrals by the 3D finite element namic (CFD) simulations. The results from the latter method (FEM) with ABAQUS. will be used for the evaluation of time and loca- Comparison of stress intensity factors calculated tion dependent stresses by three dimensional finite by FEM with those calculated with FAVOR. element calculations. Cracks with different sizes, Analysis of constraints at the crack tip by calcu- shapes and orientations are postulated at the most lating the T-stress. critical locations of the RPV. Finally, the course of the calculated stress intensity is compared with the temperature dependent fracture toughness of the 2.3. SP 3: Investigation of modern partially embrittled RPV during critical transients. fracture mechanics methods Since the result of such a procedure depends very (no goals for 2012) much on the assumed parameters, probabilistic analyses, in which the uncertainties of the govern- ing parameters are considered, provide useful information about the safety of a component. The project is tailored in four linked topics hereafter called Sub-Projects (SP) as shown in table 1.

Table 1: Subproject Topic in PISA-II Percentage Subproject and topics of PISA-II 1 Refined probabilistic RPV-PTS-analysis 30% 2 Study of transients (RELAP und FLUENT) 20% 3 3D fracture mechanics calculations (deterministic) 30% 4 Investigation of modern fracture mechanics methods 20%

150 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 3. Work carried out and results KIC. The effect of WPS, which plays a significant obtained role in the integrity analysis of RPV subjected to PTS, has been widely studied. Three mechanisms 3.1. SP 1: Refined probabilistic of WPS have been identified [5–7]: RPV-PTS-analysis (1) Pre-loading above the ductile-to-brittle transition temperature (DBTT) hardens the material The computer code FAVOR is used for this SP, the ahead of the crack tip. (2) Pre-loading above the general assessment procedure is described in detail DBTT blunts existing crack tips, reduces the geo- in the ENSI Research Report 2010 and 2011 [3, metric stress concentration and makes subsequent 4]. In brief it includes the calculation of transient fracture more difficult. (3) If un-loading occurs temperature fields in the RPV wall, based on the between the WPS temperature and the reduced history of cooling water temperature, heat transfer temperature, residual compressive stresses are coefficients and the thermal properties of the RPV generated ahead of the crack tip. material. In a second step the concerning strains The beneficial WPS effect has been accepted by and stress intensity factors KI (SIF) at the crack tip U.S. Nuclear Regulatory Commission. In Europe, of assumed initial cracks are calculated and com- the WPS concept is included in German KTA Rule pared with the fracture toughness KIC of the mate- 3201.2 and has been already applied in crack rial. assessment. In U.K. it is included in the R6 crack assessment procedure, whereas in France, it is not 3.1.1. Material properties and transients included in the present codes RCCM and RSEM The analyzed example reference case RPV has an and can not yet be used in RPV assessment.

inner diameter Ri , wall thickness tb and a clad- In order to quantify the benefit of the WPS effect ding with a thickness of tc. Only the beltline region on the fracture toughness of the material, some of the vessel, which has a higher neutron irradia- theoretical models, e.g., the Chell [8], Curry [9] tion, is considered in this analysis. The tempera- and Wallin [10] models, have been developed. The ture dependent thermo-mechanical properties of analyses in the following paragraphs are restricted the base material and cladding are used for the to the Chell and Wallin models. thermal and stress analyses [3, 4]. The mean coef- ficient of linear thermal expansion is used in the Chell model calculation. The Chell model defines the failure fracture tough- 2 A 70 cm (medium loss-of-coolant accident, ness Kf after WPS as: MLOCA) and 3 cm2 (small loss-of-coolant accident, SLOCA) leak transients, which result to be , (1) the most critical from the thermal hydraulic cal- where Kf is the failure toughness, K1 is the SIF at the culation with the RELAP code, are postulated in preloading and K2 is the SIF at temperature T2. This this study. It has been found that the two tran- model is commonly regarded to provide the lower sients contribute mostly to the failure probability bound of fracture toughness after WPS and has of the RPV. The history of the water temperatures, also been adopted by R6 to account for WPS effects. pressures and heat transfer coefficients between water and inner wall of the RPV for the two tran- Wallin model sients have been published in the previous annual The fracture toughness after WPS is given by Wal- reports [3, 4]. lin [10] as follows:

3.1.2. Models to consider WPS effects , (2) The results in PISA-I show that under special conditions KI may be larger than KIC without leading to If , then . (3) crack initiation. The reasons for this anomaly are the so called WPS effects, which result in an appar- If , then . (4) ent increase of fracture toughness of ferritic steels,

if a specimen is first prestressed at a higher tem- ΔKu is the difference between the preload K1 and perature. By considering WPS, brittle failure of a K2. This model has been included in European RPV subjected to a PTS transient is excluded during integrity analysis procedure FITNET for the consid- the monotonic unloading, even if KI is larger than eration of WPS effects.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 151 3.1.3. Application of Chell and Wallin 3.2 SP 2: Study of transients with models in WPS analysis RELAP5 and FLUENT

In this section we compare the KIC of a RPV subjected to a MLOCA transient when applying the The concerning documents were studied and Chell and Wallin models, respectively, to quantify open questions were identified. The RELAP5 input the WPS effect. deck (previously used for LOCA analysis) has been

Figure1 shows the history of KI and KIC of the RPV reviewed, and the possibly necessary modifications for the MLOCA transient. Without considering as well as the additional information required for

the WPS effect, it shows that KI exceeds KIC for a the transients relevant for PTS studies have been certain time period, which means that crack initi- listed. The questions related to input parameters ation occurs in this period. However, by consider- and modeling approaches with both codes need ing the WPS effect either with the Chell or the to be clarified in the ongoing discussions.

Wallin model, it is shown that KIC is significantly increased, excluding most of the crack initiation. However, since there is only a beneficial effect 3.3. SP 3: 3D fracture mechanics of WPS after the maximum preloading, the WPS calculations (deterministic) effect decreases the initiation and failure probability, but is not able to completely exclude the crack 3.3.1. Finite element modeling

initiation and failure if KI > KIC occurs not only in In PISA-I, the integrity of an example reference the falling part of SIF-temperature curve but also case RPV is analyzed by assuming a semi-elliptical in the rising part. surface crack (shallow crack) with axial orientation in the beltline region of the RPV. The depth of the crack is two times the nondestructive testing limit, according to the German standard KTA 3201.2. Probabilistic fracture mechanics analyses in PISA-I have shown that shallow cracks contribute more than deep cracks to the initiation probability of the RPV, due to the fact that the neutron irradiation Figure 1a: and PTS loading are more severe at the surface. Comparison of KI and

KIC of the RPV subjec- However, in fracture toughness testing standards ted to the MLOCA, The the use of highly constrained test specimens with Chell model is used to consider the WPS ef- deep cracks is required to guarantee conservative

fect on KIC. fracture toughness data. The effective toughness for the deeper cracks (high constraint) is lower than that for shallow cracks (low constraint) due to the higher hydrostatic stress at the crack tip. If this data from deep cracks is directly used in a vessel with low constraint, it may lead to over-conservative results and a too early decommissioning of the vessel. Thus, the crack tip constraint effect on the integrity of the RPV was quantified. Figure 1b: For linear elastic analysis, the K-T method provides Comparison of KI and KIC of the RPV subjec- a two-parameter fracture mechanics theory to ted to the MLOCA. The Wallin model is used describe crack-tip stresses and deformation and to consider the WPS is used for the integrity analysis of structures by

effect on KIC. considering the constraint effect. KI is calculated based on the actual deformation field to measure the scale of the crack-tip deformation (crack driving force) and the T-stress is calculated based on the load level, linear elastic material properties and component geometry to characterize the triaxiality of the crack-tip stress state. Positive T-stress strengthens the level of crack tip triaxiality and

152 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figur 2: (a) Physical model of a RPV with an axial crack. (b) 3-D model of the beltline region of the RPV for thermal analysis. Due to the symmetry conditions, only one quarter of the circumference is modeled. (c) An axial crack in the vessel wall. (d) Crack tip mesh.

(a) (b)

leads to high crack tip constraint. In contrast, neg- from the thermal analysis and is used for fracture ative T-stress reduces the level of crack tip stress mechanics analysis. triaxiality and leads to the loss of the crack tip con- In order to simulate the stress singularity at the straint. The more negative the T-stress, the greater crack tip for elastic materials with FEM, a 20-node the reduction of tensile stress triaxiality. hexahedron (brick) element is used at the crack In this SP, the FEM code ABAQUS is employed. front but is converted to a wedge element (in Detailed 3D finite element analyses are conducted ABAQUS it is called C3D20 element). By moving to study the variation of the SIF and T-stress used the mid-point nodes to the one-quarter point and to quantify the constraint effect of the vessel with keeping the nodes on the cracked face the sin- a shallow crack subjected to PTS loading. A semi- gularity effect will approximate the law of inverse elliptical surface crack (shallow crack) with axial square root, i.e., for the elastic stresses at orientation is postulated in the beltline region of the crack front, hence the use of additional sin- the RPV, as shown in Fig. 2. Due to the symmetry gularity finite elements is not necessary. The SIF is conditions, only one quarter of the circumference calculated from the J-integral and the T-stress is is modeled. The number of elements and nodes calculated from the interaction integrals [11]. in the finite element mesh are 18078 and 78616, respectively. 3.3.2 Crack tip constraint loss effect Uncoupled thermal and stress analyses are per- SIF and T-stress distributions formed, meaning that first the temperature field is Figure 3 shows the SIF and T-stress distributions calculated and these results are used to determine at the deepest point (Φ=π/2 in Fig. 2) of the strains and stresses. For thermal analysis, heat flow crack front during the MLOCA transient. Dur- through the inner surface of the vessel is deter- ing the MLOCA, the SIF increases with transient mined from the transient temperature and heat time, reaching a maximum value of about 110 transfer coefficients. At the outer surface of the MPa⋅m0.5 and then decreases. The T-stress displays vessel, the heat transfer is assumed to be zero (adi- a reversed trend with the transient time. At the ini- abatic boundary conditions). The temperature dis- tial state, the stress is mainly caused by the internal tribution through the vessel wall is thus obtained pressure and is thus lower. With increasing ther-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 153 Figure 3 (left): SIF and T-stress distributions during the MLOCA transient.

Figure 4 (right):

Comparison of KI and

KIC during the MLOCA transient with and without considering constraint effect.

Figure 5a (left): SIF distributions along the crack front during the MLOCA transient.

Figure 5b (right): SIF distributions along the crack front during the SLOCA transient.

mal stress, the level of stress triaxiality of the RPV MLOCA, the T-stress at the SIF maximum point is

is significantly decreased. The T-stress reaches its -186.1 MPa. T0 is then calculated as minimum almost at the maximum SIF point. With decreasing stress (SIF), the level of stress triaxiality , increases, which is provoked by the high constraint (6) of the crack tip. The SIF distributions calculated

with ABAQUS are in agreement with those calcu- and is used to describe KIC with the Master Curve lated with FAVOR in [4]. method. In the Master Curve method, the distribu-

tion of KIC for a cumulative probability level P at Safety assessment by considering the constraint different temperatures is obtained from effect In order to quantify the constraint effect of the . crack tip on the fracture toughness of the material, (7) Wallin [12] developed a relation between T-stress

and the Master Curve transition temperature KIC with and without considering constraint effect

T0 based on a large database. A simple relation is compared with SIF during the MLOCA, as shown

between T0deep obtained from deeply cracked (high in Fig. 4 for different cumulative levels. It is shown

constraint) bars and T0 linked to shallow crack that without considering the constraint effect, the

specimens (low constraint conditions) is proposed difference between KIC and KI is minimal in a cer- as [12]: tain time period. However, if the constraint effect

is considered, KIC is always higher than KI, indicating that no crack initiation occurs. Therefore, in , (5) order to reduce the conservatism in the integrity analysis and to get more realistic results, the con-

T0deep obtained from deeply cracked specimens in straint effect on the fracture toughness of the RPV this analysis is 39.5 °C for 60 years of full power material should be considered. operation of the RPV. Thus, T-stress distributions

in Fig. 3 and T0deep are used to calculate the con-

straint adjusted reference temperature T0. For the

154 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 3.3.3. SIF distributions along the crack front crack tip constraint effect. Based on this study, the In addition to the analysis for the deepest point following conclusions are drawn: (Φ=π/2) of the crack front, the SIF and T-stress (1) Considering the WPS effect reduces the failure around the crack front at different angles (Fig. 2) probability and increases the safety margin of the are also analyzed. Figure 5 shows the SIF distri- RPV. However, since KI > KIC occurs both in the fall- butions around the crack tip during two transients. ing and rising part of SIF-temperature curve, WPS During the MLOCA transient, the SIF generally effect is not able to completely exclude crack ini- decreases with crack angle and then increases to tiation and failure for this RPV. (2) By quantifying its maximum value at the deepest point. During the constraint effect with the T-stress, the safety the SLOCA transient, SIF displays a similar increas- margin of the RPV is increased and at the same ing and decreasing trend with the crack front time the corresponding conservatism of the result angle. However, it is noted that before a transient is decreased. (3) The variation of the SIF along the time of 160 second, the SIF at surface point (Φ=0) crack front shows that in the integrity analysis of is always higher than that at the deepest point RPVs, both the surface point and the deepest point (Φ=π/2). It is because the circumferential stress at of the crack tip should be considered, in order to the surface point is higher than that at the deep- get outright results. est point. This implies that cracks may initiate first Note that the K-T method is only valid for the at the surface point and later at the deepest point. elastic analysis. For the constraint effect analysis Thus, in the integrity analysis of RPVs subjected to in the elastic-plastic calculation, a two parameter PTS transients, attention should be paid to both J-Q method will be used. In 2013, a 3D model the surface and deepest points of a crack tip. of the RPV will be used for considering the non- uniform temperature profile which is generated by cold water plumes. Local approach to fracture 4. National Cooperation will be used for the micromechanical analysis of the RPV based on the weakest link principle and On the national level the cooperation and tech- cleavage fracture. nology transfer takes place within the nuclear It is planned that future stress calculations will be community. The regulatory authority ENSI and the based on non-uniform temperature fields, calcu- Swiss utilities are regularly informed about the lated with CFD codes. results of the project. Exchange of information with the representatives of the utilities also takes place during the annual meetings of the steering 7. Publications committee «Begleitgruppe Material» of the swissnuclear Plant Life Management (PLiM) project. G. Qian, M. Niffenegger, S. Li, Probabilistic analysis of pipelines with corrosion defects by using FITNET FFS procedure, Corrosion Science, Vol. 5. International Cooperation 53 (2011) 855–61. G. Qian, M. Niffenegger, Probabilistic fracture In the frame of the PISA project we are represented assessment of piping systems based on FITNET in the Network of Excellence NUGENIA (NUclear FFS procedure, Nuclear Engineering and Design, GENeration II & III Association) which is an inter- Vol. 241 (2011) 714–22. national non-profit organisation, according to Bel- M. Niffenegger, K. Reichlin, The proper use of gian law. thermal expansion coefficients in finite element calculations, Nuclear Engineering and Design 243 (2012) 356–359. 6. Assessment of 2012 and G. Qian, M. Niffenegger, D. Karanki, S. Li, Proba- Perspectives for 2013 bilistic leak-before-break analysis with correlated input parameters, Nuclear Engineering and The project goals for the first project year of PISA-II Design, Vol 254 (2013) 266–271. are achieved. The integrity analysis of an example reference case RPV subjected to two PTS transients is performed by using the FAVOR and ABAQUS codes. The K-T method is used to consider the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 155 8. Conferences and Seminars [6] R.Beleznai, Sz. Szavai, 2010. Analysis of Warm Prestressing effect on fracture toughness of NUGENIA network meeting, March 26–28, 2012, reactor pressure vessel steels. Strength of Ma- Budapest, Hungary. terials 42,120–123. 5th International Conference on Engineering [7] D. Moinereau et al. NESC VII (2008–2012), Failure Analysis, 1–4 July 2012, The Hague, The A European project (NESC VII) for the appli- Netherlands, Deterministic and probabilistic anal- cation of WPS in RPV assessment including ysis of a reactor pressure vessel (RPV) subjected biaxial loading, Status September 2011. to pressurized thermal shocks (PTS), G. Qian, M. [8] G.G. Chell, J.R. Haigh, V. Vitek, 1981. A the- Niffenegger. ory of warm prestressing: experimental vali- 1st International Conference of the International dation and the implications for elastic plastic Journal of Structural Integrity, 25–28 June 2012, failure criteria. Int. J. Fract. 17, 61–81. Porto, Portugal, Probabilistic assessment of [9] D.A. Curry, 1981. A micromechanistic ap- pipelines containing corrosion defects with cor- proach to the warm pre-stressing of ferritic related input parameters based on FITNET FFS steels. Int. J. Fract. 17, 335–43. procedure, G. Qian, M. Niffenegger. [10] K. Wallin, 2003. Master Curve implementa- Soteria, Training Symposium on Irradiation tion of the warm pre-stress effect. Eng. Fract. Effects in Structural Materials for Nuclear Reac- Mech. 70, 2587–2602. tors, 17–21 September 2012, Seville. [11] ABAQUS 6.11 Manual, Version 6.12, Hibbtt Karlson & Sorensen, Inc., 2011. [12] K. Wallin, 2001. Quantifying T-stress con- 9 References trolled constraint by the master curve tran-

sition temperature T0. Eng. Fract. Mech. 68, [1] M. Niffenegger, H.P. Seifert, Projektantrag 303–28. PISA zu Handen des ENSI, AN-46-09-03, 10.1.2009. [2] M. Niffenegger, H.P. Seifert, G. Qian, Projekt- antrag PISA-II zu Handen des ENSI, AN-46-12- 01, 12.3.2012. [3] ENSI Research Report 2010. [4] ENSI Research Report 2011. [5] S. Chapuliot et al. WPS Criterion proposition based on experimental database interpretation, Fontevraud 7, 26–30 September 2010 Contribution of Materials Investigations to improve the Safety and Performance of LWRs, paper reference no.A0141.

156 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Bruchmechanik Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter- Mehrlagenschweissnähten

Autor und Koautoren Viehrig, H.-W.; Houska, M.; Thiele, M. Beauftragte Institution Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf Adresse Postfach 510119, 01314 Dresden, Deutschland Tel., E-Mail, Internetadresse +493512603246, [email protected], www.hzdr.de Dauer des Projekts 1. April 2010 bis 31. Dezember 2012

ZUSAMMENFASSUNG mehr als 4% der Werte liegen ausserhalb Ziel dieses Vorhabens ist die Überprüfung der Bruchzähigkeitskurven für 2% und 98% der Anwendbarkeit des Prüfstandards ASTM Bruchwahrscheinlichkeit. E1921 auf Mehrlagenschweissnähte des Reak- Bei T-L-orientierten Proben umfasst das Ge- tordruckbehälters (RDB). Weiterhin sollte die in füge entlang der Rissfront mehrere Schwei- der Anlage 5 der Richtlinie zur Alterungsüber- sslagen und ist makroskopisch inhomo- wachung der schweizerischen Kernanlagen EN- gen. Der Prüfstandard ASTM E1921 ist für SI-B01/d enthaltene Vorschrift zum Nachweis derartiges Material per Definition nicht an- der Sprödbruchsicherheit der RDB auf die er- wendbar. Mit fraktografischen und metallo- haltenen Prüfergebnisse angewendet werden. grafischen Untersuchungen konnte nachge- Das verwendete Schweissgut stammt aus der wiesen werden, dass sich die Variation des Umfangschweissnaht zwischen dem unteren Gefüges nicht auf die Verteilung der Rissi- und oberen Schmiedering vom RDB des nicht nitiierungsorte auswirkt. Die Streuung der

in Betrieb genommenen Biblis-C-Reaktors. Die KJc-Werte ist bei dieser Probenorientierung im Vorhaben geplanten experimentellen Arbei- deutlich geringer als bei T-S-Proben. Das Er- ten wurden bis Ende 2012 abgeschlossen und gebnis lässt die Schlussfolgerung zu, dass T- der Abschlussbericht wird erarbeitet. Die Ziel- L-orientierte Proben nach ASTM E1921 aus- stellungen des Vorhabens wurden erreicht und wertbar sind. folgende Schlussfolgerungen sind aus den Er- Die mit T-L- und T-S-orientierten 1T-C(T)-Pro-

gebnissen ableitbar: ben ermittelten T0 unterscheiden sich maxi- Die nach dem Prüfstandard ASTM 1921 mit mal 4 K von den mit 0,4T-SE(B)-Proben über T-L (Rissausbreitung in Schweissrichtung) und die Dicke der Schweissnaht ermittelten Mit- T-S (Rissausbreitung in Dickenrichtung) telwerten. Dieser Unterschied ist deutlich ge- orientierten SE(B)-Proben ermittelten Refe- ringer als 10 bis 15 K, die in ASTM E1921 an-

renztemperaturen T0 variieren über die Dicke gegeben werden. der Schweissnaht mit einer Spannweite von Das Konzept der ENSI-Richtlinie ENSI-B01/d zur

40 K. Festlegung der Referenztemperatur für die KIC- Obwohl T-S orientierte Proben aus Mehrla- Grenzkurve und die darin enthaltenen Sicher- genschweissgut ein homogenes Gefüge ent- heitsaufschläge werden mit den im Vorhaben lang der Rissfront aufweisen, ist die Streu- ermittelten Ergebnissen bestätigt.

ung der ermittelten KJc-Werte gross. Deutlich

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 157 Projektziele oberen Schmiedering vom RDB des nicht in Be- trieb genommenen Biblis-C-Reaktors. Die Anga- Die Anlage 5 der Richtlinie zur Alterungsüberwa- ben zur Herstellung des RDB, zu den verwende- chung der schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d ten Segmenten 220 AB S und 220 AD3 S und zur [1] regelt den Nachweis der Sprödbruchsicherheit Probenherstellung sind in den ENSI-Jahresberich- des Reaktordruckbehälters (RDB). Diese Anlage ent- ten 2010 und 2011 [11,12] enthalten. Für die Un- hält in Analogie zu den ASME Code Cases N-629 [2] tersuchungen des Einflusses der Probenorientie- und N-631 [3] die Option, die nach dem Prüfstandard rung auf die Streuung der Bruchzähigkeit wurden

ASTM E 1921 [4] ermittelte Referenztemperatur T0 die SE(B)-Proben mit T-L (Probenachse axial und

als Referenztemperatur der ASME KIC-Grenzkurve Rissfortschritt in RDB-Umfangsrichtung) bzw. T-S [5] zu verwenden. Damit wird einem internationalen (axial und Rissfortschritt in RDB-Dickenrichtung) Trend entsprochen, die für eine Sprödbruchsicher- orientiertem Hauptkerb gefertigt. Für die Unter- heitsbewertung notwendige Bruchzähigkeit der RDB- suchung des Einflusses der Probengrösse und des

Werkstoffe nicht mit einer indirekten und korrela- Probentyps auf T0 und zur Ermittlung von ISO-V-Pa- tiven Verfahrensweise zu bestimmen, sondern direkt rametern im Kerbschlagbiegeversuch sind weiter- mit den Voreilproben zu messen [6–8]. hin 1T-C(T)- bzw. ISO-V-Proben gefertigt worden. Ziel dieses Vorhabens ist die Überprüfung der An- wendbarkeit des Prüfstandards ASTM E1921 [4] Prüfung und Auswertung auf Mehrlagenschweissnähte des Reaktordruckbe- Die Prüfung der SE(B)- und C( T)-Proben zur Ermitt-

hälters. Dem Prüfstandard ASTM E1921 [4] liegt lung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E 1921 das Master-Curve-(MC)-Konzept [9, 10] zugrunde, [4] ist in den ENSI-Jahresberichten 2010 und 2011 welches auf Stähle mit einem makroskopisch homo- [11, 12] beschrieben. Im Berichtszeitraum sind fol- genen ferritischen Gefüge anwendbar ist. Das Mate- gende Untersuchungen durchgeführt worden: rial einer Umfangsschweissnaht des nicht in Betrieb Prüfung von T-L- bzw. T-S-orientierten 0,4T-SE(B)- genommenen Biblis-C-RDB eröffnet die Möglichkeit, Proben aus mehreren Dickenpositionen nach eine bruchmechanische Charakterisierung von ASTM E1921 [4] bei gleicher Prüftemperatur Schweiss gut durchzuführen, welches repräsentativ und Identifizierung der Rissinitiierungsorte im für die Kernkraftwerke in der Schweiz ist. Mit die- Rasterelektronenmikroskop. ser Untersuchung kann die Anwendbarkeit des MC- Prüfung von T-L- bzw. T-S-orientierten ISO-V- Konzeptes auf das Schweissgut von Mehrlagen- Proben aus 19 Dickenpositionen mit dem Kerb- schweissungen und die Repräsentativität der mit schlagbiegeversuch nach DIN EN ISO 148-1 [13]

Voreilproben ermittelten Referenztemperatur T0 be- und Ermittlung der spröd-duktilen-Übergang- wertet werden. In der Schweiz sind die Voreilproben stemperaturen und Hochlageenergien. aus Schweissgut überwiegend T-L-orientiert, d.h. Mit der Prüfung der zusätzlichen SE(B)-Proben sol- die Rissfortschrittsrichtung ist die Schweissrichtung. len die 2011 [12] vorgestellten Ergebnisse zur Ver- Bei dieser Probenorientierung umfasst die Rissfront teilung der Rissinitiierungsorte in T-L- bzw. T-S- mehrere Schweisslagen mit einem makroskopisch in- orientierten Proben ergänzt und der Einfluss der homogenen Gefüge, für welches das MC-Konzept Prüftemperatur auf die Spaltbruchinitiierung un- gemäss Definition nicht gilt [4, 9, 10]. Es wird ge prüft, tersucht werden. ISO-V-Tests wurden mit der Ziel- ob T-L-orientierte Proben für die bruchmechanische stellung durchgeführt, die damit ermittelten me- Prüfung von Schweissgut nach dem Prüfstandard chanisch-technologischen Kennwerte und die mit ASTM E1921 [4] geeignet sind. In diesem Zusam- angerissenen 0,4T-SE(B)-Proben ermittelten bruch- menhang wird auch der Einfluss der Probenorientie- mechanischen Parameter zu vergleichen. Damit rung auf die Streuung der Bruchzähigkeit und die da- ist eine Bewertung der Bruchzähigkeiten möglich,

raus berechnete Referenztemperatur T0 untersucht. die mit der herkömmlichen indirekten und korrelativen Methode ermittelt sowie direkt gemessen wurden. Durchgeführte Arbeiten und Mit diesen Untersuchungen wurde das experimen- erreichte Ergebnisse telle Versuchsprogramm abgeschlossen.

Material und Proben Ergebnisse Das verwendete Schweissgut stammt aus der Um- Die in den Jahresberichten 2010 und 2011 [11, 12] fangsschweissnaht zwischen dem unteren und vorgestellten Ergebnisse wurden mit den im Be-

158 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Tabelle1: T0 KJc(1T) Werte Mittelwerte der T0 Probenori- mittel σ K min max ∆ N r < 2 % > 98 % ermittelt mit T-L- und entierung °C °C °C K T-S-orientierten T-L -86,8 11,2 -108,7 -69,7 39,0 325 304 9 (2,8%) 13 (4,0%) 0,4T-SE(B)-Proben von jeweils 24 Testserien T-S -93,3 10,2 -113,5 -71,8 41,7 320 264 19 (5,9%) 22 (6,9%) (Dickenpositionen von 16 mm bis 253 mm). N Anzahl der geprüften Proben r Anzahl der geprüften Proben mit einem gültigen KJc-Wert richtszeitraum erhaltenen erweitert und ergänzt der Schweissraupen in Dickenrichtung inhomogen und im Folgenden als Gesamtheit dargestellt und (ABB. 4) und kann die Rissinitiierung beeinflussen, diskutiert. wenn die Initiierungsorte in unterschiedlichem Ab- stand von der Ermüdungsrissfront liegen. Das ist Einfluss der Probenorientierung und -lage insbesondere bei Bruchzähigkeiten nahe der Mess- auf die Referenztemperatur T0 und die ISO-V kapazität der Probe (KJc(limit) nach ASTM E1921 [4]) Übergangstemperatur der Fall, wo das Spannungsfeld weit in das Pro- In der TAB. 1 sind die Ergebnisse der Prüfung der benligament hineinreicht und Bereiche mit unter- T-L- und T-S-orientierten 0,4T-SE(B)-Proben zusam- schiedlichem Gefüge umfasst. mengefasst. ABB. 1 und ABB. 2 zeigen die auf eine Das makroskopisch inhomogene Gefüge der T-L- Probendicke von 1T (25,4 mm) umgerechneten orientierten Proben führt zu der Annahme, dass

Bruchzähigkeitswerte KJc(1T) der T-L- und T-S-ori- die Rissinitiierung in bevorzugten Bereichen des entierten 0,4T-SE(B)-Proben in Abhängigkeit von Gefüges erfolgt. Fraktografische und metallo- der auf die T0 der jeweiligen Dickenposition nor- grafische Untersuchungen an Proben von unter- mierten Prüftemperatur (T–T0). Mit den T-L-orien- schiedlichen Dickenpositionen bestätigten diese tierten 0,4T-SE(B) wurde im Vergleich zur T-S-Ori- Annahme nicht [12]. Um den Einfluss der Prüftem- entierung eine im Mittel 7 K höhere T0 ermittelt. peratur auf die Position der Rissinitiierung auszu- Obwohl diese Proben ein aus mehreren Schweis- schliessen, wurden zusätzliche Tests bei gleicher slagen bestehendes und damit inhomogenes Ge- füge entlang der Rissfront aufweisen (ABB. 3), Abbildung 1: Bruchzähigkeiten KJc(1T) ist die Streuung der KJc(1T)-Werte von T-L- im Ver- aller geprüften T-L- gleich zu den T-S-orientierten Proben geringer, wo- orientierten SE(B)- Proben in Abhängigkeit bei 93% der Werte innerhalb der Bruchzähigkeits- von der auf die T0 der kurven für 2 und 98% Bruchwahrscheinlichkeit jeweiligen Dickenposi- liegen (TAB. 1). Obwohl die T-S-orientierten Pro- tion normierten Prüf- temperatur. ben ein makroskopisch homogenes Gefüge entlang der Rissfront aufweisen (ABB. 4), liegen nur

87% der KJc(1T)-Werte in diesem Bereich (TAB. 1). Bei 13 von 24 Testserien (Dickenpositionen) der T-

S-orientierten SE(B)-Proben liegt mehr als ein KJc(1T)- Wert ausserhalb der Bruchzähigkeitskurven für 2% und 98% Bruchwahrscheinlichkeit. Diese Testse- Abbildung 2: rien werden entsprechend ASTM E1921 [4] als in- Bruchzähigkeiten KJc(1T) aller geprüften T-S- homogen betrachtet und liefern keine gültige T0. orientierten SE(B)- Bei T-L-orientierten Proben ist dies nur bei 5 von 24 Proben in Abhängigkeit

Testserien der Fall. von der auf die T0 der Der Prüfstandard ASTM E1921 [4] ist für ferritische jeweiligen Dickenposi- tion normierten Prüf- Stähle mit einem makroskopisch homogenen Ge- temperatur füge gültig. Wie beispielhaft in ABB. 3 dargestellt, ist dies für die T-L-orientierten SE(B)-Proben nicht der Fall, da die Ausgangsrissfront mehrere Schweisslagen umfasst. Die T-S-orientierten SE(B)- Proben weisen ein homogenes Gefüge entlang der Rissfront auf. Hier ist das Gefüge auf Grund

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 159 Abbildung 3: Gefüge, Härtewerte und Rissinitiierungs- orte entlang der Rissfront der T-L-orientierten SE(B)-Proben der Dickenposition D (36 mm Abstand von der RDB-Innenwand) geprüft bei -100 °C

Abbildung 4: Gefüge, Härtewerte und Rissinitiierungs- orte entlang der Rissfront der T-S-ori- Prüftemperatur durchgeführt. Wie in den ABB. 3 von angerissenen 0,4T-SE(B)-Proben mit niedriger entierten SE(B)-Proben der Dickenposition E und ABB. 4 beispielhaft gezeigt, sind bei den Pro- Messkapazität KJc(limit) [4]. Die mit SE(B)-Proben aus (47 mm Abstand von ben mit beiden Orientierungen keine signifikanten unterschiedlichen Dickenbereichen gemessene der RDB-Innenwand) geprüft bei -100 °C. Unterschiede in der Verteilung der Spaltbruchini- Spannweite der T0 von ca. 40 K (TAB. 1) kann dazu tiierung (rote Punkte) entlang der Rissfront sicht- führen, dass im Bereich der gewählten Prüftempe-

bar. Dieses Ergebnis lässt die Aussage zu, dass die raturen KJc-Werte oberhalb von KJc(limit) auftreten. Prüfnorm ASTM E1921 [4] auch auf T-L-orientierte Dadurch erhöht sich die Anzahl der zu prüfenden

Proben aus Schweissgut einer Mehrlagenschwei- Proben bzw. die T0 ist ungültig, wenn bei 12 ge-

ssverbindung anwendbar ist. Dies trifft insbeson- prüften Proben mehr als 1 KJc-Wert ausserhalb der dere auf die Umrechnung von Bruchzähigkeits- Grenzen für 2 und 98% Bruchwahrscheinlichkeit werten zu, die mit Proben unterschiedlicher Dicke liegt. Dies trifft besonders auf die T-S-orientierten bestimmt worden sind. SE(B)-Proben mit einer im Vergleich zu den T-L-

In TAB. 2 sind die mit dem Kerbschlagbiegeversuch Proben grösseren Streuung der KJc-Werte zu (TAB. nach DIN EN ISO 148-1 [13] ermittelten Übergangs- 1, Abb. 7 und Abb. 8).

temperaturen TT41J von 10 und 9 Testserien (Di- In Abb. 9 und Abb. 10 sind die mit T-L- bzw. T- ckenlagen) T-L- bzw. T-S-orientierter ISO-V-Proben S-orientierten ISO-V-Proben gemessenen Kerb-

zusammengefasst. Mit ISO-V-Proben beider Orien- schlagarbeiten (KV2) und die damit berechne- tierungen wurden vergleichbare Mittel-, Maximal- ten spröd-duktilen-Übergangskurven dargestellt.

und Minimalwerte der Übergangstemperatur TT41J Die KV2-Werte streuen für beide Probenorientie-

ermittelt. Auch die Spannweite der TT41J-Über- rungen stark und werden mit um ± 25K verscho- gangstemperaturen ist vergleichbar. Nur die obere benen Grenzkurven eingehüllt. Diese 25 K ent-

Grenztemperatur der Übergangstemperatur TT68J sprechen ca. der Differenz zwischen der aus der

liegt bei den T-S-Proben ca. 8 K höher. Diese obere spröd-duktilen-Übergangskurve ermittelten TT68J Grenztemperatur wurde nach einer von Schindler und der nach Schindler [14] ermittelten oberen

[14] vorgeschlagenen Methode bestimmt. Grenze (MAX TT68J). Nach Gl. (2) kann mit der MAX

Die in TAB. 1 und TAB. 2 zusammengefassten und TT68J die Referenztemperatur der KIC-Grenzkurve in ABB. 5 und ABB. 6 dargestellten Ergebnisse zei- (Gl. (1)) festgelegt werden [5, 14]. gen eine grosse Spannweite der den spröd-duktilen Übergang charakterisierenden Temperaturen , (1)

T0 und TT41J. Dabei ist die Spannweite der mit ange-

rissenen SE(B)-Proben ermittelten T0 im Vergleich , (2)

zu der mit ISO-V-Proben ermittelten TT41J für beide Probenorientierungen grösser (TAB. 1 und TAB. 2). Die Richtlinie zur Alterungsüberwachung der Voreilproben aus Schweissgut zur Überwachung schweizerischen Kernanlagen ENSI-B01/d [1] er-

des Bestrahlungsverhaltens stammen nach KTA laubt nach Gl. (3) die Festlegung der RTref auf Basis

3203 [15] und ASTM E185 10 [16] aus unter- der nach ASTM E1921 [4] ermittelten T0. schiedlichen Dickenpositionen der Schweissnaht, deshalb muss innerhalb einer Prüfserie mit einer grossen Streuung der Einzelwerte gerechnet wer- , (3) den. Wie aus Abb. 7 und Abb. 8 ersichtlich, ist dies von besonderer Bedeutung für die Prüfung

160 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 TT41j TT68J Probenorien- mittel °C σ K min °C max °C ∆ MAX tierung K °C T-L -66,0 7.4 -78,1 -54,6 23,5 -33,3 T-S -65,4 7,9 -80,0 -57,8 22,2 -25,5

LB Lower Bound für T68J ermittelt nach Schindler [14] Tabelle 2:

Mittelwerte der ISO-V-Übergangstemperaturen TT41J ermittelt mit T-L- und T-S-orientierten ISO-Proben von 10 bzw. 9 Testseri- en (Dickenpositionen von 36 mm bis 232 mm) und obere Grenze (MAX) der ISO-V-Übergangstemperatur TT68J.

Abbildung 5: Abbildung 6:

Referenztemperatur T0 und ISO-V-Übergangstemperatur TT41J Referenztemperatur T0 und ISO-V-Übergangstemperatur TT41J über die Dicke der Mehrlagenschweissnaht, ermittelt mit T-L- über die Dicke der Mehrlagenschweissnaht, ermittelt mit T-S- orientierten Proben. orientierten Proben.

Abbildung 7: Abbildung 8:

Bruchzähigkeiten KJc(1T) der T-L-orientierten SE(B)-Proben aus Bruchzähigkeiten KJc(1T) der T-S-orientierten SE(B)-Proben aus den Dickenpositionen der Voreilproben nach KTA 3203–2001 den Dickenpositionen der Voreilproben nach KTA 3203-2001 [15] und ASTM E185-10 [16] in Abhängigkeit von der Prüf- [15] und ASTM E185-10 [16] in Abhängigkeit von der Prüf- temperatur und KJIC-Grenzkurven nach ENSI B01 [1]. temperatur und KJIC-Grenzkurven nach ENSI B01 [1].

Abbildung 9: Abbildung 10: Kerbschlagarbeiten der T-L-orientierten ISO-V-Proben in Kerbschlagarbeiten der T-S-orientierten ISO-V-Proben in Abhängigkeit von der Prüftemperatur und gefittete spröd- Abhängigkeit von der Prüftemperatur und gefittete spröd- duktile Übergangs-Temperatur-Kurven. duktile Übergangs-Temperatur-Kurven.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 161 n Anzahl der gültigen Werte nach und ist makroskopisch inhomogen. Der Prüfstan- ASTM E1921 [4] dard ASTM E1921 ist für derartiges Material per

T0 Referenztemperatur nach ASTM E1921 [4] Definition nicht anwendbar. Mit fraktographi-

∆Ts = 0 K, wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben schen und metallograpischen Untersuchungen bestimmt wurde konnte nachgewiesen werden, dass sich die

= 10 K ,wenn T0 mit 0,4T-SE(B)-Proben Variation des Gefüges nicht auf die Verteilung bestimmt wurde der Rissinitiierungsorte auswirkt. Die Streuung

∆TM = 0 K für Grundwerkstoff der KJc-Werte ist bei dieser Probenorientierung = 6 K für Schweissgut deutlich geringer als bei T-S-Proben. Das Ergeb-

∆TT = 0 K, wenn T0 mit 1T-C(T)-Proben nis lässt die Schlussfolgerung zu, dass T-L-orien- bestimmt wurde tierte Proben nach ASTM E1921 [4] auswertbar

= 5 K, wenn T0 mit 0,4T-SE(B)-Proben sind. bestimmt wurde Die mit 1T-C(T)-Proben beider Orientierungen er-

Abb. 7 und Abb. 8 enthalten die KIC-Grenzkurven, mittelten T0 unterscheiden sich maximal um 4 K

die mit den RTref nach Gl. (2) und Gl. (3) indexiert von den mit 0,4T-SE(B)-Proben über die Dicke

sind. Die KIC-Grenzkurven hüllen die mit T-L- und der Schweissnaht ermittelten Mittelwerten. Die- T-S-orientierten 0,4T-SE(B)-Proben bestimmten ser Unterschied ist deutlich geringer als die An-

KJc1T Werte ab einer Prüftemperatur von -100 °C gabe in ASTM E1921 [4] mit 10 bis 15 K. ein. Damit werden das Konzept der ENSI-Richtlinie Das Konzept der ENSI-Richtlinie [1] zur Festle-

[1] zur Festlegung der Referenztemperatur und die gung der Referenztemperatur der KIC-Grenz- darin enthaltenen Sicherheitsaufschläge bestätigt. kurve und die darin enthaltenen Sicherheitsauf- Wie in [11] beschrieben wurden zusätzlich T-L- und schläge werden mit den im Vorhaben ermittelten T-S-orientierte 1T-C(T)-Proben geprüft. Die damit Ergebnissen bestätigt.

nach ASTM E1921 [4] ermittelten T0 betragen für T-L- und T-S-Proben -90,1 °C bzw. 94,4 °C und unterscheiden sich nicht wesentlich von den mit 0,4T- Referenzen SE(B)-Proben aus unterschiedlichen Dickenposi- tionen der Mehrlagenschweissnaht ermittelten [1] Altersüberwachung: Richtlinie für die schwei- Mittelwert (TAB. 1). ze r ischen Kernanlagen ENSI-B01/d, Eidgenös- sisches Nuklearsicherheitsinspektorat, Brugg, Schweiz, Entwurf Dezember 2010. Bewertung 2012 und Ausblick [2] American Society of Mechanical Engineers: 2013 Use of fracture toughness test data to establish reference temperature for pressu- Die im Vorhaben geplanten experimentellen Arbei- re retain ing materials, Section XI, Division 1, ten wurden bis Ende 2012 abgeschlossen. Der Ab- ASME Boiler and Pressure Vessel Code Case schlussbericht wird fristgemäss beim ENSI einge- N-629, ASME, New York, 1999. reicht. Die Zielstellungen des Vorhabens wurden [3] American Society of Mechanical Engineers: erreicht und folgende Schlussfolgerungen sind aus Use of fracture toughness test data to den Ergebnissen ableitbar: establish reference temperature for pressu- Die nach dem Prüfstandard ASTM 1921 [4] mit re retaining materials other than bolting for T-L- und T-S-orientierten SE(B)-Proben ermit- class 1 vessels, Section III, Division 1, ASME

telten Referenztemperaturen T0 variieren über Boiler and Pressure Vessel Code Case N-631, die Dicke der Mehrlagenschweissnaht mit einer ASME, New York, 1999. Spannweite von 40 K. [4] ASTM E 1921-09,10,11: Standard test meth- Obwohl T-S orientierte Proben aus Mehrlagen- od for determation of reference tempera ture,

schweissgut ein homogenes Gefüge entlang der T0, for ferritic steels in the transition range, Rissfront aufweisen, ist die Streuung der ermit- Annual Book of ASTM Standards, Vol. 03.01,

telten KJc-Werte gross. Deutlich mehr als 4% der Metals Test Methods and Analytical Methods, Werte liegen ausserhalb der Bruchzähigkeitskur- ASTM International, West Conshohocken, ven für 2% und 98% Bruchwahrscheinlichkeit. PA, 2009,2010 und 2011. Bei T-L orientierten Proben umfasst das Gefü- [5] ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section ge entlang der Rissfront mehrere Schweisslagen XI, Division 1, Paragraph NB 2331, American

162 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Society of Mechanical Engineers, New York, [16] ASTM E 185-10: Standard practice for de- 2004. sign of surveillance programs for light-wa- [6] Rosinski, S.: Validation of Master Curve frac- ter moderated nuclear power reactor vessels, ture toughness methodology for RPV integri- Annual Book of ASTM Standards, Vol 12.02. ty assessment (PWRMRP-26), PWR materials Nuclear (II), Solar, and Geothermal Energy; reliability project (PWRMRP) 1000707, final Radiation Processing, ASTM International, report, 2000. West Conshohocken, PA, 2010. [7] Kirk, M.; Mitchell, M.: Potential roles for the Master Curve in regulatory application, Pro- ceedings of the IAEA Specialists Meeting on Methodology and Supporting Research for Pressurized Thermal Shock Evaluation, Rock- ville, MD, USA, July 2000. [8] Server, W.L.; et.al.: IAEA Guidelines for application of the Master Curve approach to reactor pressure vessel integrity in nuclear power plants, IAEA-Technical Reports Series 429, IAEA in Austria, March 2005. [9] Wallin, K.: The Master Curve: A new method for brittle fracture, Int. J. of Materials and Pro- duct Technology, Vol. 14, No. 2/3/4, pp. 342, 1999. [10] Wallin, K.: Master Curve Approach and Structural Integrity Assessment, Proceedings of the Workshop MASC 2002 «Use and application of the Master Curve for determining fracture toughness», VTT, Helsinki, June 12-14, 2002. [11] Thiele, M., Viehrig, H.-W.: Bruchmecha- nische Bewertung von Reaktordruckbehäl- ter-Mehrlagenschweissnähten, ENSI-Erfah- rungs- und Forschungsbericht 2010, Brugg, Schweiz, 2010. [12] Thiele, M, Viehrig, H.-W.: Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter-Mehr- lagenschweissnähten, ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011, Brugg, Schweiz, 2011. [13] DIN EN ISO 148-1: Metallische Werkstoffe – Kerbschlagbiegeversuch nach Charpy –Teil 1: Prüfverfahren (ISO 148-1:2009); Deutsche Fassung EN ISO 148-1:2010. [14] Schindler, H.-J.: Bruchmechanische Werk- stoffcharakterisierung zur Überwachung der Neutronenversprödung von Reaktordruck- behältern für den Langzeitbetrieb von Kern- kraftwerken: Auswertung und Interpretation der experimentellen Ergebnisse, Mat-Tec AG, Bericht Nr.: TB 12-0902, März 2012. [15] KTA 3203: Überwachung des Bestrahlungs- verhaltens von Werkstoffen der Reaktor- druckbehälter von Leichtwasserreaktoren, Fassung 6/01, 2001.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 163

IMPACT III – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen

Autor und Koautoren M. Borgerhoff, S. Ghadimi, H. Hoffmann, F. Riesner, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn Beauftragte Institution Stangenberg und Partner Ingenieur-GmbH in Zusammenarbeit mit Basler & Hofmann AG Adresse Viktoriastr. 47, 44787 Bochum Tel., E-Mail, Internetadresse +49-234-961300, [email protected], www.stangenberg.de Dauer des Projekts Januar 2012 bis Dezember 2014

ZUSAMMENFASSUNG Die Versuche zum Durchstanzverhalten er- Das 2012 gestartete Projekt IMPACT III («Im- folgten mit harten Anprallkörpern («hard mis- pact of an aircraft against a structure») wird sile impact»), welche vor allem das Eindring- vom «VTT Technical Research Centre» (Finn- und Durchstanzverhalten von Triebwerken oder land) organisiert und hat eine Laufzeit von anderer kompakter Flugzeugteile (grosse harte 2012 bis 2014; es beschäftigt sich mit dem Masse, kleine Auftrefffläche) repräsentieren, Tragwerksverhalten von Stahlbetonstrukturen die Versuche zum Biegetragverhalten und zum unter stossartigen Einwirkungen, wobei der Studium des kombinierten Biege-/Durchstanz- Schwerpunkt auf der Durchführung von Im- tragverhaltens erfolgten mit relativ weichen pact-Versuchen mit Variation zahlreicher Ver- Anprallkörpern («soft missile impact») und si- suchsparameter liegt. Es werden neben dem mulieren das Verhalten eines Flugzeugrumpfs Tragverhalten der Stahlbetonstrukturen auch oder -flügels. Die Versuchskörper bestanden in die Einflüsse anderer Parameter wie im anpral- allen Fällen aus quadratischen Betonplatten mit lenden Projektil vorhandene Flüssigkeiten, Vor- 2 m Seitenlänge und 0,15 m (F-Series) bzw. spannung und Liner sowie die Weiterleitung 0,25 m (P-Series, X-Series) Plattendicke. Die An- von Erschütterungen untersucht. Das ENSI be- prallkörper hatten Massen von rund 50 kg und teiligt sich zusammen mit den Bauexperten von Anprallgeschwindigkeiten von etwa 110 m/s Basler & Hofmann (B&H) und Stangenberg und bis 165 m/s. Partner (SPI) an diesem Projekt. Im vorliegenden Bericht werden hauptsächlich Im Rahmen von IMPACT III wurden 2012 neun die drei 2012 durchgeführten Versuche der F- Versuche bei VTT in Finnland durchgeführt. Das und X-Series, nämlich die Versuche F1, X1 und Versuchsprogramm umfasste sechs Versuche X2 mit ihren Versuchsparametern sowie ausge- zum Studium des Durchstanzverhaltens in wählten Ergebnissen vorgestellt. Die mit dem Form von Hartgeschoss-Penetration/-Perfora- Programm SOFiSTiK durchgeführten dyna- tion (Punching tests, P-Series), einen Versuch misch nichtlinearen Berechnungen zum Trag- zum Studium des Biegetragverhaltens infolge verhalten von Stahlbetonstrukturen werden Weichgeschoss-Anpralls (Flexural test, F-Series) mit Versuchsergebnissen verglichen, wobei im und zwei Versuche zum Studium des kombi- Falle des Biegetragversuches F1 ein ausführ- nierten Biege-/Durchstanztragverhaltens in- licher Vergleich Messung/Rechnung erfolgt. folge Weichgeschoss-Anpralls (combined ben- Ferner wird ein Ausblick auf geplante Versuche ding and punching tests, X-Series). zur Erschütterungsweiterleitung von nichtlinear beanspruchten Stahlbetonstrukturen gegeben.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 165 Projektziele Berechnungsverfahren und Berechnungsmodell Die versuchsbegleitenden rechnerischen Untersu- Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Da- chungen (blinde Vorausberechnungen und Nach- ten und Informationen zu physikalischen Phäno- rechnungen in Kenntnis der Messergebnisse) er- menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbe- folgen mit dem Finite-Elemente(FE)-Programm tonstrukturen zu erarbeiten. Mit dem Projekt SOFiSTiK, vgl. [1]. Für die getroffene Stahlbeton- IMPACT wird sichergestellt, dass dem ENSI stets der platte werden nichtlineare Schalen-/Plattenele- weltweit aktuelle Stand von Wissenschaft und Tech- mente eingesetzt, die aus Stahlrahmen und soge- nik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsme- nannten «Back Pipes» bestehende Unterstützungs- thoden in Bezug auf die Einwirkung Flugzeugab- konstruktion wird auf lineare Balkenelemente absturz zur Verfügung steht. Die Validierung der gebildet, vgl. Bild 2. SOFiSTiK erlaubt die Betrach- Berechnungsmodelle fördert eine realistischere Ab- tung nichtlinearen Materialverhaltens von Schalen-/ schätzung von Versagensgrenzen und von vorhan- Plattenelementen sowie die Berücksichtigung von denen Tragreserven. Effekten zweiter und dritter Ordnung aus geometri- Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem Pro- schen Nichtlinearitäten. Das Betonmodell ist ein so- jekt das Know-how zur Auslegung der Kernanlagen genanntes Schichtenmodell, bei dem der Beweh- gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regel- rungsstahl entsprechend seiner Lage im Querschnitt mässiger Austausch zu dieser Thematik mit den Ex- erfasst wird. Das nichtlineare Materialverhalten ist perten und nuklearen Aufsichtsbehörden anderer definiert durch Länder. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Si- einaxiale nichtlineare Spannungs-Dehnungslinien cherheit der Kernanlagen geleistet. des Betons mit Erfassung von Festigkeitserhö- hungen aus zweiaxialem Verhalten, Mitwirkung des Betons zwischen den Rissen (ten- Durchgeführte Arbeiten und sion stiffening), erreichte Ergebnisse (Rest-)Zugtragfähigkeit des Betons bei Überschrei- ten der Zugfestigkeit in Abhängigkeit der Zug- Versuchseinrichtung und Versuchsparameter bruchenergie (tension softening), Die Versuche werden im «VTT Technical Research näherungsweise Erfassung des nichtlinearen Centre» in Espoo (Finnland) durchgeführt. Bild 1 Schubtragverhaltens durch Begrenzung der maxi- zeigt ein Foto der Beschussanlage mit einem 13,5 m malen Querkrafttragfähigkeit, langen Druckspeicher im hinteren Bereich (im Bild trilineare Spannungs-Dehnungslinien des Beweh - im Vordergrund) sowie einem anschliessenden 12 rungsstahls. m langen Rohr, in dem das Projektil auf bis zu 200 Die Eignung von SOFiSTiK für die Analyse von m/s beschleunigt wird. Die maximale Projektilmasse Stahlbetonstrukturen unter extremen Anprall- beträgt 100 kg. Bei Verwendung von Projektilen der lasten wurde unter anderem durch die Vergleichs- Masse 50 kg ist eine maximale Geschwindigkeit von berechnungen zu den grossmassstäblichen Mep- ca. 165 m/s möglich. pener Plattenbeschussversuchen gezeigt, vgl. [2]. Die wesentlichen Parameter der in diesem Bericht Diese wurden in Deutschland zu Beginn der 80er- näher betrachteten Versuche F1, X1 und X2 sind in Jahre als Referenzversuche zum Lastfall Flug- Tabelle 1 zusammengefasst. zeugabsturz durchgeführt. Neben den in Tabelle 1 aufgeführten Parametern wurden die folgenden Parameter in den Berech- nungen verwendet: Elementgrösse Plattenele- Abbildung 1: mente 50 x 50 mm, Strukturdämpfungen 2% für Versuchseinrichtung die nichtlinearen Stahlbetonelemente und 4% für für Plattenbeschuss- versuche bei VTT in die linearen Stahlelemente, Zugbruchenergie 75 Espoo (Finnland) N/m (abgeschätzt auf Basis einer Korngrösse 8 mm), Zeitschrittweite 0,5 ms.

Durchstanzversuche Im Jahr 2012 wurden sechs Versuche zum Studium des Durchstanzverhaltens durchgeführt. Die Auf- prallgeschwindigkeiten lagen im Bereich 100 bis

166 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Tabelle 1: Parameter Einheit Versuch F1 Versuch X1 Versuch X2 IMPACT III, Daten der Platte Versuche F1, X1 und X2. Aussenabmessungen mm x mm 2082 x 2082 2087 x 2087 2087 x 2087 Auflagerabmessungen mm x mm 2000 x 2000 2000 x 2000 2000 x 2000 Beton E-Modul MPa 24.833 23.425 26.341

Druckfestigkeit fc MPa 47,6 40,6 44,1

Zugfestigkeit fct MPa 3,02 3,03 2,98

Dehnung εc1 bei fc ‰ -4,2 -4,0 -4,0 Bewehrungsstahl E-Modul MPa 200.000 200.000 200.000

Fliessgrenze ft MPa 611 540 537

Zugfestigkeit fy MPa 692 623 629 Gleichmassdehnung ‰ 105 144 112 Biegebewehrung cm²/m 5,65 8,73 8,73 Schubbewehrung cm²/m² 56,5 17,45 11,64 Geschoss Masse kg 50 50 50 Aufprallgeschwindigkeit m/s 143,5 165,9 164,5

140 m/s. Bis auf einen Versuch ergab sich immer derlichen maximalen Beanspruchungsgrössen kön- ein vollständiges Durchstanzen der Testplatte mit nen richtig vorausgesagt werden. Restgeschwindigkeiten des Projektils bis zu 40 m/s. Beim (noch nicht durchgeführten) Versuch F2 soll Das Team ENSI/B&H/SPI hat zu diesen Versuchen eine Versuchsplatte wie F1 (Versuch F2a) noch ein- 2012 keine eigenen aufwendigen Vergleichs- mal beschossen werden (Versuch 2b). Vorberech- berechnungen durchgeführt, sondern das Durch- nungen hierzu zeigten etwa doppelte zu erwar- stanzverhalten der Platten mit empirischen Hart- tende Verformungen und Dehnungen beim körperformeln analysiert. Es zeigte sich, dass das Beschuss der vorgeschädigten Platte. mögliche Durchstanzen einer Stahlbetonplatte auch mit diesem vereinfachten Verfahren mit aus- reichender Zuverlässigkeit prognostiziert werden Abbildung 2: kann. Im Jahr 2013 ist geplant, unter Hinzuzie- Finite-Elemente (FE)- Berechnungsmodell hung der Firma Principia (Spanien) auch eine auf- der Testplatten IMPACT wendige Berechnung zu einem Durchstanzversuch III mit Stahlbetonplatte durchzuführen. und Lagerungskon- struktion bestehend aus doppeltem Biegetragversuche Stahlrahmen und «Back Pipes» Für den Biegetragversuch F1 erfolgt ein ausführ- licher Vergleich Messung/Rechnung. Zunächst wurden Zeitverläufe von Stosslast-Zeit-Funktionen auf Basis des sogenannten Riera-Modells abgeschätzt; zur Absicherung der Ergebnisse wurden zwei Last- funktionen verwendet, und zwar die in Bild 3 im Vergleich zu den Kraftmessungen eines «Force Abbildung 3: Plate Tests» mit zu F1 ähnlichen Parametern (138 Biegetragversuch F1, m/s Aufprallgeschwindigkeit statt 143,5 m/s bei F1) Zeitverläufe der Stoss- last-Zeit-Funktionen dargestellten Funktionen 1 und 2. Bild 4 zeigt die sich ergebenden Auflagerkräfte und Impulse. Die Bilder 6 bis 9 zeigen Zeitverläufe von Verschie- bungen, Betonstauchungen und Stahldehnungen, wobei die Lage der Messorte in Bild 5 dargestellt ist. Es ist insgesamt eine befriedigende Übereinstim- mung Messung/Rechnung festzustellen, die für Auslegungszwecke von Stahlbetonstruk turen erfor-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 167 Abbildung 4: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Auf- lagerkräfte (links) und des Impulses (rechts)

Abbildung 5: Biegetragversuch F1, Anordnung der Messstellen, von links: Verschiebungen, Betondehnungen an Plattenvorderseite, Stahldehnungen an Plattenrückseite

Abbildung 6: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Ver- schiebungen an den Messstellen 1 (links) und 5 (rechts)

Versuche mit kombiniertem Tragverhalten Im Jahr 2012 wurden die beiden Versuche X1 und Biegung/Durchstanzen X2 mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durch- Im Ende 2011 abgeschlossenen Vorgängerprojekt stanzen durchgeführt, wobei die Versuchsparame- IMPACT II waren lediglich Durchstanzversuche ter von ENSI/B&H/SPI definiert wurden. Für den zu- und Biegetragversuche durchgeführt worden; erst durchgeführten Versuch X1 erfolgten blinde diese beiden VTT-Testtypen decken nicht den für Vorausrechnungen, wobei die in Bild 10 im Ver- die Praxis der Auslegung gegen Flugzeugabsturz gleich zu dem am besten passenden «Force-Plate sehr wichtigen Fall des Weichgeschossanpralls ab, Test» FP5 dargestellten Stosslast-Zeit-Funktionen bei dem die Grenztragfähigkeit annähernd ausge- verwendet wurden. Bild 11 zeigt Zeitverläufe von schöpft wird – sowohl bzgl. Biegung als auch bzgl. Verschiebungen, Bild 12 zeigt eine Verformungs- des durch die Querkraftbewehrung abzusichern- figur über die Platte zum Zeitpunkt 10,4 ms, dem den Durchstanzens. ENSI, B&H und SPI hatten da- Zeitpunkt der maximal auftretenden Verformung her vorgeschlagen, dass im Projekt IMPACT III auch (Rechenwert 27,9 mm, Messwert 25,6 mm). Es ist Versuche mit kombiniertem Verhalten Biegung/ erkennbar, dass sich in Plattenmitte über das reine Durchstanzen für den Weichgeschossanprall Biegetragverhalten hinaus ein Stanzkegel ausbil- durchgeführt werden sollen. Diese Versuche wur- det. In Bild 13 sind gemessene Bügeldehnungen den da raufhin in das Programm IMPACT III aufge- dargestellt, wobei die maximalen Dehnungen nommen, wobei das ENSI die Federführung über- etwa 5‰ betragen; Bild 14 zeigt Fotos der Platten- nommen hat. rückseite und eines Schnitts durch die zersägte

168 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Abbildung 7: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Be- tondehnungen an den Messstellen 1 (links) und 2 (rechts)

Abbildung 8: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Stahl- dehnungen an den Messstellen 5 (links) und 6 (rechts)

Abbildung 9: Biegetragversuch F1, Zeitverläufe der Stahl- dehnungen an den Messstellen 7 (links) und 14 (rechts)

Platte nach dem Versuch. In diesem Schnitt ist eine Abbildung 10: Stanzkegelneigung von ca. 45° erkennbar. Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Da die Platte X1 noch nicht bis an die Grenze der Durchstanzen, Zeit- Tragfähigkeit – insbesondere der Durchstanztrag- verläufe der Stosslast- Zeit-Funktionen fähigkeit – beansprucht worden war, schlugen ENSI/B&H/SPI einen weiteren Versuch mit um etwa 30% reduzierter Querkraftbewehrung, sonst aber gleichen Versuchsparametern, vor. Zu diesem Ver- such X2 sind in Tabelle 2 ausgewählte Messwerte in Gegenüberstellung zu Versuch X1 dargestellt. Es zeigten sich entgegen der ursprünglichen Er- wartung überwiegend etwas kleinere Ergebnisse als beim Versuch X1. Dies ist offenbar einerseits genüber dem Durchstanzen hier dominierenden auf die Tatsache, dass insbesondere hinsichtlich Anteil des Betontragwiderstandes an der Durch- der Betonfestigkeit nicht die gleichen Versuchspa- stanztragfähigkeit zurückzuführen. rameter wie in Versuch X1 realisiert werden konnten, vgl. Tabelle 1, und andererseits auf den ge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 169 Abbildung 11: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Zeit- verläufe der Verschie- bungen in Plattenmitte (links) und 250 mm rechts vom Zentrum (rechts)

Abbildung 12: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Ver- schiebungsverteilung über die Platte zum Zeitpunkt der maximalen Verformung

Abbildung 13: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Bügel- dehnungen (links) an den rechts markierten Orten

Abbildung 14: Test X1 mit kombiniertem Verhalten Biegung/ Durchstanzen, Platten- rückseite (links) und Schnitt durch die Platte nach dem Ver- such

Tabelle 2: Messwert Einheit Versuch X1 Versuch X2 IMPACT III, ausgewähl- te Messwerte der Ver- Max. Verschiebung in Plattenmitte mm 25,6 20,1 suche X1 und X2 Min. Betondehnung ‰ -1,9 -2,3 Max. Stahldehnung Biegebewehrung ‰ 48,7 42,6 Max. Stahldehnung Schubbewehrung ‰ 5,2 2,8

170 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Abbildung 15: Vorstudie zum «Induced vibration test» V1, Prinzip der Ermittlung induzierter Erschütte- rungen (links), Beispiel eines Vorschlages für ein Testmodell (rechts)

Versuche zur Erschütterungsweiterleitung Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit erlauben Neben den vorgestellten Versuchen zur Grenztrag- wird. Der Bearbeitungsschwerpunkt des Teams fähigkeit von Stahlbetonplatten sollen auch Ver- ENSI/B&H/SPI werden einerseits weitere Tests mit suche zur Erschütterungsweiterleitung von nichtli- dem für die Praxis der Auslegung gegen Flug- near beanspruchten Stahlbetonkonstruktionen zeugabsturz sehr wichtigen Fall des Weichgeschoss- durchgeführt werden («Induced vibration tests»). anpralls sein, bei dem die Grenztragfähigkeit annä- Aufgrund der im Workshop Dezember 2012 von hernd ausgeschöpft wird – sowohl bzgl. Biegung ENSI und SPI vorgestellten umfangreichen Vorstu- als auch bzgl. des durch die Querkraftbewehrung dien zu derartigen Tests ist dort beschlossen wor- abzusichernden Durchstanzens. Andererseits werden, dass das ENSI auch die Federführung für die den die Vorstudien zum «Induced vibration test» V1 Planung dieses Versuches übernehmen soll. Bild 15 fortgeführt und voraussichtlich in einen ersten Ver- zeigt das Prinzip der Ermittlung der Weiterleitung such dieser Art münden. induzierter Erschütterungen sowie eine der untersuchten Modellvarianten.

Referenzen Bewertung 2012 und Ausblick 2013 [1] SOFiSTiK AG (2010): SOFiSTiK, Analysis Pro- grams, Version 25.0, Oberschleissheim Das Projekt IMPACT III läuft wie erwähnt bis Ende [2] Zinn, R., Stangenberg, F., Borgerhoff, M., 2014. Im Sommer 2013 soll ein neuer Versuchsauf- Chauvel, D., Touret, J.-P. (2007): Non-Linear bau in einer neuen Halle erfolgen, der Versuche mit Behaviour of Concrete Structures under Se- Betonplatten 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis 100 kg vere Impact, CONSEC’07, Tours, France.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 171

Expertengruppe Starkbeben

Author und Co-author(s) D. Fäh, S. Wiemer, B. Edwards, V. Poggi, D. Roten, R. Grolimund, M. Spada, J. Wössner Institution Swiss Seismological Service Address Sonneggstrasse 5, CH-8092 Zürich Tel., E-mail, Internet address +41-44-633 3857, [email protected], www.seismo.ethz.ch Duration of project July 2010 to June 2014

ABSTRACT strong motions recorded on vertical borehole- The project for the time period 2011/2012 is arrays. Additionally we implemented the split into 6 subtasks with the goal to improve Drucker-Prager yield criterion into a 3D finite regional and local seismic hazard assessment in difference code to account for material non- Switzerland. Subproject 1 was focussed on the linearity both in the fault damage zone and development of state-of-the-art earthquake in near-surface sediments. Within subproject ground-motion modelling, including source- 4 the examination of historical earthquakes scaling, seismic attenuation and a reference- related to the period between 1878 and 1900 site velocity-profile for the shaking. The results showed an unexpected lack of completeness of this sub-project are related to the further and methodological reliability of existing data. development of research produced during the The historical annual reports of the Swiss Seis- PEGASOS Refinement Project (PRP). The scal- mological Commission represent a wealth of ing of the recently developed Swiss stochastic information which are being progressively ana- model was successfully tested with a Euro- lysed. In subproject 5, we present a new meth- pean dataset, and is presently under evalu- odology to combine Controlled-Source Seis- ation with Japanese data. Within subproject mology and Receiver Functions to define Moho 2, we developed site-specific ground motion topography. We document a general decrease models based on the quarter-wavelength of the b-value with depth, and study its impli- representation of measured velocity profiles. cations for seismic hazard. We also investigate We developed models for the ratio between the resolution capability of 3D seismic data for vertical and horizontal ground motion, and fault detection and its influence on the seismic introduced the quarter-wavelength impedance hazard estimate. Sub-project 6 supplements contrast to account for resonance phenomena. the time-independent hazard estimates with A new method for surface wave analysis for time-varying hazard by assessing the likelihood active source experiments has been validated. of further earthquakes during a sequence. In A new approach was developed in subproject summer 2012 the main research goals were 3 to deepen our understanding of the response changed to focus on the possible impacts of of soft soils to strong shaking. The method earthquakes on deep disposal repositories. retrieves dynamic soil properties directly from

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 173 Project goals The scope of subproject 3 is to improve deterministic predictions of ground motion, especially with The project for the time period 2011/2012 is split respect to nonlinear behaviour in sedimentary into 6 subtasks with the main goal to improve rocks and soft soils. Records of strong ground mo- regional and local seismic hazard assessment in tion that are clearly characterised by nonlinear soil Switzerland. The sub-projects described in this behaviour will be studied and reproduced using report are: advanced constitutive soil models. Because such 1. Ground-motion attenuation models and earth- models require many parameters, which are dif- quake scaling for Switzerland; ficult to define, an important aspect of this sub- 2. Estimation of site-specific earthquake ground project is the calibration of dynamic soil properties motion; from standard geotechnical tests. A further aim is 3. Modeling of wave propagation in complex, non- to study the propagation of body and surface linear media; waves in nonlinear materials by performing numeri- 4. Revision of the Swiss earthquake catalogue cal simulations in two- and three-dimensions. 1878–1960; As instrumental measurements only provide reli- 5. Improved seismotectonic zonation in probabilis- able data from seismic activity in Switzerland since tic seismic hazard assessment; 1975, the assessment of seismic hazard relies on 6. Time-varying forecast models and seismic haz- historical records of earthquakes. Such records ard for Switzerland. are analyzed with historical-critical methods in In summer 2012, the focus of the projects was subproject 4. The main focus is presently on the adapted to the new needs of ENSI, with particu- revision of the Swiss earthquake catalogue for the lar focus on possible earthquake impacts on deep period 1878–1960. This includes the extension of geological disposal. the completeness of the event list based on a sys- Subproject 1 aims to implement, document and tematic investigation and the assessment of event further develop ground-motion prediction equa- parameters such as magnitude and location. To tions (GMPEs) and stochastic models developed ensure a correct interpretation of historical earth- during the PEGASOS Refinement Project at the quake records, the historical context of their pro- Swiss Seismological Service (SED). This assures duction is also investigated. New findings relating knowledge transfer and continued development to large earthquakes for other periods, including beyond PRP. We develop stochastic ground- yet unknown archival sources, archaeological and motion models for existing strong-motion datasets palaeo-seismological findings are followed closely. (European, Japanese) in order to test the scaling of The main goal of subproject 5 is to move towards earthquake source models and the effect of near a more realistic characterization of seismogenic and far-field parameterisation adopted in models source zones as one of the primary inputs for prob- for Switzerland. Furthermore we aim to improve abilistic seismic hazard studies. The seismic source the understanding of the relation between site models used in low probability hazard assess- velocity-profiles and attenuation (kappa) in rela- ment, particularly in regions of moderate and dif- tion to the adjustment of GMPEs valid for different fuse seismicity such as Switzerland, are somewhat regions. naïve, being based almost exclusively on statisti- The target of subproject 2 is to find and validate cal representations of instrumental and historical new proxies for site-specific ground motion ampli- earthquake data. To advance the state of the art, fication, based on robust and physically justifiable we focussed in the reporting period on a more assumptions. The goal is to calibrate models for accurate structural representation, improving the site-specific ground motion (e.g., V/H ratios and understanding of the link between stress, strength anelastic amplification functions) based on these and the average earthquake size in the Earth’s newly proposed proxies. Such an approach will crust, and through formally integrating informa- reduce the level of uncertainty in the prediction of tion on faults obtained through active seismic sur- site-specific ground motion. As a second target of veys as a-priori information in hazard assessment. subproject 2, we focus on the development of new The assessment of time-varying hazard and risk is techniques for site characterization, such as the a critical requirement for a seismological service combination of active and passive seismics, and to provide state of the art scientific statements on the identification of resonance phenomena using what type of earthquake activity and shaking to innovative approaches. expect during an on-going earthquake sequence

174 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 and in times of no activity. Subproject 6 focuses on Figure 1: Residual misfit of assessing the likelihood of further earthquakes dur- simulated ground ing a sequence to supplement time-independent motion using the Swiss hazard estimates. The objectives include under- stochastic ground- motion model for a standing the productivity of earthquakes clusters range of large-magni- within the territory of the Swiss national seismic tude Japanese earthquakes at distances network, and implementing the forecast models up to 50 km. as a real-time application within the SED, techni- cally coordinated with the internal alarm system.

Work carried out and results Secondly, we have investigated the scaling of the obtained stochastic model and other GMPEs with respect to Japanese strong-motion data (Fig. 1). For the Japa- nese network, a rock reference profile has been 1. Ground-motion attenuation mo- defined, according to the procedure described in dels and earthquake scaling for [1], which allows an adjustment of the model to Switzerland different rock profiles. After accounting for site- specific differences in Japan and Switzerland, it During the PRP hazard project several GMPEs was shown that the Swiss model was successful were determined to be valid for predicting the ex- in predicting strong-ground motion of large earth- pected ground-motion resulting from earthquakes quakes in Japan. The work is still on-going and in Switzerland. As part of this subproject during results will be summarized in year three of the proj- 2011/2012 we have implemented and further ect. The comparison of Japanese data with other developed these models at the SED in order to pave existing GMPEs also brought to light an issue with the way for a nationwide seismic hazard evaluation. their applicability to sites not typical to the dataset On-going work aims to implement adjustments of used in their derivation, or indeed the general scal- these models to Swiss specific sites, in addition to ing of such equations to different site conditions. extending their validity to Swiss earthquakes. Our analysis showed that, whilst the equations did Building on from the development of the Swiss well in predicting ground-motion at sites typical to Foreland stochastic ground-motion prediction the region of origin, for hard-rock sites, as often model developed during the PRP we have pub- found in Switzerland, or at depth, the equations lished an extended model applicable to the whole did not perform adequately. of Switzerland [Edwards and Fäh, 2013]. The published model accounts for different observations of ground-motion attenuation in the alpine region 2. Estimation of site-specific of Switzerland relating to the different crust thick- earthquake ground motion ness and shallower seismicity. We have performed testing of the [Edwards & Fäh, Within the second year of the project we focussed 2013] model in terms of the scaling of the model on the validation of the use of the quarter-wave- to events of higher magnitude than instrumentally length parameters (average velocity and impedance observed. The first case was the investigation of contrast) to assess the modification of the ground- the source properties of large magnitude events motion at the surface. A predictive model to com- (5

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 175 The estimation of kappa for the correction of been successfully used to retrieve the 2D reso- GMPEs to local site conditions has proved to be a nance characteristics at two sites. significant issue. We have worked on the development of predictive relations for kappa based on site characteristics such as Vs30 and the quarter- 3. Modelling of wave propagation in wavelength velocity. Such relations facilitate the complex, non-linear media estimation of local attenuation, provided a simple (Vs30) or more detailed (quarter-wavelength A methodology was developed to invert strong

average velocity, VQWL) characterisation of the site. ground-motions recorded on vertical arrays The work is still on-going and results will be sum- directly for the dilatancy parameters in the Iai et marized in year three of the project. Since Vs30 al. [3] cyclic mobility model. We use the effective remains the most widely used parameter for seis- stress code NOAH [4] to propagate the recorded mic site classification, we investigated the relation borehole signal through a medium with unknown

between VQWL and Vs30. The study resulted in the dilatancy parameters. The parameter space is definition of a model to predict generic quarter- sampled with the neighbourhood algorithm to wavelength profiles for a given Vs30-based soil find a model that minimizes the misfit between type. This is useful for implementing the newly simulated and observed surface acceleration time established ground-motion models also to those series. We applied the method successfully to the

sites where Vs30 is the only available information. Wildlife Liquefaction Array records of the 1987 Mw A novel seismic approach based on the wavelet 6.6 Superstition Hills earthquake [4] and the Kush-

transform has been developed for the analysis iro Port records of the 1995 Mw 7.8 Kushiro-oki of surface waves in combination with passive earthquake. We also inverted the Onahama Port

seismics [Poggi et al. 2012c]. The method was (OP) records of the 2011 Mw 9.1 Tohoku earth- successfully applied on two stations of the Swiss quake, which are characterized by high-frequency network (SEPFL and SLUW) and is presently evalu- acceleration pulses of up to 1.5 g and rank among ated for the integration as standard procedure at the highest accelerations ever recorded. The inver- SED for the characterization of future permanent sion method is capable of finding models that station deployments. Finally, a method to assess reproduce these pulses (Fig. 2), and allows us to resonance characteristics of 2D velocity structures indirectly derive the development of excess pore (e.g., alpine valleys) was developed. The method water pressure inside the liquefiable soil. Inverted is a modification of the approach proposed for pore water pressure curves from OP suggest that buildings [2], and consists in performing modal the sand approached liquefaction at the end of analysis of the basin structure by means of eigen- the shaking, which is consistent with sand boils value decomposition of the noise wavefield from identified at the site (Atsushi Wakai, per. comm., synchronous array recordings. Such an approach 2012). is now used in a Master’s project, where it has These case studies illustrate how cyclic mobility may lead to accelerations exceeding 1 g on soils that respond distinctively nonlinear to the shak- Figure 2: ing, and how advanced constitutive soil models Observed and simula- are able to capture this phenomenon. Because ted acceleration time series in the direction calibration of such models remains a challenge, N126°E at OP. we have developed a method to calibrate the Iai et al. [3] cyclic mobility model directly from results of cone penetration tests (CPT). This method has been applied to define dilatancy parameters in the lake sediments below the city of Lucerne. Finally, we have implemented nonlinear material behaviour based on a Drucker-Prager plasticity model in a 3D finite difference code which models wave propagation and spontaneous rupture. We are presently verifying the method against three finite element codes using the SCEC/USGS Spontaneous Rupture Code Verification platform

176 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 3: Distribution of the certainty with the appraisal value. Assessment in ECOS-09 compared with the current historical-critical reassessment from the data compiled in the annual reports of the Swiss Earthquake Commission.

[5]. The elasto-plasticity implementation will allow be complemented by a more practice-based per- us to model energy loss inside the fault damage spective. Finally the compilation of the information zone at depth as well as hysteretic damping in soft from the period 1964-1971 was assessed in rela- sediments near the surface. These effects become tion to administrative, cultural and technological important when predicting ground motions from changes. A publication related to this period, the the maximum physically possible earthquake, so-called «dark ages» of documentation at the which has been attempted for the proposed Yucca SED is in preparation. Mountain repository using 2D finite element pro- Archaeological and sedimentological studies show grams [6]. evidence of tsunami-like events in various Swiss lakes around ca. 300–50 BC. A temporal correlation of those events indicates a possible triggering 4. Revision of the Swiss earth quake by a very strong earthquake in the Alpine area. catalogue 1878–1960 SED organized a workshop with different Swiss research groups to discuss the different palaeo- The events of 1878–1900 assessed during the seismological findings and enhance cooperation. reporting period were documented by the Swiss Earthquake Commission (SEC) in annual reports, which contain not only a list of events with their 5. Improved seismotectonic date and time of occurrence, but sometimes zonation in probabilistic descriptions of macroseismic effects as well. seismic hazard assessment Spot-tests of single years showed a rather incom- plete integration of the data contained in the an- In order to build high-quality 3D crustal models, nual reports into the former catalogue versions. the first step is to derive a well-defined crustal/ Furthermore, the assessments of certainties of mantle boundary topography, known as the Moho. occurrence of events and intensities integrated in In Spada et al. (2012a), we introduce a new meth- the current catalogue are not consistent with the odology to directly combine controlled-source seis- criteria of the historical-critical approach applied mology (CSS) and receiver functions (RF) informa- in ECOS-09 for the period before 1878, and the tion, which relies on the strengths of each method. larger events in the period under review. Thus it Our results show high frequency undulation in the was decided to perform a new interpretation of Moho topography of the Alps at three different the annual reports’ original data by the use of interfaces, reflecting the complexity of geodynami- uniform criteria and documentation. Currently cal evolution. our research database is completed with all events In Spada et al. (2012b) we also explore the hypoth- described in the annual reports. An overall com- esis that the relative size distribution of earthquakes, parison already shows that besides the integration or b−value, is inversely proportional to differential of a number of yet unknown events, an important stress (∆σ), and hence decrease with depth. We number of events will be affected by changes of test this expectation for seven different continental their appraisal of certainty value (Fig. 3). areas around the world: Northern and Southern The activities of the SEC have recently caught California, the Swiss Foreland, Italy, Japan, Turkey increased attention not only by SED [Grolimund & and Greece. We find a general monotonic b−value Fäh, 2012] but also by historians of culture and sci- decrease between 5−15 km depth. The decrease ence [7, 8]. In the course of our catalogue revision, stops approximately at the depth of the brittle- the theory-oriented approach of these studies will ductile transition.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 177 We finally investigate the resolution capability of regions. For Switzerland, recalibration of these 3D seismic data with respect to fault detection parameters is necessary. From the available data, in a probabilistic way. With this method, we can we find for the first approach that productivity is assign a probability that a fault of a certain size smaller compared to Italy and California. However, is detected in a 3D seismic dataset. Translating parameters of the Omori-law cannot be reas- the minimum detectable fault size to a moment sessed given the comparatively low-seismicity level, magnitude of a potential earthquake, we show and are taken from estimates of the seismicity in how the information about faults contained in Italy [10]. the image can augment the seismic hazard assess- In the second approach in [9] uses the abun- ment. If no faults are detected in the seismic image, dance model and the productivity parameter, or the maximum possible magnitude in the imaged mean abundance, which can be estimated. For volume is bounded. In this case, the frequency- this model, we find that the average number of

magnitude distribution has to be weighted with after-shocks for a magnitude ML=4 event within the probability that a certain sized fault is detected Switzerland is about a factor 10 smaller than in by the seismic image, resulting in a reduction of California and a region of the Apennines. Physical about 10% of the hazard curve (Fig. 4). reasons for this smaller productivity are not fully understood and may arise from the state-of-stress, the comparatively low strain rates or the fluid con- 6. Time-varying forecast models tent of the crust. These are hypotheses that are to and seismic hazard be investigated in the future. for Switzerland In addition to the calibration efforts we implemented the two STEP-model approaches as a real- Time-varying forecast models and the resulting time system. Daily at midnight, the system gener- time-varying hazard estimates depend on the cali- ates seismicity rate forecasts for magnitude 3–8 bration of the model to the seismic activity in the for 24-hour windows and, in addition, computes target region. These models are able to forecast probabilities of exceeding EMS-intensities V, VI and seismicity rates and exceedance probabilities of a VII. We decided to generate maps depending on ground shaking parameter on time-scales of days the alarm thresholds that are used within the SED. to weeks. The short-term earthquake probability- As an example, in case an event of magnitude 3 ≤

model uses, in its first stage, generic parameters ML ≤ 4 occurs within or close to Switzerland, maps to forecast seismicity rates which are derived are generated every hour for 5 days. All results are from catalogue data. Generic parameters for the written to a database and maps can be internally two possible approaches to estimate productivity accessed on the SED-Intranet as information for within the STEP-model [9] are available for other the seismologists on duty and may after internal evaluation be publically available.

Figure 4: : Mean hazard curves estimated using the National Cooperation common PSHA (black line) and the one We implemented, validated, and further developed includ ing the method propose here (red line). models from the PRP project. Collaboration exists with the Institute of Geotechnical Engineering at ETHZ for calibration of nonlinear material properties. In October 2012 a meeting with members of the Sediment Dynamics Group of the Geological Institute at ETH and the limnology and environmental geology group at the University of Geneva was held to discuss earthquake induced lake-slides and tsunami-events.

178 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 International Cooperation code to case studies, as its release has been postponed by the developers. Significant progress has Cooperation was established within the EU-FP7 been made in the implementation of a nonlinear funded projects SHARE, REAKT and NERA. We material model (Drucker-Prager yielding) in a 3D are working with the Université Paris EST on wave propagation code. This code will be further the development of advanced constitutive soil developed in 2013 and validated by reproducing models, and with San Diego State University observed ground motion at selected sites. Dynamic (SDSU) and the San Diego Supercomputing Cen- soil properties will be defined at more sites where ter (SDSC) in the implementation of numerical vertical array records are available and simulations algorithms. The international research network of non-linear site response based on advanced in historical seismology was extended at the tri- constitutive soil models will be performed in 2D national meeting in Chambery. SED participated once the code is available. in the technical meeting on «Earthquake impact The evaluation and identification of relevant his- on fracturing and groundwater flows – Consider- torical sources for the period 1878–1900 brought ations for the long-term safety of geological dis- to light a considerable potential for improvement posals» organized by IRSN in Paris on November of the Swiss earthquake catalogue with respect to 22-23rd 2012. its completeness and certainty of events. Due to the fact that the discrepancies between historical sources and actual catalogue data are larger than Assessment 2012 and expected, an extension into year 3 of the project Perspectives for 2013 was needed. Subproject 5 is making progress in line with the We have implemented Swiss ground-motion pre- work planned. The work performed so far defines diction equations (GMPEs), stochastic and V/H critical boundary conditions for defining more models at the Swiss Seismological Service (SED), advanced seismogenic source models for Switzer- and are awaiting finalization of the PRP to include land. The next steps will be (1) to develop a refer- Swiss specific modifications. The development of ence Vp 3D crustal model based on CSS and RF the Swiss stochastic model was successful dur- information; (2) to include the regional behavior ing 2012, with confirmation of its performance in of b in depth into probabilistic seismic hazard as- the case of larger events by testing European and sessment studies in order to quantify its impact; (3) Japanese data. Finally the investigation of kappa in to complete the framework for integrating fault terms of site properties was successful; facilitating imaging information, and to summarize the work the prediction of site attenuation based on charac- in a publication and study the implications for sur- teristics such as Vs-profile at a site. face faulting probabilities. The project goals of subproject 2 for 2012 have Public access to the updated time-varying hazard been achieved. The new quarter-wavelength prox- and rate forecasts implemented in subproject 6 ies have been validated. Predictive models for will be internally discussed before this information amplification and V/H ratios for rock and soft sedi- will eventually be open. The models are running ment soils have been established. Application of in real-time and as soon as sequences have been the amplification models for sites in Switzerland is recorded, the forecasts will be tested with cur- still on-going. In particular, we plan the implemen- rently used evaluation methods. tation of a comprehensive tool, which will include Finally, in 2013 the main focus of the project will all the procedures that have been developed dur- be on possible earthquake impacts on deep geo- ing the project. The developed active seismic meth- logical disposals according to the new research ods and the assessment of resonance phenomena plan. will be included in the SED site-characterization procedures. In subproject 3, the study of ground motion Publications in the reporting records with clear non-linear signature has led to a period novel way of analysing vertical array records, which improves our ability to reproduce cyclic mobili- Edwards, B. & D. Fäh (2013). A Stochastic Ground- ty observed in the field. We have faced a delay Motion Model for Switzerland. Bulletin of the in the application of an advanced 2D non-linear Seismological Society of America 103 (1), 78–98.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 179 Edwards, B. & D. Fäh (2012). Measurements of Symposium: Effects of Surface Geology on Seis- Stress Parameter and Site Attenuation from Re- mic Ground Motion, Santa Barbara, California. cordings of Large Earthquakes in Europe and the Sellami, S., R. Grolimund, & D. Fäh (2012). Earth- Middle East. Submitted to Geophysical Journal quakes in Switzerland and surroundings 1964- International. 1974: a «dark age» of earthquake documentation Edwards, B., V. Poggi and D. Fäh (2011). A Predic- at the Swiss Seismological Service. In prepara-tion. tive Equation for the Vertical-to-Horizontal Ratio Spada, M., I. Bianchi, E. Kissling, N. Piana Agosti- of Ground Motion at Rock Sites Based on Shear- netti, & S. Wiemer (2012a). Combining Con- Wave Velocity Profiles from Japan and Switzerland, trolled-Source Seismology and Receiver Function Bulletin of the Seismological Society of America information to derive 3D Moho topography for 101, 2998-3019. Italy. Revised for Geophysical Journal Interna- Edwards, B., V. Poggi & D. Fäh (2011). A Predic- tional. tive Equation for the Vertical to Horizontal Ratio Spada, M., T. Tormann, S. Wiemer, & B. Enescu of Ground-Motion at Rock Sites Based on Shear (2012b). Generic dependence of the frequency- Wave Velocity Profiles. Proceedings of the 4th size distribution of earthquakes on depth and its IASPEI/IAEE International Symposium: Effects of relation to the strength profile of the crust. Sub- Surface Geology on Strong Ground Motion, Santa mitted to Geophysical Research Letter. Barbara, California. Edwards, B., D. Fäh & D. Giardini (2011). A Sto- Conference contributions in the reporting period chastic Ground-Motion Model for Switzerland. Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh (2012). Effect of Proceedings of the 4th IASPEI/IAEE International surface average shear-wave velocity on the verti- Symposium: Effects of Surface Geology on Strong cal-to-horizontal ratio of the ground motion: Ground Motion, Santa Barbara, California. comparing rock and soft sediment sites. 33rd Grolimund, R. & D. Fäh (2012). History matters: General Assembly of the European Seismological bref aperçu de la sismologie historique en Suisse. Commission, August 19–24, Moscow, Russia. In: Gazette des Archives, Paris (in press). Edwards, B. & D. Fäh (2012). A Stochastic Ground- Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh., (2012). Charac- Motion Model for Switzerland. Seismological terizing the vertical to horizontal ratio of ground- Society of America Annual Meeting 17–19 April motion at soft sediment sites. Bulletin of the Seis- 2012, San Diego, CA, In: Seismological Research mological Society of America 102, 2741-2756. Letters, 83, 456–457. Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh, (2012b). The Edwards, B. & D. Fäh (2012). Automatic Deter- quarter-wavelength average velocity: a review of mination of Amplification for New Sites within a some past and recent application developments. Seismic Network. Seismological Society of Amer- Proceedings of the 15th WCEE, Lisbon. ica Annual Meeting, 17–19 April 2012, San Diego, Poggi, V., D. Fäh. & D. Giardini (2012c). Time–Fre- CA, In: Seismological Research Letters, 83, 356. quency–Wavenumber Analysis of Surface Waves Grolimund, R. & D. Fäh (2012). History matters – Using the Continuous Wavelet Transform. Pure bref aperçu de la sismologie historique en Suisse. and applied Geophysics. DOI: 10.1007/s00024- VIe Rencontre des archivistes de l’Arc alpin occi- 012-0505-5. dental, Chambéry, 5.–6. July, 2012. Poggi, V., B. Edwards & D. Fäh (2011). Character- Grolimund, R. (2012). The early age of systematic izing the Vertical to Horizontal Ratio of Ground- scientific earthquake observation in Switzer-land. Motion in Soft Sediment Sites. Proceedings of the 33rd General Assembly of the European Seis- 4th IASPEI/IAEE International Symposium: Effects mological Commission, August 19–24, Moscow, of Surface Geology on Strong Ground Motion, Russia. Santa Barbara, California. Roten, D. Fäh, J. Laue & F. Bonilla (2012). Model- Roten, D., D. Fäh & F. Bonilla (2013). High-fre- ing of Wave Propagation in Nonlinear Media for quency ground motion amplification during the Inversion of Dynamic Soil Properties. Seismologi- 2011 Tohoku earthquake explained by soil dilat- cal Society of America Annual Meeting, 17–19 ancy. doi:10.1093/gji/ggt001. April 2012, San Diego, CA, In: Seism. Res. Lett., Roten, D., Fäh, D. & Laue, J., (2011). Application 83, 394. of a neighborhood algorithm for parameter Roten, D., D. Fäh & F. Bonilla, (2012). Develop- iden-tification in a cyclic mobility model. Pro- ment of excess pore water pressure in liquefiable ceedings of the 4th IASPEI/IAEE International soils inferred from vertical array records. Annual

180 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Meeting of the Southern California Earthquake Center, September 9–12, 2012, Palm Springs, CA, poster #13.

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 181

Human Reliability Analysis

Author und Co-author(s) V.N. Dang, L. Podofillini Institution Paul Scherrer Institut Address OHSA/D16, 5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet address 056 310 2967, [email protected], safe.web.psi.ch Duration of project 2010–2013

ABSTRACT CESA-Q EOC quantification method guid- In the Human Reliability Analysis (HRA-IV) Proj- ance. The results of the three EOC pilot ect, models and methods for analyzing human studies to date were analyzed to obtain a factors in the Probabilistic Safety Assessments diverse set of EOCs of concern and to clas- (PSAs) of nuclear power plants (NPPs) are devel- sify these by types of situations. The result- oped, applied, and evaluated. The project aims ing taxonomy of EOCs defines a scope of are to a) develop a method to address errors EOC situations to be covered by the method of commission (EOCs) and use it to assess CESA guidance. The next step is to complete plant-specific EOC risk, b) reduce the variabil- the method guidance, aiming at improved ity and uncertainty in the results of HRAs, and traceability and repeatability, and evaluate its c) develop HRA methods for PSAs for external adequacy against this scope. event initiators. In 2012, the topics addressed Benchmarking and evaluation of HRA meth- and results achieved include: ods based on simulator data. The aim was EOC Pilot Study III. EOC scenarios were to conclude both the International HRA identified and their risk significance was Empirical Study and its follow-up with U.S. analyzed for a third Swiss plant using PSI’s plant crews in their training simulator. Over- method CESA (Commission Errors Search all, comprehensive findings on each method and Assessment). The results, after a pre- and recommendations for guidance and liminarily review by plant experts, show that practice were obtained in a cross-compari- the most important EOC adds about 5% to son of method performance in the two sets the core damage frequency for internal ini- of scenarios from the first study and the tiating events at full power, which is on the scenarios from the U.S. study. The summary order of that of the most significant errors of reports, to be finalized in 2013, include rec- omissions. The contributions from other EOC ommendations concerning specific ways to situations were determined to be very minor, improve HRA guidance in order to increase suggesting generally high plant defenses. the validity and consistency of HRA results.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 183 Project goals with the plant’s staff. Like the previous studies [1, 2], this study is characterized as a pilot study due Human performance is central to the safe and reli- to the provisional elements in the method applied able operation of nuclear power plants and other for the estimation of the EOC probabilities. The complex systems. In the Probabilistic Safety As- study involves detailed analyses of the plant PSA sessment (PSA) of human-technical installations, and its emergency procedures. Other important in- Human Reliability Analysis (HRA) is the part that puts to the EOC study include observations of crew addresses the human element. In the HRA, the responses in emergencies simulated in the plant‘s essential personnel actions contributing to and training simulator and discussions with plant PSA required in potential accident scenarios are identi- experts, operators and training personnel. fied, qualitatively analyzed, and their probabilities of failures are estimated. A realistic evaluation of Quantification of EOCs the human contribution is key to a sound evalua- 2. Documentation of revised CESA-Q quantification of safety and of the potential weaknesses of tion method. a facility. This soundness is important to licensee CESA-Q is PSI’s method for the quantification of and regulatory decisions that support and enhance errors of commission [3]. The aims of the revision safety in all areas, e.g., plant design, operation, of PSI’s CESA-Q method for the quantification of maintenance, and accident prevention and mitiga- EOCs are to improve the traceability of the method tion. The project Human Reliability Analysis (HRA- and analyses performed with the method and to IV) addresses the following issues extend its scope. In applying the current method to The analysis of Errors of Commission and, more estimate the probability of EOCs, one of the steps broadly, decision-related failures, the issue of is a complex interpolation process, involve the se- HRA dependence that is closely related to these, lection of events from the CESA database that are and the recovery of decision failures. most similar to the EOC of interest and adjusting Variability in the results of HRAs. the probabilities associated with these events. Due The extension of HRA applications to scopes to the limited available data, few events are avail- other than internal initiating events in Full Power able for selection as «most similar» and the adjust- and Low Power and Shutdown (LPSD) operating ment for the EOC of interest is correspondingly ex- modes, for instance external events. tensive and subjective. The work in 2012 focused It includes four subprojects: 1) EOC plant-specific on the documentation of the revised method, in pilot study III, 2) Quantification of EOCs, 3) which a model-based quantification process has Simulator data for HRA and HRA method as- been incorporated. Furthermore, CESA-Q was ap- sessment, 4) Technical basis for seismic HRA.1 plied to quantify the EOCs in the scenarios identified in Pilot Study III. These analyses will be used The main goals for 2012 were: as CESA-Q application examples in the method guidance report (to be completed in 2013). EOC plant-specific pilot study III 1. Identification of EOCs, qualitative analysis and Simulator Data for HRA quantification. and Method Assessment The 2012 goal was to initiate the plant-specific 3. Evaluation of HRA predictions and method as- study and to assess the identified EOCs for review sessment in the U.S. HRA Empirical Study. The HRA Empirical Studies, are assessments of HRA methods based on benchmarking them against 1 In parallel to this research project, PSI/NES supports crew performance data obtained in simulated nu- ENSI through on-call tasks. The tasks related to HRA clear power plant emergency scenarios. The U.S. are mainly oriented towards reviews of the HRAs sub- Study (Bye et al, 2012) is a follow-on effort to the mitted to ENSI by the Swiss utilities as a part of their International HRA Empirical Study (Forester, Bye, Probabilistic Safety Assessments (PSAs). The work car- et al., 2012). In addition to assessing the methods ried out within on-calls provides impulses for the re- based on comparing HRA predictions against data, search and motivates the development efforts to en- its main aims are to: 1) evaluate the variability in hance current methods. As the on-call tasks are the HRA results obtained by different analysts us- funded separately, their specific content and results ing the same method, which was not possible due are not addressed in the present report. to the design of the earlier study, and 2) extend the

184 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 conclusions from the method assessments through profile. The scope of all three studies are EOCs in additional cases and the use of a full-scope train- scenarios initiated by internal initiating events during simulator at a U.S. nuclear power plant. ing full-power operation. The main 2012 tasks were to obtain the overall The work in 2012 started with the identification findings on HRA methods in light of the results of of candidate EOC events (generic aggravating both studies and the formulation of recommenda- actions). These were then subjected to screen- tions for HRA guidance and practice. These recom- ing analysis based on contextual factors, such as mendations identify specific shortcomings of the availability of multiple and diverse indications, that existing guidance and some of the ways in which suggest that the performance of the inappropriate guidance could be improved to increase the valid- action has negligible probability. The identification ity and consistency of HRA analyses. process addressed the plant procedures central in A parallel use of the crew performance data col- the response to important accidents. Six candidate lected in the HRA Empirical Studies is to derive EOC events were identified (e.g. termination of scenario-specific insights for HRA practitioners high pressure injection, blocking of the automat- (analysts) to take into consideration in predictive ic depressurization function); among these, four analyses. This task was postponed to 2013. were carried forward for detailed analysis after the 4. Development of guidelines for data collection screening process. in simulators. The next step has been to identify the most risk- Simulator studies designed to collect data for HRA important accident scenarios in which these inap- are one of the primary means to obtain qualitative propriate actions might be performed, based on and quantitative data on the crew response to the examining opportunities for the candidate EOC abnormal and emergency scenarios modeled in events in the accident sequences of the baseline PSAs. The 2012 objective was to survey the state PSA (i.e. the PSA without inclusion of EOCs). Six of HRA data, reviewing the experience from past scenario-specific EOC situations were then identi- HRA data collection efforts, and to identify the key fied for detailed analysis, as shown in Table 1. Each topics to be addressed by the guideline. The survey EOC scenario was analyzed in detail in terms of the (literature review) and guideline will be completed applicable procedural guidance as well as of the in 2013. expected operator behaviors in these situations. Observations of crew response as well as interviews with plant personnel (the plant PSA team, Work carried out operators and trainers) were at the basis of the and results obtained detailed analysis. To estimate the probability of the EOCs, CESA’s quantification module, the CESA-Q EOC plant-specific pilot study III method (see corresponding subproject) was used, 1. Identification of EOCs, qualitative analysis and except for one case that could be quantified based quantification. on an HRA analysis from the plant’s PSA. The inclusion of Errors of Commission (EOCs) ex- A preliminary review by the plant confirmed the tends the scope of state-of-the-art PSA. EOCs re- credibility of the results. These suggest that the fer to PSA Human Failure Events (HFEs) modeling most important EOC (CWS.EOC1 in Table 1, con- the performance of actions that aggravates an ac- nected with a misalignment of the cooling water cident scenario. They can be contrasted to HFEs system during scenarios initiated by the failure of where a required action is not performed, and on the auxiliary cooling water system) would contrib- which state-of-the-art PSA typically focuses. Pilot ute to an increase in the core damage frequency study III is the third plant-specific, industrial-scale of about 5% (for internal initiating events at full application of the Commission Errors Search and power). This contribution is comparable to that Assessment (CESA) method, developed at PSI for of the most important errors of omission, typically identification and assessment of EOCs. The study considered in the PSA. The contribution of the follows two earlier EOC studies with CESA for other EOCs to the risk profile was found to be lim- Swiss plants [1, 2]. The pilot characterization of ited, thus highlighting the defense against EOCs these studies relates to the need for further devel- provided by the plant technical and administrative opment in the method for the estimation of the protections. The detailed review of the analysis re- EOC probabilities as well as the need for under- sults and study report by the plant is planned for standing the role of these errors in the plant risk early 2013.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 185 This third pilot study has further confirmed the yield the probability estimates as a direct function importance of including EOC contributions in the of the CESA-Q factor evaluations. This approach plant risk characterization. The three plant-specific (first developed during 2011) was further refined studies also underscore the feasibility of a sys- and documented in draft form. In order to subject tematic treatment of EOC: the studies identified the technical core of the revised method to a peer a limited number of EOC situations (about 5–10 review, an article was prepared and submitted to a scenario-specific EOCs), with a risk significance journal (Podofillini, Dang, 2012d). comparable to that of the most important errors of As noted above, the current interpolation-based ap- omission (Podofillini, Dang, 2012a). The identified proach to quantification in CESA-Q was applied for EOC situations possibly suggest safety-enhancing the quantification of the EOCs identified in the EOC improvements (generally related to procedural Pilot Study III work from this year. While the result- guidance) aimed at decreasing the opportunities ing probabilities are expected to be plausible to the for committing these errors. The search process, plant subject matter experts, these analyses con- based on the systematic screening of potential firm the difficulties of applying the current CESA-Q errors characterized by low risk-importance and method and highlight the subjective elements of plausibility provides further confirmation of the the quantification. plant technical and administrative protections. In addition, the results of the current EOC study and the previous two pilot studies were reviewed to Quantification of EOCs derive insights on the type of EOCs generally of con- 2. Documentation of revised CESA-Q quantifica- cern (Podofillini, Dang, 2012b), resulting in a taxon- tion approach. omy of generic EOCs. Table 2 shows that EOCs af- The overall goal of this subproject is to revise the fecting a safety injection function, for example, may CESA-Q guidance [3] to increase traceability as result from a diverse set of actions. The taxonomy recommended by the assessment of the CESA-Q provides the spectrum of EOCs that CESA-Q should analyses in the International HRA Empirical Study address (and therefore that the associated guidance and to extend the method’s scope. The CESA-Q should be able to treat). Furthermore, during the quantification process is being revised to incorpo- identification of EOCs, it is also useful as a checklist rate a Bayesian Belief Network model, which will for verifying the completeness of the EOC search.

Table 1: EOC event Scenario EOC identifier Pilot study III: overview of the EOCs carried Inappropriate alignment of Cooling Loss of Auxiliary Cooling Water System CWS.EOC1 forward for detailed Water System (CWS) for Shutdown (ACWS), with subsequent operator failure to analysis and Torus Cool-ing System (STCS) perform early actions in response to ACWS cooling (Fire Water alignment to Control Rod Drive system and Control Air system) Termination of both Core Spray Medium Loss of Coolant Accident (LOCA) CSS&ALPS.EOC1 System (CSS) and Al-ternate Low Pressure Spray (ALPS) injection Automatic Depressurizatoin Sys- Medium LOCA ADS.EOC1 tem (ADS) blocking Loss of feedwater; condenser vacuum; Loss ADS.EOC2 of Turbine Building Intermediate Cooling Water (TBICW); either with subsequent RCIC failure to start or run RCIC termination Loss of feedwater; condenser vacuum; Loss RCIC.EOC1 of TBICW; Loss of ACWS

Table 2: Function Generic EOC of concern Taxonomy of generic EOCs of concern for Injection Function initiation CESA-Q guidance Function termination development Inhibition of automatic actuation Injection flow diversion – injection to different location then required Suction flow diversion – alignment to source with limited/no inventory Suction flow diversion – alignment of source to different system Support systems disablement – component cooling termination/diversion Support systems disablement – AC and DC Power disconnection Support systems disablement – pressurized air termination/diversion

186 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 1: Map of HRA data sources, data content and HRA data needs and applications (top to bottom) developed from a literature review.

Simulator Data for HRA method limitations underlie the differences in the and Method Assessment estimated probabilities. The detailed study results, 3. Evaluation of HRA predictions and method as- to be published in a report in 2013, identify these sessment in the U.S. HRA Empirical Study. limitations, suggest ways to improve individual One of the ways in which U.S. HRA Empirical methods, and identify general areas in HRA that Study extends the earlier international study is would benefit from additional guidance. Prepara- in addressing inter-analyst reliability, that is, the tion of this report is in progress and is being per- consistency of the method results when applied formed in parallel with the review and revision of by different analysts. In contrast to the «Interna- the final report for the International Study (Forester, tional» study based on data collected at OECD Bye, Dang et al, 2013). Halden, the study is referred to as the U.S. study 4. Development of guidelines for performing simu- partly because the collected simulator data and lator studies for HRA. resulting reference data for the benchmark deals The work in 2012 dealt with HRA data. First, a re- with the performance of operating crews from a view of the literature on major HRA data collection U.S. nuclear power plant. To allow comparisons to efforts and databases was started in 2012. Many be made among analysts applying the same HRA types of data and information are referred to in method, nine analysis teams each applied one of the discipline as «HRA data», as observed in the the four methods treated in the study. In 2012, the 2009 OECD workshop on «Simulator Studies for evaluations and assessments of the analyses con- HRA Purposes» (NEA CSNI, 2012). This broad un- tinued and were reviewed within the assessment derstanding of data, combined with the availability team. Overall results were reported in preliminary of some types of data and the scarcity of other form in (Bye et al, 2012) while the results related to types, can hinder efforts to motivate the collection comparing the results of the different HRA analysis of data in simulators. As a basis for evaluating data teams that used the same method were reported needs and availability, the literature review aims to in (Marble et al, 2012). Quantitatively, the rank- establish links among the different types of data as ing of the HFEs were generally consistent with the well as highlighting the relationship between the reference data derived from the simulator observa- types of HRA data and their applications, shown tions. For most HFEs, the probabilities estimated by in Figure 1. the different teams using the same method were In the work to develop the guidelines for simulator within one order of magnitude. A detailed com- data collection, international and national require- parison of the HRA analyses suggests that differ- ments, standards, and good practice documents ences in how the analysts teams compensated for related to PSA and HRA were reviewed to define

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 187 the types of information and data needed by HRA ADS software tool for dynamic event tree analysis practitioners. In a second step, these were related [4]. In the area of HRA data, PSI is establishing a co- to different phases or types of training simulator operation with the Korean Atomic Energy Research data collection sessions. For the guideline report Institute (KAERI) on the development of simulator to be completed in 2013, one of the tasks will be data collection guidelines. Finally, PSI performed a to select or modify the measures and scales for peer review of an Idaho National Laboratory report each data type. on simulator data collection for USNRC.

National Cooperation Assessment 2012 and Perspectives for 2013 A Swiss nuclear power plant supported the EOC pilot study carried out for this project by provid- EOC plant-specific pilot study III ing the PSA, plant procedures, and access to plant 1. Carry out the pilot study, aiming at the assess- operators and trainers. Observations of crew per- ment of potential EOC scenarios and their risk sig- formance in the plant’s full-scope training simula- nificance. tor were performed to provide information about The study was carried out during 2012. Key results crew practices in accident scenarios, the applica- were discussed with the plant personnel to ensure tion of procedures, and operator actions in abnor- that the realism of the analyses. The detailed re- mal scenarios. As noted, the preliminary results view of the analysis results and study report by the of the EOC pilot study were presented to utility plant is planned for early 2013. experts for feedback. They will also review the EOC study report prior to publication in 2013. Quantification of EOCs 2. Documentation of revised CESA-Q quantification approach. International Cooperation New inputs for the revision of CESA-q guidance were produced in 2012: quantification examples PSI contributes to the study design and assessments and a taxonomy of generic EOCs that the guid- of the HRA methods in the U.S. HRA Empirical Study, ance should cover. The methodology to build the coordinated by the U.S. Nuclear Regulatory Com- mathematical model underlying the revised CE- mission (USNRC) and the OECD Halden Project un- SA-Q quantification approach was submitted for der its Joint Programme, in which Switzerland (ENSI) publication in a scientific journal to enhance the is also a member. A diverse set of further partners scientific basis of the method. The finalization of on the assessment group and HRA analysis teams the CESA-Q guidance is planned for 2013. The include industry, regulators, and research institutes: qualitative and quantitative analyses of selected EPRI, Sandia National Laboratories, Idaho National EOCs (from the different pilot studies) will be in- Laboratory, SAIC, all US; NRI, Czech Rep. cluded as comprehensive application examples in PSI is participating in a task of the OECD NEA/Com- the guidance report. mittee for the Safety of Nuclear Installations (CSNI), «Establishing Desirable Attributes of Current Hu- Simulator Data for HRA man Reliability Assessment Techniques In Nuclear and Method Assessment Risk Assessment». This joint task of the Working 3. Evaluation of HRA predictions and method as- Group on Human and Organizational Factors and sessment in the U.S. HRA Empirical Study. the Working Group on Risk Assessment is led by the The assessments of each analysis team’s HRA pre- U.K. Nuclear Installations Inspectorate. Its aim is an dictions against the reference data based on the international technical evaluation of HRA methods, simulator observations were completed in 2011. considering criteria shared by the member countries In 2012, the intra-method assessments, which and other common criteria. Preliminary evaluations addressed the differences in analyses, resulting using the defined criteria were completed in 2012 predictions, and method performance between and reviewed in a task meeting in Nov. 2012. analysis teams that used the same method were Work related to crew-plant simulation for safety completed. The final report of the U.S. study as assessment is supported by a cooperation with the well as the International HRA Empirical Study will University of Maryland (Prof. A. Mosleh), on the be published in 2013. The project team prepared

188 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 an overview of the findings and conclusions of International HRA Empirical Study – Final Report both studies (preliminary for the U.S. study) for – Lessons Learned from Comparing HRA Meth- the PRA Subcommittee of the U.S. Advisory Com- ods Predictions to HAMMLAB Simulator Data, mittee on Reactor Safeguards, for presentation in U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG- January 2013. 2127 (draft, to be published 2013). Also pub- The final reports of the International and U.S. HRA lished by OECD Halden Reactor Project, HPR-373 Empirical Studies were initially planned to include (draft), Halden, Norway. scenario-specific lessons for HRA. While the re- J.A. Forester, V.N. Dang, A. Bye, R. Boring, H. Liao, sponse of the crews in the simulated scenarios is E. Lois: Conclusions on Human Reliability Analy- summarized in these final reports and in additional, sis (HRA) Methods from the International HRA supporting OECD Halden reports, e.g. [5], scenar- Empirical Study», Proc. 11th Probabilistic Safety io-specific lessons for HRA practitioners will be ad- Assessment and Management/European Safety dressed in a separate report. This important task and Reliability 2012 (PSAM11/ESREL2012), Hel- related to insights for analysts concerning human sinki, Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM. performance issues in the simulated emergencies J. Marble, H. Liao, M. Presley, J. Forester, A. will be performed in 2013. Bye, V.N. Dang, E. Lois: Results and Insights 4. Development of guidelines for data collection Derived from the Intra-Method Comparisons of in simulators. the US HRA Empirical Study», Proc. 11th Proba- The literature review on the state of HRA data will bilistic Safety Assessment and Management/ be completed and submitted for publication in European Safety and Reliability 2012 (PSAM11/ 2013. The guidelines for simulator data collection ESREL2012), Helsinki, Finland, 25–29 June 2012, will be completed in 2013. For future work, pilot CD-ROM. testing of the guidelines with our Korean partner NEA CSNI: Simulator Studies for HRA Pur- is proposed; it will emphasize an evaluation of the poses, Proc. of the OECD/NEA Workshop, NEA/ practicality of the proposed measures for charac- CSNI/R(2012)1, 4-6 Nov. 2009, Budapest, Hun- terizing the performance context and the observed gary, OECD Nuclear Energy Agency, Paris, France. crew performances. L. Podofillini, V.N. Dang: Conventional and dynamic safety analysis: Comparison on a chem- Technical Basis for Seismic HRA ical batch reactor, Reliability Engineering & Sys- A report summarizing earthquake experiences at tem Safety, 106, pp. 146–159, 2012a. nuclear power plants, focused on the human per- L. Podofillini, V.N. Dang: Progress on Errors of formance elements, will be finalized in 2013. Ad- Commission: an Outlook Based on Plant-Specific ditionally, to follow up the issues and information Results, Proc. 11th Probabilistic Safety Assess- gaps highlighted in this report, a survey question- ment and Management/European Safety and naire for the elicitation of complementary informa- Reliability 2012 (PSAM11/ESREL2012), Helsinki, tion from subject matter experts will be prepared. Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM, 2012b. The completion of this project is scheduled for L. Podofillini, V.N. Dang: Treating Complex June 2013. The objectives for a proposed follow- Dynamics in Probabilistic Safety Assessment: up project are under discussion with ENSI. a Case Study from the Process Industry, Proc. 11th Probabilistic Safety Assessment and Man- agement/European Safety and Reliability 2012 Publications (PSAM11/ESREL2012), Helsinki, Finland, 25–29 June 2012, CD-ROM, 2012c. A. Bye, V.N. Dang, J.A. Forester, M. Hildebrandt, L. Podofillini, V.N. Dang: A Bayesian Approach to J. Marble, H. Liao, E. Lois: «Overview and Pre- Treat Expert-Elicited Probabilities in Human Reli- liminary Results of the US Empirical HRA Study», ability Analysis Model Construction, manuscript Proc. 11th Probabilistic Safety Assessment and submitted to Reliability Engineering & System Management/European Safety and Reliability Safety, Aug. 2012, 2012d. 2012 (PSAM11/ESREL2012), Helsinki, Finland, L. Podofillini, V.N. Dang, O. Nusbaumer, D. Dres: 25–29 June 2012, CD-ROM. A pilot study for errors of commission for a boil- J.A. Forester, A. Bye, V.N. Dang, E. Lois, J. Julius, ing water reactor using the CESA method, Reli- S. Massaiu, H. Broberg, P.O. Braarud, R. Boring, ability Engineering & System Safety, 109, Pages I. Männistö, H. Liao, G.W. Parry, P. Nelson: The 86–98, January 2013.

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190 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 STARS Safety Research in relation to Transient Analysis of the Reactors in Switzerland

Author und Co-author(s) H. Ferroukhi, O. Zerkak, A. Vasiliev, G. Khvostov and Project Team Institution Paul Scherrer Institut Address CH-5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet address 056 310 4062, [email protected], http://stars.web.psi.ch Duration of project 1.1.2010–31.12.2012

ABSTRACT reflector configurations. On the dynamic side, During 2012, scientific support was provided the validation of SIMULATE-3K (S3K) for BWR to the national regulator for the assessment of stability analysis was continued, this time with BWR equilibrium cores loaded with a new fuel focus on regional oscillations. And to comple- assembly design. This consisted in verifying ment S3K, the PARCS 3-D kinetics solver was safety parameters both for normal operation also introduced although efforts were so far and under certain dynamical conditions and mainly oriented towards establishing the meth- to compare the performance against recently odology for the initialisation of core models. operated mixed cores. Regarding research, With regards to fuel modelling, the design the validation of TRACE for the Swiss BWRs and analyses of Halden LOCA tests with the was continued with emphasis on enhancing FALCON code coupled to the GRSW-A model balance-of-plant (BOP) systems for operational continues to be a key activity. And in that con- transients. The assessment of the code itself text, investigations were carried out to under- playing a key role, analyses of experiments stand among other things, the reasons for an carried out at integral test facilities (ITF) as unexpected clad failure that occurred during well as at separate-effect-test facilities (STF) the first test, revealing that a-thermal fission- were continued. For the former, a milestone gas-release (FGR) could play a larger role than was achieved by completing the evaluation initially foreseen. Also, a validation of FALCON of counter-part Small-Break Loss-of-Coolant for predicting rod failures during power ramps Accident (SBLOCA) tests carried out at the and caused by Pellet-Clad-Mechanical-Interac- ROSA and PKL facilities and aimed at verify- tions (PCMI), including Pellet-Clad-Interaction ing accident management procedures during (PCI) failures from Stress-Corrosion-Cracking core uncovery. Regarding sub-channel capa- (SCC), was carried out revealing that although bilities for Critical-Heat-Flux (CHF) predictions, accurate residual strain predictions could be the modelling with TRACE, FLICA-4 as well achieved, the available models to estimate the as the CFD STAR-CD code of the OECD/NEA failure probabilities deserved further atten- benchmark on PWR PSBT bundle experiments tion. Regarding multi-physics, a major advance was also finalised with focus on Departure-for- was to develop enhanced temporal coupling Nucleate-Boiling (DNB) analyses. Concerning schemes for TRACE/S3K simulations along core behaviour, the SERPENT Monte-Carlo with the integration of an adaptive time-step (MC) code was introduced as complementary algorithm. Although further verification is now lattice code to CASMO and a first assessment necessary, preliminary simulations of major was carried out with regards to the prepara- types of LWR transients showed that the new tion of few-group homogenised nuclear data schemes allow to significantly speed-up the for PWR nuclear fuel assemblies as well as for calculations while keeping the accuracy in key

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 191 parameters such as power peaks at the same lations. With these techniques, the main con- level if not with a higher precision than the tributors, in terms of nuclides and reactions, to conventional explicit scheme. Finally, for uncer- calculated uncertainties could be identified. As tainty quantifications (UQ), a milestone was well, a comparison of uncertainties between achieved by completing the benchmarking of various fuel designs (e.g. UO2 vs. MOX) as well a methodology developed for the propagation as reactor types (PWR vs. BWR) could be con- of cross-section uncertainties in CASMO calcu- ducted.

Project goals This report provides an overview of the status and progress achieved for selected activities con- The STARS project aims at research related to multi- ducted in relation to the above objectives. physics multi-scale state-of-the-art computational methodologies for best-estimate safety analyses of Scientific support the Swiss Light-Water-Reactors (LWR) under condi- During 2012, scientific support for the licensing tions ranging from normal operation to beyond- of a new evolutionary BWR fuel assembly (FA) design-basis accidents. In that framework, the design was provided. Both radially and axially, this main research lines are: development and valida- new fuel type presents an increased level of het- tion of reference plant system/core/fuel models for erogeneity with regards to the nuclear as well as the Swiss reactors, higher-order methods, coupled mechanical/structural design. To understand the multi-physics methodologies and best-estimate impact of all these changes on the core perfor- safety analysis with uncertainty quantifications for mance and to assess the licensing analyses submit- operating as well as advanced LWR designs. On the ted by the vendor, STARS conducted safety evalu- basis of these research activities, a central mission ations of equilibrium cycles (EQC) loaded with this is to provide independent scientific support to the new fuel design. On the one hand, lattice/core national regulator. For 2012, the initially planned physics parameters for normal steady-state opera- yearly objectives for the collaboration with ENSI tion and ranging from beginning-of-cycle (BOC) were adapted to accommodate for recent changes to end-of-cycle (EOC) conditions in-cluding cold in the resource situation, leading thereby to the as well as hot conditions, were estimated with the following priorities. CASMO-5M/SIMULATE-3 codes. A part from evaluating the obtained results against those provided by the vendor, the EQC core physics characteristics Support to Licensing of new BWR Fuel design were also compared to those obtained for recently Enhancements of TRACE Models for the Swiss BWRs operated mixed cycles (MXC). This is illustrated in TRACE Assessment for OECD/NEA ROSA and PKL SBLOCA Tests the upper part of Fig. 1 where selected parameters Establishment of Capability for PWR DNB Predictions are compared between the EQC and one of the Developement and Assessment of Complementary Capability most recent MXC cores. There, for a given param- for Lattice Physics Calculations eter, the ratio between the EQC and MXC results Validation of S3K for Regional Oscillations and Participation to OECD/NEA stability benchmark is shown, illustrating that overall, the new design Assessment of Neutronic Uncertainty Quantification Methods implies a rather similar core performance as pre- and Participation to OECD/NEA UAM Benchmark viously. Some of the observed improvements are Analyses of Halden High-Burnup LOCA Test 1 and Design of more negative void reactivity coefficients as well as Test 2 with Cladding Burst Assessment of FALCON for Modelling and Analysis of Cladding isothermal temperature coefficients at BOC, while Lift-Off less positive isothermal temperature coefficients Validation of FALCON for PCI/PCMI Failures on the basis of are obtained at EOC. Also, the EQC core provides OECD/DEA SCIP-II Program larger thermal margins resulting from a reduced Enhancements of Temporal Coupling Schemes for Multi- Physics TRACE/S3K Analyses linear power density, noting that the latter allows Benchmarking of Methodology for Cross-Section Uncertainty consequently for slightly larger power peaking fac- Propagation with CASMO Lattice Code tors. On the dynamic side, of particular importance

192 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 was to address the eventual impact of the new Figure 1: Steady-state and fuel design on the core stability behaviour. To that Transient Evaluations aim, the recently developed stability analysis meth- of Equilibrium Cycle odology based on the SIMULATE-3K (S3K) code Core Loaded with new BWR Fuel [1] was applied to evaluate the decay ratio and Assembly Design resonance frequency at a selected high power/low flow operating point. As shown in the lower part of Fig. 1 where the EQC results are compared to those obtained at the same operating condition for two recent mixed cores, the EQC core yields a stronger damping of the power response to a reactivity/void perturbation, indicating thus an enhanced core stability performance. Although this evaluation was carried out only for one operating point, the results are not surprising when considering the changes in mechanical and structural properties of the new fuel design, inducing in particular a higher single-phase pressure drop at the assembly inlet combined with smaller pressure drops around spacers and in the two-phase zone (assembly outlet). Concerning the resonance frequency, it is found to increase, something in-line with the shorter effective height of the active core induced by this new fuel design.

Validation of TRACE plant system models for the Swiss reactors since a steam dome pressure peak will produce a For the Swiss nuclear power plants (NPPs), simula- reactor power increase and even though partial tions of the plant thermal-hydraulic behavior dur- rod insertion was here activated during the test, ing transients and accidents is primarily carried out the results show that the TRACE model is able to with the TRACE best-estimate system code. During predict this crucial phase of the transient in a sat- 2012, the main activities in this area were focused isfactory manner. However, difficulties to predict on enhancing the performance of the TRACE KKL the correct long-term transient evolution appear model for a turbine trip test carried out at the plant after the initial pressure peak. Indeed, the pre- in 1999. To that aim, the OECD/NEA validation dicted bypass valve behavior starts to deviate from strategy for coupled neutronics/thermal-hydraulics measured data and this affects, via the bypass flow simulations was adopted by decomposing the characteristics, the reduction of the steam flow tasks into three distinct phases: 1) plant system rate and the associated increased turbine inlet model initialization using a point-kinetic model for pressure. For the latter, the TRACE model fails to the neutronics; 2) set-up and verification of the 3-D predict the pressure recovery occurring in the time core model; 3) coupled 3-D core/plant dynamical interval [3–5] seconds and moreover, the steam analyses. Noting that phase 2 is implicitly tackled dome pressure increase that follows (between via the continuous valida-tion of Swiss core mod- 5–6 s and due to pressure wave back propagation els, emphasis was given to address Phases 1 and into the vessel) is not captured at all. To comple- 3. Especially for the former, attempts were made ment these analyses and to assess the eventual to update the Balance-of-Plant (BOP) models with impact from the core, a coupling to S3K was as regards to the control system in general and the next step carried out, applying both a coarse mesh actuation logic of the turbine control/stop and (map1) and a finer mesh (map2) mapping of the bypass valves in particular. As illustrated in Fig. 2, fuel assemblies with the thermal-hydraulic chan- this allowed to better capture during the first sec- nels and using to that aim, the COBALT methodol- ond of the test, the behavior of the steam flow as ogy currently under development [2]. As can be well as the pressure peaks at the turbine inlet and seen in the middle-left plot of Fig. 2, these coupled in the reactor vessel. This is of primary importance TRACE/S3K models allowed to enhance slightly the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 193 Figure 2: Validation of TRACE Stand-alone (with point-kinetics) and with Coupling to S3K for KKL Turbine Trip Test

prediction of the power reduction during the early Assessment of TRACE code using ITF and phase of the transient but after the partial rod STF Experiments insertion, none of these models could capture suf- While an objective of STARS is to achieve com- ficiently well the power evolution. Regarding the prehensive TRACE models of the Swiss plants, an turbine inlet pressure recovery, a certain improve- equally important target is to continuously assess ment is seen especially with the finer map2 model, the code capabilities for simulations of the ther- showing thus non-negligible interactions between mal-hydraulic plant behaviour during design and the predicted core behavior and the plant system beyond-design basis accidents ([3], [4]). To that response, indicating in turn that the test consti- aim, the long-standing active involvement and tutes a rather tightly coupled core/system transient. participation of STARS to the OECD/NEA ROSA-2 But in that context, the results illustrate that the and PKL-2 projects was continued during 2012 implementation of more detailed core neutronic by finalizing the TRACE analyses of counterpart methods will not allow improving the accuracy as tests carried out at both facilities. These tests were long as the system thermal-hydraulic (T-H) code designed as SBLOCA with additional system fail- and associated BOP models are not capturing ade- ures in order to investigate accident management quately the physical processes and their response procedures during core uncovery and specially, the to the various and inter-related complex control usage of the core exit temperature (CET) to detect systems. A further review or updates of the TRACE core heat-up and to initiate on that basis a manual BOP models to ensure that these are representa- secondary-side depressurization. Overall, a good tive of actual plant systems will thus be a key prior- agreement of the predicted integral system behav- ity for enhanced operational transient simulations iour against plant data was obtained for both provided that more detailed plant design data ROSA and PKL, noting that for the latter, the work becomes available. was carried out with the integration of an IAEA fel-

194 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 lowship program [5]. For the high-pressure phase under various conditions. This was done in order to of the ROSA test, difficulties were nevertheless ensure that such ITF assessment serves its principal encountered due to limitations of the choke flow purpose, namely to derive proper expertise and as well as off-take models. Concerning detection guidelines for a) the development of system code of core heat-up, the relationship between the CET models for real nuclear power plants; b) the appli- and the Peak-Clad-Temperature (PCT) predicted cation of such models to a wide range of postu- by TRACE for the ROSA test is shown on the left lated accidents. hand side of Fig. 3 noting that a CET of 623 K Regarding the assessment of the TRACE physical is taken as limit to manually trigger the second- models and numerical methods using STF experi- ary side depressurization. Here, two main trends ments, a study was conducted in 2012 to verify could be observed. First, in the very initial phase the code capabilities for void and level swell predic- of the transient, the measured PCT increases while tions during blowdown conditions [7]. Such con- the CET does not change at all and this behav- ditions, leading to flashing with immediate void iour is not captured by TRACE. Secondly, one can formation accompanied by a level swelling of the see that several model enhancements were neces- liquid-vapour free interface and a subsequent level sary in order to capture the appropriate PCT/CET shrink, can be encountered during BWR steam line relationship. Most influential was found to be the breaks, fast depressurization transients or LOCA modelling of the non-uniform distributions at the scenarios. Also, level swelling might occur during upper core plate of the flow cross-section and heat boil-off conditions, for instance as a consequence structures area for the selected radial nodalization of loss-of-cooling capacity in e.g. a spent fuel pool of the RPV (right hand side of Fig. 3), as this will [8]. To assess TRACE, the so-called «Level Swell» in addition to the predicted vapour mass velocity, tests conducted by General Electric (GE) to inves- affect the heat transfer to the passive structures tigate void formation and level swell and shrink and influence thereby the predicted CET. Finally, it as well as critical flow during blowdown, were must be mentioned that the TRACE ROSA nodal- selected. The «Small Vessel» tests were first ana- ization results from several years of assessment lysed and for one of these, the reference results, covering a total of seven different small and inter- i.e. obtained with a TRACE axial nodalization mediate break LOCA tests. In that framework, a consistent with the pressure line taping distances, systematic methodology to track the evolution are shown on the upper plot of Fig. 4. As can be of the TRACE model was elaborated in order to seen, a tendency of TRACE to underpredict the apply a consistent approach for all tests and to void fraction is observed, particularly for the lower validate thus, the same underlying physical models nodes. Several sensitivity analyses were carried in

Figure 3: Assessment of TRACE for SBLOCA Counterpart Tests at ROSA and PKL Integral Effect Test Facilities

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 195 Figure 4: and transient conditions for both single-channel Figure 4: Analysis and bundle geometries, was conducted with the with TRACE of Level-Swell Tests TRACE system code, the FLICA-4 sub-channel code and the STAR-CD computational fluid dynamics (CFD) code. For the latter, emphasis was given to assess in collaboration with the code developers, the implementation of a new generation boiling model. An overview of the results obtained for single-channel tests is provided on the left hand side of Fig. 5. Principally, it was found that for all investigated geometries, no significant discrepancy against measured data was obtained when considering the cross-section averaged void fractions. However, a tendency for slight over-prediction in the low void fraction range could nevertheless be observed, pointing thus to the need for further enhancements of this new boiling model. Con- cerning Phase 2, aimed at steady-state and transient DNB predictions for bundle geometries, the analyses were carried out with the 3-D two-phase flow FLICA-4 code which is based on a 4-equation drift-flux approach combined with a turbulent mixing model. The obtained steady-state results are shown in the upper-right plot of Fig. 5, indicating thus an overall good performance of FLICA-4. A tendency for under-predicting the DNB power is an attempt to understand this behaviour. The most nevertheless observed although this mainly indi- relevant finding was that adding a heat structure cates that the code ensures a certain level conser- to represent the vessel wall heat capacity and the vatism. In the same context, the various DNB cor- initially stored energy would allow to better model relations available in the code, including the W3 heat transfer mechanisms during the transient and correlation and the Groeneveld «Look-up» table improve thereby significantly the void predictions (GLT) were also assessed (see lower-right part of (see lower plot of Fig. 4). Consequently, additional Fig. 5). This mainly showed that the W3 correla- assessment has now been initiated to confirm the tion a) would tend to produce higher DNB powers TRACE capabilities for other types of tests (e.g. than the GLT approach; b) would be more limited larger vessels, faster depressurisation rates). in terms of range of applicability since some cases could not be analysed. But all in all, this bench- Sub-channel modelling and analyses mark has certainly provided a first confirmation One objective of STARS is to gradually establish that FLICA-4 could be a suitable candidate for DNB through a coupling with the 3-D core simulators, predictions of the Swiss PWRs although further the capability for critical-heat-flux (CHF) predic- validation remains necessary, specially in order to tions during normal operation as well as under address the difficulty of the code to predict ther- transient/accident conditions. As first step in that mal mixing around spacers. direction, the project participated in recent years to the OECD/NRC PWR subchannel and bundle Lattice physics with Monte-Carlo codes tests (PSBT) Benchmark aimed at assessing the One principal purpose of lattice physics codes is to capabilities of T-H codes to predict void distribu- produce the few-group homogenised nuclear data, tions and departure from nucleate boiling (DNB) hereinafter referred to as XS data, for the down- on the basis of experimental data measured in stream 3-D steady-state/transient core simulators. a full-scale prototypical PWR rod bundles at the In that framework, the intention of STARS remains NUPEC test facility ([9], [10], [11]). In this con- to use principally the deterministic 2-D lattice text, participation to the first phase of the bench- transport code CASMO-4 (C4) as well as its suc- mark on void predictions during steady-state cessor CASMO-5M (C5), not only for production

196 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 calculations for the Swiss reactors but also for vari- of MC codes for production calculations might ous types of design and optimization ([12], [13]) indeed be prohibitive computational costs. Sec- or method development/assessment [14] studies. ondly, the assessment for reflector segments was However, Monte-Carlo (MC) stochastic transport also initiated with as central objective to also verify codes are nowadays also being developed for this the performance of the methodology employed by purpose. These codes usually rely on continuous- deterministic code systems such as CASMO/SIMU- energy neutron data libraries and offer greater LATE and as function of reflector design. There- geometrical modelling flexibility, reducing thereby fore, conventional GII baffle/barrel (BB) reflector the need for simplifications and/or approximations concepts as well as advanced GIII/III+ heavy reflec- inherent to deterministic methods. In that con- tor (HR) designs were included in the study. For text, the SERPENT MC code, under development the latter, opportunity was also taken to assess by the Finnish VTT research institute, was specifi- through SERPENT, the impact of using a homoge- cally designed for XS data preparation. Therefore, neous modelling approach (HR4), as necessary in it was considered appropriate to introduce it in C5M, versus a reference explicit heterogeneous STARS as a potentially complementary tool to C4/ representation (HRR). To summarise, it was found C5 and a preliminary assessment of its capabili- that both codes predict a similar reflector saving ties for XS data preparation was initiated during (around 4500 pcm) of GIII designs compared to 2012. To start, a comparison against C5 as well as GII concepts. Concerning the XS data, an agree- MCNPX reference solutions was carried out for a ment within 10% was obtained for both diffusion PWR nuclear fuel lattice representative of designs coefficients as well as ADFs although for the latter, employed in the Swiss reactors [15]. Without con- a tendency for larger differences was observed for sidering burnup at this stage, the results illustrated the GII design. For the cross-sections, the com- in the upper part of Fig. 6 show rather small dif- parison is illustrated on the lower-part of Fig. 6 ferences both for crosssections as well as assem- showing thus a good agreement for the GII design bly-discontinuity-factors (ADFs). As can be further while a deterioration is seen for the GIII design. seen, the agreement only slightly deteriorates Specially, the fast-to-thermal removal cross-section when reducing the number of neutron histories is seen to be underpredicted by C5 and this effect to ~ 105. This is important since a major drawback becomes more pronounced if a comparison to an

Figure 5: Modeling and Analysis of OECD/NEA PWR PSBT Void and DNB Benchmark with CFD (STAR-CD) and Sub- Channel (FLICA-4) Codes

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 197 explicit heterogeneous model is made, indicating observed. Hence, using the same methodology as that for advanced GIII designs, the homogeneous validated so far for global stability, i.e. without any approach used by C5M will tend to overpredict modifications neither to the computational route the backscattering of neutrons into the active nor to the modelling options, the analysis of this core zone. Finally, it must be underlined that for test was carried out. All in all, it was found that all nuclear data and configurations, the statistical S3K would predict rather well the dynamical reac- error of SERPENT would be less than 0.5% and tor behaviour including the excitation of the out- would converge rapidly i.e. even if a much smaller of-phase mode with rotation and oscillation of the number of histories than a finer reference case symmetry line. Furthermore, a detailed analysis of would be applied. the predicted LPRM signals showed that the two out-of-phase oscillation modes, associated to the Validation of BWR stability methodology for first and second azimuthal neutronic modes, were out-of-phase oscillations simultaneously excited with oscillations growing The new PSI BWR stability analysis methodology to a limit cycle with a ~ 40% amplitude around based on S3K and developed in recent years [1] the steady-state value. In addition, the S3K results has so far not been validated for regional instabil- indicated that it is the superposition of these two ity i.e. for out-of-phase oscillations. This type of modes that will make the symmetry line oscillate instability mode constitutes a greater safety con- or rotate, depending on the dominance of one of cern since it can not be easily detected solely by these two modes. With only one dominant mode, global average neutron flux monitors and it is also the superposition of the two azimuthal modes will known to be more challenging for system code produce an oscillatory behaviour around the axis simulations because of the more complex underly- of the dominant mode. On the other hand, with ing dynamical behaviour. For this reason, it was a comparable strength between the two modes, considered appropriate to start during 2012, the a superposition of the two azimuthal modes will validation of the S3K methodology for regional result in a rotational behaviour of the symmetry stability and to that aim, one of the KKL cycle 07 line with no favourite direction. A summary of stability tests was selected. During this specific test, these findings is given in Fig. 7. On the upper- not only an out-of-phase oscillation mode but also left plot, the symmetry lines for the two azimuthal an azimuthal rotation of the symmetry line, were modes are illustrated while the upper-right plot shows the calculated neutron fluxes at selected Figure 6: LPRM locations for a 300 s time interval of the test. Assessment of SERPENT for LWR On the lower plots, snapshots of the 2-D power Nuclear Data distribution and its evolution as function of the Preparation LPRM dominance ratios are shown. As can be seen, in a first stage, the symmetry line is located around the NE-SW direction but as the dominance ratio approaches one, a rotational pattern of the symmetry line gradually develops. Hence both qualitatively and quantitatively, the S3K methodology is able to reproduce the complex core behaviour that occurred during this test, noting however that the resonance frequency was found to be slightly over-predicted.

Estabslishment of complementary capability for 3-D reactor kinetics Although S3K will remain the principal solver for either stand-alone coupled neutronics/thermal- hydraulics 3-D core simulations or as kinetic solver for coupled core/plant transient simulation with TRACE, it was considered adequate and useful to establish a complementary 3-D kinetics capability based on the PARCS code. Among other things,

198 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 7: Figure 7: Modeling and Analysis with SIMULATE-3K of KKL Cycle 07 Regional Stability Test

PARCS is currently the standard kinetic solver absorption cross-section is treated separately. A available in TRACE and also includes different neu- third limitation is that the number of burnup steps tronic models compared to S3K (e.g. multi-group in branch calculations must be the same for dif- diffusion) providing thereby the opportunity to ferent histories, something that is not necessarily benchmark, when considered as appropriate, S3K the case with the S3C structure. All of these points or coupled TRACE/S3K results. For this reason, a were therefore notified to the code developers semester/master project was initiated during 2012 which have initiated efforts to enhance GenPMAX with as first objective to develop a methodol- for applications with standard CASMO LWR cal- ogy to initialise the PARCS core models using as culations, something that was hence not the case basis, the same few-group XS data produced by up to now. In parallel to this, it was nevertheless the upstream CASMO-4/5 transport calculations considered necessary to verify the PARCS results [16]. In that framework, the GenPMAX module when using as basis, at least simplified XS data designed for the transfer to PARCS of XS data pro- structures. To that aim and selecting a PWR core duced by lattice codes such as e.g. CASMO, was model as starting point, simplified CASMO models implemented and tested. To start, a verification were thus used to initialise both a SIMULATE-3 of the compatibility between the PMAX library and a PARCS 3-D core model. At this stage, only produced by GenPMAX and the CASMO results comparisons for a BOL fresh-fuel core at hot-zero- was conducted. This was confirmed to be the case power (HZP) were made in order to eliminate the when using a simplified structure for the XS data impact from burnup as well as well as from ther- matrix produced by CASMO via base depletion mal-hydraulics. The results, illustrated on the lower and branch calculations. However, when apply- part of Fig. 8, show a rather good agreement in ing the standard base/branch structure used for terms of 2-D radial power distribution except at the Swiss core models and referred to as the S3C the core periphery where different reflector meth- matrix, several deficiencies were identified. For odologies might however be the primary cause. instance, very large reactivity errors (around 2000 But overall, this level of agreement provides con- pcm) were encountered for certain combinations fidence that the GenPMAX/PARCS methodology of state variables. This was found to be caused should also produce correct results for more com- by the inability of GenPMAX to map the XS data plex configurations once the above mentioned when more than two instantaneous variables are updates have been correctly implemented. Before simultaneously perturbed, something that will that, further assessment will be necessary specially constitute a limitation of PARCS when simulat- for BWR analyses. ing transients with non-negligible effects from coupled feedback terms. Large discrepancies were also found when the Xe/Sm contribution to the

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 199 Modelling and analysis of fuel rod sure occurred during the cool down test phase. behaviour during LOCA Hence, during 2012, a major activity was to inves- A central activity of STARS with regards to fuel tigate the reasons for this behavior and on that behavior is to improve the modeling of complex basis, to attempt drawing the necessary lessons for thermo-mechanical phenomena for base irradia- the design of the second test, IFA-650.13, which tion as well as for major types of transient/acci- was also completed during the year. The investiga- dents such as Reactivity-Initiated-Accidents [17] or tions were focused on assessing the hypothesis of LOCAs and involving primarily UO2 but also other a-thermal fission gas release (FGR) from HBU fuel types of fuel design such as MOX ([18], [19]). Spe- during the test as this could constitute a safety- cially for enhanced LOCA fuel safety criteria, the significant finding if experimentally confirmed and project has been and continues to be highly active theoretically justified. First, an assumption was in experimental tests such as those conducted at made that the measured gas pressure could per- the JAEA NSSR facility [20] but also and specially haps be explained by a high fraction of the free rod at the Halden reactor. For the latter, activities in volume distribution along the high-temperature recent years were focused around the design and fuel stack. However, this assumption was ruled out analyses, using FALCON coupled to GRSW-A, of based on a FALCON calculation showing that such two LOCA tests with high burnup (HBU) fuel sam- level of pressure could not be reached even under ples from the KKL reactor. The first test, namely the most conservative assumption, namely when IFA-650.12, was successfully conducted following assuming that the entire free volume would solely the PSI design specifications but a clad rupture consist of the voids within the active fuel stack. caused by an unforeseen level of rod internal pres- Secondly, an alternative method was designed and used to estimate the FGR during the test in question. This method can be referred to as «quasi-punctur- Figure 8: ing» because the principle is the same as in corre- Establishment and sponding experimental techniques widely used in Verification of Metho- dology for PARCS Core hot laboratories. Basically, the method consists in Modeling of the Swiss using available data for gas pressure and free vol- Reactors ume at two time points, namely at the beginning of the heat-up phase and just before the cladding rupture. The free volume at the latter time-point was inferred from the measured cladding deformation after the test and additional assumptions were made regarding the probable gas temperature distribution in the free volume based on available thermometry data. This alternative method resulted in an estimated FGR amount quite close to the one obtained from a FALCON-based numerical fitting of the calculated pressure dynamics to the measured one, assuming different values of the a-thermal FGR in the rod. In fact, both methods converged to a FGR quantity amounting to around 60 cc@STP. As next step, a base irradiation of the full-scale mother rod used for refabrication of the tested sample was carried out with FALCON coupled with the GRSW-A model. The objective was to evaluate the distribution of the retained gas in the fuel sections subject to the LOCA tests. Specifi- cally, the gas retained by the large inter-granular pores formed in the pellet centre and rim during the base irradiation as well as the gas released by the HBS in the pellet rim but trapped in the closed gap due to the tight pellet-cladding bonding, were considered as likely contributors to FGR during the

200 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 LOCA tests. The values of these parameters cal- Figure 9: Calculated Characteri- culated for both tested sections after base irradia- stics of Gas Retention tion, are presented in Fig. 9. As can be seen in that in Segment C of KKL figure, the estimated total quantity of retained gas Fuel Rod AEB072-E4 versus Filling Gas available for transient a-thermal FGR was found to Quantity in Re-Fabri- be comparable to the filling gas for the IFA-650.12 cated Rods used for the Halden LOCA Tests test. Hence, its release could have been the cause for the drastic up-swing of the measured pressure during the test. Obviously, the impact of such phenomenon on fuel behavior during LOCAs might thus be significant. Therefore, the extension of models available for predictive analyses of effects from pellet-cladding bonding, fragmentation and transient a-thermal FGR, was recently proposed as a PhD project in order to complement further the design and analyses of Halden LOCA tests.

Assessment of fuel performance codes for PCI/PCMI failures stress-relaxation from power holding). The STARS During reactor start-up and/or operation manoeu- project is participating to this program with the vres involving power ramps, nuclear fuel rods are objective to enhance FALCON for PCI/PCMI model- vulnerable to failures from Pellet-Clad-Mechani- ling and specially to assess the code‘s capabilities cal-Interactions (PCMI) caused by pellet expan- for clad failure predictions. During 2012, analyses sion combined with cladding stresses. Three main with FALCON coupled to GRSW-A were thus con- failure modes can take place, namely Pellet-Clad- ducted for 8 BWR rods subject to various types of Interaction (PCI) resulting from Stress-Corrosion- ramps (see upper table of Fig. 10). On this basis, Cracking (SCC), Hydrogen embrittlement and a validation of the capabilities to predict residual delayed-Hydrogen-Cracking. Therefore, the strains after the ramps was first carried out. This OECD/NEA SCIP-II program was recently launched is illustrated in the lower-left plot of Fig. 10 where to address among other things, PCI/PCMI failure the FALCON results are compared to experimen- mechanisms during various types of power ramps tal data for one of the BWR rod (xM3). Here, one (e.g. single ramps as well as stepwise ramps with can note the significant improvement obtained

Figure 10: Modeling and Analysis with FALCON/GRSW-A of SCIP-II BWR Ramps (Results for xM Rod Series)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 201 with the GRSW-A model compared to the nomi- relevant effects from the ramp dynamics when esti- nal FALCON ESCORE approach. Thereafter, the mating failure probabilities. For this reason, these Cumulative-Damage-Index (CDI) method available validation efforts are now being continued using in FALCON and established by EPRI to estimate not only SCIP-II data but also other experimental failure probability as function of peak hoop stress tests available from e.g. the IAEA FUMEX program was applied. As can be seen in the lower-right plot [21] in order to understand better the capabilities of Fig. 10 showing the obtained results for the xM of the CDI method and to indentify eventual areas rod series, the CDI method predicts a very high of enhancements for applicability to a wider range failure probability for all three rods while this was of power ramps. not the case experimentally since only the xM1 and xM2 rods failed. This indicates that the CDI Multi-physics and coupling methodologies method did not capture the correct failure prob- One central mission of STARS is to develop multi- ability pattern between the various rods. When scale and multi-physics computational method- considering that the three rods were subject to ologies to improve the space-time resolution different types of ramps, an attempt was made to of models applied for transient/accident safety include the clad relaxation from power holding on evaluations. During 2012, emphasis was given the CDI predictions. More precisely, by taking into to develop and assess enhanced temporal cou- account the stress drop during ramp hold instead pling schemes for TRACE/S3K (TS3K) simulations of solely applying the peak hoop stress in the CDI ([22], [23]) and as part of the participation to correlation, an improved and correct discrimina- the EU NURISP project ([24], [25]). For TS3K, the tion of failure versus non-failure was achieved with particular intention was to establish complemen- a reduction of the failure probability for the xM3 tary schemes that would allow for more efficient rod to around 5% (see lower-right plot of Fig. 10). simulations when large detailed core models are Although this finding must be considered with necessary or when very long transients are to be care since this implies a deviation from the nominal analysed. The nominal TS3K temporal scheme is range of application of the CDI method, it certainly indeed based on an explicit operator-splitting (OS) illustrates that the latter might not account for all method which requires very small time-step sizes in order to ensure numerical stability and conver- gence of the coupled simulation. To overcome this, Figure 11: two enhanced temporal coupling schemes were Evaluation of Enhan- established, namely 1) a time-projected power ced Temporal Coupling Schemes for TRACE/S3K (TPP) method; 2) a predictor-corrector approach Analyses to advance the thermal-hydraulic solution (PCTH). For both schemes, the objective was to achieve a given accuracy target using larger time-step sizes than with the explicit OS method. Also, an adaptive time-step algorithm (ATS) applicable to all coupling schemes was developed. The ATS is based on adapting the time-step sizes by tracking the fastest dynamical scales of the main physical variables (e.g. power, T-H feedback quantities) and to optimise thereby, the trade-off between accuracy and CPU cost. To assess these developments, both a neutronic driven transient such as the PWR Rod- Ejection-Accident (REA) and a T-H driven transient such as the BWR turbine trip, were analysed. For the REA case, some of the achieved results are illustrated on the top part of Fig. 11. There, the power peak error as function of time-step size is compared between the TPP approach (using two variants of the weighting factor γ applied to the temporal projection of the power, the PCTH scheme and the conventional OS method. Clearly,

202 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 12: Development and Assessment of Nuclear Data UQ Methodology for CASMO-5M Code

one can observe that the time-step needed to Uncertainty analysis achieve an error below 1% by the PCTH is more As STARS aims at developing safety-related com- than three times smaller than with the OS. Regard- putational methodologies using best-estimate ing the turbine trip transient, some of the results codes, one important complementary activity is obtained with the various schemes and with imple- to establish advanced and reliable methods to mentation of the ATS, are illustrated in the lower quantify the uncertainties associated with the part of Fig. 11. There, the relation between power simulation results. In that framework, a capability peak error and computational speed-up (achieved for uncertainty quantification (UQ) with respect through a variation of a «safety factor» in the ATS to nuclear data was in recent years developed that limits the maximum fractional change of any for the CASMO-5M lattice transport code (see state variable between two consecutive time-steps) left part of Fig. 12). The guiding principle was to is shown along with the 1% error and 20 times implement two complementary non-intrusive UQ speed-up lines, noting that the lower right quad- techniques in a special PSI code version referred rant constitutes thus the optimal region. A first to as CASMO-5MX: 1) direct perturbation (DP) observation is that even with the slowest speed-up, and 2) stochastic sampling (SS). During 2012, a the conventional OS method fails in reducing the benchmarking of these techniques for UQ related power peak error below 1%. In contrast, with the to cross-sections was completed through partici- ATS applied to the TPP or PTCH schemes, a speed- pation to the OECD/NEA UAM Phase 1 bench- up factor of 20 can be achieved while maintain- mark. More precisely, solutions for BWR and PWR ing a high accuracy. Therefore, when combined pin-cell as well as assembly models at both HZP together, the new schemes and the ATS allow and hot-full-power (HFP) Beginning-of-Life (BOL) reducing the error to levels where numerical diffu- conditions were finalised. Among other things, sion becomes non-negligible, if not predominant. uncertainty estimations of the reactivity (k-inf) as However, along that these new approaches will well as 1-group collapsed cross-sections for various be assessed for other types of transients, further nuclides and reactions were estimated with both studies will also be needed to address, among the DP and the SS techniques, indicating a close other things, if an optimal safety-factor for the agreement between both methods as well as to ATS algorithm can be estimated. Also, studies will independent solutions provided by other partici- be conducted regarding the development of alter- pants. Also, a breakdown of the k-inf uncertainty native coupling approaches and/or parallelization allowed to assess the most influential parameters capabilities. and to study in that context, the impact of the perturbation group structure. This is illustrated in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 203 the upper-right part of Fig. 12 showing for the International Cooperation BWR HZP pin-cell case, a ranking of the variance contributions as well as the cumulative variance At the international level, the project collabo- aimed at delimiting the most influential parame- rates with international organisations (OECD/ ters (e.g. representing more than 99% of the total NEA, IAEA) principally as part of working/expert k-inf uncertainty). Principally, for UO2 fuel, it could groups as well as through international research thus be observed that the most important con- programs and benchmarks. The project also col- tributors to k-inf uncertainty are 238U capture, 235U laborates with other research organisations, on the neutrons per fission and 235U capture. And similarly, one hand through e.g. EU 7th FP NURISP project uncertainty breakdown showed that 238U inelastic and on the other hand, through bilateral coop- scattering would account for well over 50% of the eration e.g. GRS, CEA, KTH, Michigan University. 1-group 238U absorption cross-section. Based on An active cooperation with the Finnish regula- these types of investigations, the estimated uncer- tory body STUK as well as with the AREVA plant tainties could also be compared between different vendor is also carried out for safety evaluations

fuel designs (e.g. UO2 vs. MOX) or LWR type (BWR related to the GIII/GIII+ EPR and Kerena reactors vs. PWR) as illustrated in the lower-right part of Fig. respectively. Finally, close cooperation with code 12 where for a given quantity, the ratio between developers and/or providers is necessary and con- the PWR versus the BWR uncertainty is shown. As ducted principally with US NRC (TRACE), Studsvik can be seen, the BWR k-inf uncertainty tends to Scandpower (CASMO/SIMULATE-3/SIMULATE-3K) be larger, especially at HFP conditions when spec- and EPRI/ANATECH (FALCON). trum hardening increases substantially the contribution from 238U fission cross-section uncertainties. As next step, UQ for fuel depletion will be aimed Assessment 2012 and at, including thus propagation of fission yield and Perspectives for 2013 decay data uncertainties. As well, the relative effect of nuclear data versus design/geometrical During 2012, despite a shift in priorities due to uncertainties on depletion uncertainties will in that changes in resource situation, several key objec- framework also be studied. tives could be achieved. Among other things, scientific support to ENSI could be provided and on the research side, progress was reached in many National Cooperation activities with two main characteristics. On the one hand, participation to several OECD/NEA bench- To carry out its research and scientific support mark programs and/or benchmark phases was activities, the STARS project collaborates with finalised. On the other hand, along the develop- ENSI as well as with swissnuclear and NAGRA for ment and validation of methodologies using ref- operational and waste management issues. The erence codes for the Swiss reactors, efforts were project also collaborates with other laboratories initiated to integrate complementary computation at PSI, among which the Laboratory for Thermal- methods in order to further strengthen the pro- Hydraulics (LTH), the Laboratory for Energy Sys- ject capabilities for comprehensive state-of-the-art tems Analysis (LEA) and the Laboratory for Nu- steady-state and safety analyses. Some deviations clear Materials (LNM) can be mentioned. Finally, to the initially planned targets were neverthe- the project is also collaborating with the Swiss fed- less encountered. For instance, the development eral polytechnic institutes ETHZ/EPFL for the elabo- of uncertainty quantification methods related to ration and supervision of relevant MSc and/or PhD physical models of thermal-hydraulic system codes theses as well as for the realisation of courses for did not materialize in concrete progress due to the Nuclear Engineering Master Program including the lack of resources. Also, an assessment of the the «Nuclear Computation Laboratory» course on BWR core stability analysis methodology for the reactor simulations. OECD/NEA Oskarshamn stability benchmark was not started because of a delay by the organizers to provide final specifications. Finally, the validation of fuel performance codes for the modelling of clad lift-off phenomena at high-burnup has not yet been launched because higher priority was given

204 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 to the interpretation and design of LOCA experi- entific support and research programs are currently mental tests. All these activities remain key targets being finalised. And in line with these programs, for the next phase of the STARS collaboration with the main objectives for 2013 are as follows. ENSI which will start in 2013 and for which the sci-

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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 205 [13] P. Zvoncek. Multi-objective Neutronics Opti- [25] O. Zerkak, D. Wicaksono, I. Gajev. Evalua- mization of Inert Matrix Fuel with CASM0- tion of different thermal-hydraulics – neu- 5M and MATLAB‘s Genetic Algorithm. PSI tron kinetics temporal coupling schemes for Technical Report TM-41-12-06, (2012) the analysis of the OECD/NEA BWR Turbine [14] S. Canepa, W. Wieselquist, H. Ferroukhi. Re- Trip Benchmark. NURISP Report D.3.2.2&3 port on PWR schemes and benchmark anal- (2012) ysis results using APOLLO2 and TRIPOLI4. [26] W. Wieselquist. CASM0-5MX: Tools for Sen- NURISP Report D.1.4.3.b (2102) sitivity Analysis and Uncertainty Quantifica- [15] M. Hursin. Scoping Study towards the Estab- tion with respect to Nuclear Data in CASM0- lishment of a Methodology for Preparation of 5M. PSI Technical Report TM-41-12-09 Few-Group Homogenized Neutronic Data for (2012) LWR 3-D Core Analyses using the SERPENT [27] W. Wieselquist, A. Vasiliev, H. Ferroukhi. Nu- Code. PSI Technical Report TM-41-12-03, clear Data Uncertainty Propagation in a Lat- (2012) tice Physics Code using Stochastic Sampling. [16] S. Bogetic. Assessment of Cross-Section In- Proc. Int. Conf on Advances in Reactor phys- terface for PARCS Modelling and Analysis of ics, PHYSOR2012, April 15-20, 2012, Knox- a Swiss LWR. EPFL/ETHZ Semester project Re- ville, Tennessee, USA (2012). port (2012) [17] G. Khvostov. The first set of calculation results using FALCON MOD01 with GRSW-A for the OECD/NEA-CSNI RIA codes benchmark. PSI Memorandum SB-RND-ACT-006-11.001 (2012) [18] Y. Yun. Brief survey of the available data and correlations for major MOX fuel properties. PSI Technical Report TM-41-12-10 (2012) [19] Y. Yun. Implementation and benchmark of MOX thermal conductivity model in FAL- CON MOD 01. PSI Memorandum SB-RND- ACT-001-07.004 (2012) [20] Y. Yun. Evaluation of ALPS LOCA experiments using KKL fuel. PSI Technical Report TM-41-10-27 Version 1 (2012) [21] G. Khvostov. The results of calculation using the coupled Falcon and GRSW-A codes within IAEA programme FUMEX III: The second delivery package (final). PSI Memorandum, SB-RND-ACT-001-0.001 (2012) [22] D. Wicaksono. Evaluation of The Current TRACE/S3K Temporal Coupling for Two Se- lected LWR Transients. EPFL/ETHZ Semester Work Report (January 2012) [23] D. Wicaksono. Development and Assess- ment of an Improved Temporal Coupling for TRACE/S3K Analysis. EPFL/ETHZ Master The- sis Report, June 2012 [24] I. Gajev, O. Zerkak. Report on the explora- tion of adaptive coupling in the time-domain. NURISP Report D.3.2.2.4, (2012)

206 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 PASSPORT Methodology for the analysis of safety system performance in relation to coupled plant system and containment processes

Author und Co-author(s) C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, B. Niceno, H. Ferroukhi, H.- M. Prasser Institution Paul Scherrer Institut Address CH-5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet address +41 (0)56 310 4062, [email protected] http://stars.web.psi.ch Duration of project January 1, 2010 to December 31, 2013

ABSTRACT and systematic comparison of GOTHIC and The PASSPORT project aims at the develop- TRACE on the simulation of different PANDA ment and validation of a novel computational experiments (integral test ISP-42 and B-tests), methodology for the performance assessment a good understanding of the capabilities and of LWR safety systems during design-basis acci- limitations of the codes GOTHIC and TRACE dents and beyond-design-basis accidents. The has been established and thus hinted at the primary objective of the novel methodology potential complementarities of the two in a under development is in fact to provide more coupled configuration. accurate predictions of a nuclear power plant Finally, a large part of 2012 has been spent by coupling 1-D simulations of the primary on implementing and testing the coupling system components (handled by TRACE) with between TRACE and GOTHIC. The coupling typical 3-D phenomena occurring in contain- implements a mass and energy transfer at the ment compartments (better captured by the interface of the respective simulation domains dedicated code GOTHIC). of the two codes. The coupling allows the During 2012, a review of existing experimental two-phase mixture as well as non-condensable facilities and programs on passive cooling sys- gases to flow from the domain of one code into tems suitable for the assessment of the TRACE the domain of the other at an arbitrary num- and GOTHIC codes in stand-alone and coupled ber of coupling points. Each code treats the mode was completed. The PANDA large-scale coupling points essentially as boundary condi- facility, built and operated at PSI, was con- tions that are continuously updated based on firmed as the premiere source of data for the data provided by the other code. This principle assessment of the tools and models developed minimizes the ingress that has to be made into in PASSPORT in view of the availability of inte- the codes as the implementation is restricted gral test experiments challenging the interac- to the boundary conditions without modifying tion of containment phenomena with primary the actual equation solvers of the codes. system behaviour. Thus, through a detailed

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 207 Project goals the acquired capabilities and range of applicability. For 2012, the specific objectives of the project The PASSPORT project was launched as a joint were as follows: research activity between ENSI and the Paul Scher- Literature survey of available experimental data rer Institut (PSI) and involves a technical collabora- for validation of the coupled code. tion between the STARS project at the Laboratory Develop an integral model of the PANDA facil- for Reactor Physics and System Behaviour (LRS) and ity with GOTHIC, for applications to the ISP-42 the Laboratory for Thermal-Hydraulics (LTH). The experiments. PASSPORT activities aim at the development and Develop and implement a coupling between validation of a novel computational methodology the system code TRACE and containment code for the performance assessment of LWR safety sys- GOTHIC. tems during design-basis-accidents and beyond- Verification of the coupling for selected simpli- design-basis accidents. One foreseen advantage of fied test cases. this methodology is to allow for a more advanced This report presents the status and progress modelling and thereby more accurate simulations achieved during 2012 in relation to the above of accidents involving weak to strong interactions objectives and outlines the perspectives for 2013. between the primary coolant circuit and the containment. As this might be relevant not only for safety analyses of current operating Gen-II reactor Work carried out types but also in order to bring forward the state- and results obtained of-the-art in this area for the analysis of Gen-III/ III+ concepts, especially those relying on passive Survey of available experiments systems, the underlying principle is to achieve a for validation of the coupled code comprehensive and generic methodology for a The planned literature survey of available experi- wide range of applications. Thus, one first objec- mental data has been conducted [1], providing a tive is to develop a mass, momentum and energy description of the relevant coupled phenomena coupling scheme between the best-estimate state- between primary system and containment, and of of-the-art codes TRACE for 1-D system analysis the available experimental facilities as well as of and GOTHIC for 3-D containment behaviour. The related experimental programs performed. second and complementary objective is to validate The report identifies the PANDA facility at PSI [5] as this methodology on the basis of available integral the primary and most adequate source of assess- and/or separate testeffects experiments with spe- ment. In this respect, the ISP-42 integral test series cial emphasis on tests where interactions between – investigating typical passive safety system operat- primary coolant/containment systems are mainly ing modes of a general interest for Light Water driven by physical phenomena. These types of tests Reactor (LWR) and Advanced Light Water Reactor would indeed be the most challenging ones for (ALWR) containments – is considered a suitable the methodology and therefore, simulating these validation option. Interactions between primary accurately would provide stronger confidence in reactor system and containment have been found

Figure 1: PCC 2 PCC 1 PCC 1 PCC 2 PCC 3 IC e e Panda facility: Vessel PCC 3 e lin lin layout (a) and configu- lin 1 feed 2 feed ration for phase b of 3 feed PCC PCC ISP-42 (b) PCC

GDCS Pool GDCS DW 1DW 2

Drywell 1 RPV Drywell 2 MSL 1 MSL 2 RPV

VB 1 VB 2 WW 1 WW 2 e lin e e e Wetwell 1 nt lin nt lin nt lin ve ve Wetwell 2 ve 1 2 3 GDCS drain PCC PCC PCC

208 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 in the ISP-42 Phase B, including the activation of the sumps, which is known to be an influential the passive emergency core cooling system GDCS factor in the formation of precipitates contributing (Gravity Driven Cooling System), and the effects to sump screen clogging [11]. One should however of the discharge of subcooled water into the RPV acknowledge that this is not a standard application (Reactor Pressure Vessel). Figure 1 shows a 3-D of GOTHIC, and appropriate preliminary assess- sketch of the PANDA facility and the configuration ment of the code would be needed. used for Phase B of ISP-42. Phenomena like the suppression of boiling following GDCS water injec- Pre-studies on the PANDA facility tion, the interaction of the interruption in steam Pre-studies on the PANDA facility were carried out production with the PCCS (Passive Containment with stand-alone calculational models developed Cooling System) operation and the final resump- with TRACE and GOTHIC, with the objective of tion of boiling in the RPV have been highlighted as comparing the capabilities of the two codes in sim- suitable figures of merit for the assessment of the ulating one typical cooling system. A study regard- coupled code. ing the modelling of heat transfer in the Isolation One typical situation for a passive cooling sys- Condenser (IC) and in the Passive Containment tem where the need of a coupled code is clearly Condenser (PCC) was conducted [2]. The simula- identified is in the transition phase between the tions were assessed using experimental data from late primary pressure blowdown and the GDCS the PANDA B-tests (IPSS «Innovative Passive Safety injection during a LOCA (Loss Of Coolant Acci- Systems» project) [12]. dent) accidental sequence, when GDCS injection IC systems are typically designed to provide cooling is passively triggered due to hydrostatic head. It to a Boiling Water Reactor (BWR) core following has however been noticed that «the PANDA facil- isolation from the primary heat sink. Steam rises ity is not designed for assessing GDCS injection from the RPV to the IC heat exchanger submerged into the vessel» [6]. For that reason, attention has in an elevated pool; gravity drives the condensate been focused on other experimental programs back to the RPV, preventing core uncovering. PCC available worldwide, selecting the PUMA facility systems are instead fed by a steam-air (steam- (US NRC, Purdue University, West Lafayette, IN, nitrogen) mixture from the drywell, following an USA) [7] as an interesting counterpart of PANDA. accident where the RPV is depressurized. Perfor- Moreover, with respect to the recent studies on the mance of the PCCS in presence of light gas (hydro- SMR (Small Modular Reactor) concepts – as they gen, simulated by helium) must be considered to typically feature a small high-pressure containment account for postulated accidents with core heat-up which, coupled to the RPV, directly intervenes in and fuel cladding oxidation. The study showed that the accident mitigation – a good validation target both codes were generally able to achieve good has been identified in the International Collabora- agreement with experiments but certain weak- tive Standard Problem (ICSP) currently on-going in nesses and possible improvements were identified. the OSU-MASLWR experimental facility (Oregon Stand-alone simulation with GOTHIC of experi- State University, Corvallis, OR, USA) [8]. ments investigating the IC system performance Finally, possible applications of a containment/ confirmed the capability of the code to capture system coupled code to operating Gen-II LWRs specific primary system phenomena (natural have been identified. Interactions between the pri- circulation in a closed two-phase loop and con- mary system and the containment can be pointed densation of pure steam in vertical tubes). Slight out especially during the late stage of the LOCA, underprediction of the condenser performance where the pressure difference is sufficiently small has been observed (Table 1). and the influence of the pressure in the con- The GOTHIC model generally predicts the overall tainment is affecting the mass loss through the performance of the PCC better than the TRACE break [9][10]. Another potential benefit from the code (Table 2) even though the general trends GOTHIC solution in the coupled code could be a are well predicted by both codes (see the heat more accurate estimate of the local temperature of transfer efficiency as function of non-condensi- the condensate accumulating in the recirculation bles content and pressure in Figure 3). sumps. This could help better investigating sump The pool-boiling model of TRACE (based on the clogging safety issue during the long term cool- Gorenflo correlation [13]) performs better than ing phase following a LOCA, by more accurately the model of GOTHIC (based on the Chen cor- determining the evolution of the temperature in relation [14]) (Figure 2).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 209 Experiment GOTHIC code RELAP5 code [12]

Test P [bar] Qel [kW] Flow [kg/s] P [bar] error P [bar] error B1 3.04 480.4 0.222 3.22 6.1% 3.20 5.3% B2 6.16 1036.8 0.497 6.94 12.7% 6.98 13.3% B3 8.98 1371.0 0.675 10.38 15.6% 11.0 22.5% Table 1: Gothic predictions on pure steam tests (b1, b2 and b3), compared with experiments and previous analyses using relap5 code [12].

Figure 2: (a) (b) Trace and gothic results on the boiling curve, compared with experiments (a) and respective pool boiling models (b).

Condenser efficiency Test Description Experimental GOTHIC TRACE RELAP5 [12] B4 3 bar – 1 g/s air 94.9% 85.0% 67.3% 85.0% B5 3 bar – 3 g/s air 89.6% 78.3% 64.0% 84.0% B6 3 bar – 28 g/s air 56.7% 54.7% 52.6% 74.0% B7 6 bar – 1 g/s air 97.5% 85.9% 75.9% 84.0% B8 6 bar – 3 g/s air 93.2% 81.4% 72.7% 81.0% B9 6 bar – 28 g/s air 74.0% 65.3% 57.3% 78.0% B10 9 bar – 1 g/s air 97.0% 87.4% 83.1% 78.0% B11 9 bar – 3 g/s air 93.4% 84.7% 79.1% 77.0% B12 9 bar – 28 g/s air 88.1% 70.5% 66.9% 70.0% B13 9 bar – 0.137 g/s helium 94.3% 90.2% 90.5% 80.0% B14 9 bar – 0.41 g/s helium 89.8% 88.3% 88.3% 79.0% B15 9 bar – 3.87 g/s helium 76.4% 77.7% 78.2% 75.0% Table 2: Comparison between predictions on steam-air (and steam-helium) mixture tests (b4 through b15).

Figure 3: (a) (b) Experimental efficiency degradation curves compared to gothic (a) and trace (b) predictions.

210 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 (a) (b) Figure 4: Experimental and simulated pressure evolution during phase b of the ISP-42 experiment with 1 kpa (a) and 10 kpa (b) of initial air partial pressure in the dw.

A more detailed study of the TRACE model was sensitive to small variations in the initial air concen- published as well and investigated certain com- tration in the Drywell (DW) (Figure 4) and that this plex flow patterns in the PCCS [3]. In particular, it effect is probably physical rather than an artefact has been demonstrated that light non-condens- of the TRACE code. able gases, such as helium and hydrogen, tend to cause a circulating flow pattern in the heat Development of an integral model of exchanger with reversed flow in some pipes (this PANDA with GOTHIC flow pattern was also indicated by past experi- In 2012 a stand-alone integral model of PANDA ments in PANDA). (RPV included) was developed for GOTHIC. The Another prestudy evaluated the possibility of mod- nodalization scheme is shown in Figure 5. A elling the PANDA facility with the TRACE code detailed 3-D nodalization was prepared for the alone [4]. Phases A (PCCS start-up) and Phase B two drywells and relative Interconnecting Pipe (IP) (GDCS discharge) of the ISP-42 experiment were (Figure 6-A). The mesh for each DW (Vol. 4s and simulated. The results were generally satisfactory, 6s) consists of 1584 cells respectively, obtained showing that the TRACE code is able to reproduce with 72 crosssectional subdivisions (8 x 9) and 22 experimental data about as well as other system axial levels. The actual geometry of the two DWs codes. It was shown, however, that the simulation and the IP was simulated, reproducing the curvi- results of the ISP-42 Phase B experiment are highly linear profile of the surfaces.

Figure 5: GOTHIC nodalization Environment Control volumes: scheme of the PANDA 1,2MSLs(Main Steam Lines) facility. 3s RPV (2D) 4s,6sDrywell 1,2 (3D) PCC 1PCC 2PCC 3 5s DW IP (Interconnecting Pipe) (3D) 7,8WW connection pipes 9s,10s,11s PCC 1,2,3 upper headers (1D) 12s,13s,14s PCC 1,2,3 tubes (1D) Drywell 1DGDCS rywell 2 15s,16s,17s PCC 1,2,3 lower headers (1D) Pool 18,19,20PCC vent lines 21,22,23,24,25PCC drain lines 26s,27s,28s PCC 1,2,3 pools (2D) 29 Environment with steam plume 30s GDCS drain line (1D) 31,32 Wetwell1,2 33 GDCS pool

RPV Boundary conditions: 1P Atmospheric conditions 2F Environment cooling air

Wetwell1 Wetwell2

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 211 Figure 6: (a) (b) GOTHIC nodalization developed for DW (a) and RPV (b).

A 2-D approximation was chosen instead to repre- completed and was verified in several steps, start- sent the volumes containing pools of water with ing from small GOTHIC models involving various natural circulation flows, i.e. the RPV (Vol. 3s) and lumped and subdivided volumes and connected the PCC pools (Vol. 26s, 27s and 28s). The utiliza- by one or more junctions. Liquid, vapour and non- tion of a low number of cells (few tens, details of condensable gases were made to pass through the RPV nodalization in Figure 6-B) is enough to these junctions by means of gravity, initial pressure simulate boiling phenomena and obtain a reason- differences or forced by connecting a flow bound- able circulation pattern, as proved in [2]. Finally, the ary condition to one or more of the volumes. The model of the three PCCS is one-dimensional [2]. results were satisfactory, as also by partially repeat- The model has been validated with Phase B of the ing the study published in [2]. ISP-42 experiment, confirming the physical basis The whole validation results are planned for pub- of the sensitivity to initial air concentration in the lication in 2013. DW highlighted in [4]. The results are planned for publication in 2013. National Cooperation Development of a numerical coupling between TRACE and GOTHIC The project is carried out in a close collaboration The main part of 2012 has been spent on imple- between the Laboratory of Reactor Physics and menting the coupling between TRACE and GOTHIC Systems Behaviour (LRS), the Laboratory for Ther- based on the pre-studies. The coupling allows the mal-Hydraulics (LTH) and ENSI. Synergies with the two-phase mixture as well as non-condensable Swiss federal polytechnic institutes ETHZ/EPFL are gases to flow from the domain of one code into expected with the preparation and supervision of the domain of the other at an arbitrary number relevant MSc and PhD theses. of coupling points. Each code treats the coupling points essentially as boundary conditions that are continuously updated based on data provided by International Cooperation the other code. This principle minimizes the ingress that has to be made into the codes as the imple- The lessons from the study [2] have led to a mentation is restricted to the boundary conditions research proposal submitted to the IAEA. The topic without modifying the actual equation solvers of proposed to investigate by means of Computa- the codes. tional Fluid Dynamics (STAR-CCM+) the complex A first version of the coupling scheme has been boiling and recirculation pattern taking place on

212 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 the pool side of the PCCS. The proposal has been Publications accepted in late 2012 and a fellow researcher from the Nuclear Power Institute of China (NPIC) will [1] D. Papini and C. Adamsson, Project PASS- conduct in 2013 a 6-month long internship at PSI. PORT – Survey of available experiments for validation of containment/primary system code coupling, TM-42-12-08, 2012. Assessment 2012 and [2] D. Papini, C. Adamsson, M. Andreani, and Perspectives for 2013 H.-M. Prasser, Study of Condensation Heat Transfer in Passive Safety Systems Using The goals for 2012 have been achieved. The GOTHIC and TRACE Codes, in Proceedings detailed literature survey [1] could confirm the of the 9th International Topical Meeting on PANDA facility as the premiere source of data for Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and the assessment of the tools and models developed Safety (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, Sep- in PASSPORT. In this respect, through the bench- tember 9–13, 2012. mark of GOTHIC and TRACE on the simulation [3] C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, and H.- of different PANDA experiments (integral test ISP- M. Prasser, Simulation of Complex Transient 42 and B-tests), a good understanding of the ca- Flow Patterns in the ESBWR Passive Contain- pabilities and limitations of the codes GOTHIC and ment Cooling System, in Proceedings of the TRACE has been established and thus hinted at 9th International Topical Meeting on Nuclear the potential complementarities of the two in a Thermal-Hydraulics, Operation and Safety coupled configuration. Moreover, a large part of (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September the work in 2012 consisted in designing and devel- 9–13, 2012. oping a novel dynamic coupling between GOTHIC [4] C. Adamsson, D. Papini, O. Zerkak, and H.- and TRACE. A first version has been developed and M. Prasser, Simulation of International Stan- was verified on simple problems. For 2013, the fol- dard Problem ISP-42, Phases A and B with lowing work is planned. the TRACE Code, in Proceedings of the 9th The verification and validation of the coupling International Topical Meeting on Nuclear scheme will be completed using data from the Thermal-Hydraulics, Operation and Safety PANDA ISP-42 experiments. For an objective (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September evaluation of the added-value of the coupling, 9–13, 2012 the same experiments will be simulated using stand-alone versions of the two codes and models, and compared with the coupled code solu- References tion. The versatility of the coupling might be extended [5] D. Paladino and J. Dreier, PANDA: A Multi- by adding a supplementary capability where purpose Integral Test Facility for LWR Safe- each side of a heat exchanger (e.g. the PCC) can ty Investigations, Science and Technology be separately modelled by one of the two codes. of Nuclear Installations, vol. 2012, no. ID The analysis of additional experimental tests to 239319, 9 pp., 2012. enlarge the validation basis of the above cou- [6] IAEA, Passive Safety Systems and Natural pling schemes will be considered if suitable tests Circulation in Water Cooled Nuclear Power are identified as well as if sufficient experimental Plants, International Atomic Energy Agency, data and specifications are to that aim made IAEA-TECDOC-1624, 2009. available through e.g. international collabora- [7] J. Yang, S.-W. Choi, J. Lim, D.-Y. Lee, S. Ras- tions. same, T. Hibiki, and M. Ishii, Assessment of As last step, an attempt to apply the coupled performance of BWR passive safety systems code for the simulation of a postulated accident in a small break LOCA with integral testing in a Swiss nuclear power plant will be aimed at. and code simulation, Nuclear Engineering The accident as well as the plant to consider will and Design, vol. 247, pp. 128–135, 2012. need to be evaluated, noting that a plant specific [8] F. Mascari, V. Giuseppe, and B.G. Woods, GOTHIC containment model will be required for TRACE Code Analyses for the IAEA ICSP on coupling to the available TRACE models of the «Integral PWR Design Natural Circulation Swiss reactors. Flow Stability and Thermo-Hydraulic Cou-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 213 pling of Containment and Primary System Soltez, Precipitate formation contributing to During Accidents», in Proceedings of ASME sump screens clogging of a nuclear power 2011 Small Modular Reactors Symposium, plant during an accident, in Récents Progrès Washington, DC, USA, September 28–30, en Génie des Procédés – Numéro 96–2007 2011. ISBN 2-910239-70-5, Ed. SFGP, Paris, France. [9] M. Keco, N. Debrecin, and D. Grgić, Appli- [12] J. Dreier, N. Aksan, C. Aubert, O. Fischer, S. cability of Coupled Code RELAP5/GOTHIC to Lomperski, M. Huggenberger, H.J. Strass- NPP Krško MSLB Calculation, in Proceedings berger, V. Faluomi, and G. Yadigaroglu, PAN- of the International Conference Nuclear En- DA test results and code assessment for in- ergy for New Europe 2005, Bled, Slovenia, vestigations of passive decay heat removal September 5–8, 2005. from the core of a BWR, in Proceedings of [10] M. Hoffmann, U. Schittek, U. Gall, and M.K. the 6th International Conference on Nuclear Koch, Simulation of LOCA within a German Engineering (ICONE-6), San Diego, CA, USA, BWR Containment with the Coupled Version May 10–14, 1998. of ATHLET-COCOSYS, in Proceedings of the [13] D. Gorenflo, Pool Boiling in VDI-Heat Atlas, 14th International Topical Meeting on Nuclear VDI-Verlag, Dusseldorf, Germany, 1993. Reactor Thermalhydraulics (NURETH-14), [14] J.C. Chen, Correlation for Boiling Heat Trans- Toronto, Canada, September 25–30, 2011. fer to Saturated Fluids in Convective Flow, [11] S. Rouaix, L. Cantrel, Y. Armand, J.-M. Mat- I&EC Process Design and Development, vol. tei, M. Liska, D. Galuskova, Y. Vicena and B. 5, no. 3, pp. 322–329, 1966.

214 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 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, R. Zboray, H.-M. Prasser Institution Paul Scherrer Institut (PSI) Address CH-5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet address +41563104373, [email protected] Duration of project 2010–2013

ABSTRACT film characterization, iii) development of ther- Within the LINX projects liquid film dynam- mal flux sensors for the temperature controlled ics under the effects of condensation and plate; iv) upgrading LINX facility with new re-evaporation phenomena is investigated control modules; v) performing a measuring experimentally and analytically. The main campaign for the characterization of film thick- activities performed in 2012 include: i) assess- ness by neutron radiography at ICON (PSI) for ment, selection and purchasing of Near Infra- validation and benchmarking with the Infrared red and Mid-Wave Infrared cameras for liquid techniques. The research findings of the LINX film thickness measurements and temperature, project represent the content of a PhD thesis respectively, and development of light source at ETHZ. The Ph.D. student is Julien Dupont optics, ii) completing the design and purchas- and the Ph.D. supervisor is Prof. Horst-Michael ing of temperature controlled plate for liquid Prasser.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 215 Project goals tigations, with the main goal to advance the knowledge on liquid film dynamics in a condensing and Steam condensation, thin liquid film formation, and re-evaporating environment [1]. re-evaporation are phenomena which take place during the evolution of postulated accidents in LWR containment. The research activities carried out in Work carried out and various projects devoted to the safety of nuclear results obtained power plants, e.g. OECD/NEA SETH, OECD/NEA SETH-2, EURATOM-ROSATOM ERCOSAM-SAMARA The research activities carried out in 2012 in the projects, etc. have shown that a correct prediction frame of LINX project are threefold; first, the de- of these phenomena is of paramount importance for velopment of the film thickness measurement tech- the prediction of temperature in the various regions nique derived from infrared imagery and additional of the containment during a LOCA scenario and gas instrumentation such as heat flux sensor; second, mixture composition (hydrogen, air, steam) predic- the design and construction of the temperature con- tions and containment pressure evaluations during trolled cooling plate and associated auxiliary cooling a severe accident scenario. loop; third, the upgrading of the LINX facility control PSI, IRSN and ENSI have launched the LINX project, system. which combines theoretical and experimental inves-

Figure 1: Water optical properties of interest for the liquid and vapor phases. The HITRAN data-base provides the necessary information for the water absorption calculations. The wavelength ranges for film thickness and temperature measurements are shown. The narrow bands in the Near Infrared (NIR) and one broad band in the Mid-Wave IR (MWIR) region are well suited for the desired measurements in accordance with the absorption, refraction and emissivity values.

216 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 2: a) Calibration setup; one can see the water film and some trapped air bubble between the glass window and the wall mesh sensor. b) Wall mesh sensor front view obtained with the NIR camera; darker spot correspond to thicker film. c) Superposition of raw data obtained simultaneously with the wall sensor on NIR picture; one can see the improved spatial resolution obtained with the NIR camera.

Development of instrumentation for NIR and and plate surface temperature measurements. For MWIR techniques for temperature and film wavelengths ranging from 2.5 to 5.1 micrometers, thickness measurements the water light absorption is so high that only black- This section provides the reader with a summary body emissions from the film surface are transmit- of the measurement principles to be applied in the ted towards the detector. Thermal measurements LINX facility. Due to the expected high steam con- should thus provide the temperature of the water centration and considering the intrusiveness of most film surface and the dry areas on the plate surface. measurement techniques, the research focus for the Consequently, information on local heat transfer at LINX investigations has been to study the poten- the border between wet and dry areas would also tial of infrared imagery on application such as 2-D be accessible. Particularly, when droplet or rivulet spatially resolved film thickness measurement. Time regimes are dominant, the non uniform heat trans- resolved liquid film thickness point measurements fer at the surface could be spa-tially and temporally based on infrared absorption techniques has already evaluated. been successfully carried out [2]. Based on the same absorption principle a concept for spatially resolved Measurement campaign at ETHZ measurements (2-D) is being developed. As of today, cameras were purchased, the light Figure 1 shows the water optical properties of inter- source was designed and tested, and a first mea- est for infrared measurements. Liquid water has very surement campaign is ongoing in collaboration with low absorption properties in the visible spectrum of ETHZ to validate the measurement and calibration light whereas it possesses an adequate absorption technique as well as to assess the accuracy of the for thin film thickness measurements in the near measurements. The Wall Mesh Sensor (WMS) with infrared (NIR) region. Using a halogen light source maximal time resolution of 10 kHz allows for a direct and IR detector allows for absorption measurement synchronized measurement comparison. The frame in pure water. Consequently, no additional bodies rate used in this experiment is coherent with the (such as dye or seeding) need to be mixed with the camera capabilities and the requirements for charac- water, which is a necessary condition to measure terization of a condensate flow. At least 100 frames condensing and re-evaporating films. Our first at- per second and an integration time below 1 ms en- tempt to measure water absorption in a plane (2-D) sure good tracking of the flow pattern evolution and was performed with a NIR camera at the FLIR ATS sharp images. production centre in Paris. Results showed a good In the calibration setup, the water is confined be- correspondence between film thickness and photon tween a glass window and the wall mesh sensor count acquired by the camera [1]. plate, Figure 2a). The distance between the glass Associated with a near infrared (NIR) camera, a mid- window and the wall sensor, meaning the thickness wave infrared (MWIR) camera will be used for film of the film, is controlled by means of three micro-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 217 metric screws attached to the frame supporting the into a spot whose opening angle matches the one glass, Figure 2a). The gap between the WMS and of the NIR camera. The intensity of the light was the glass window can be adjusted from 0 to 3mm. estimated such that only 90% of the saturation of The window is spring loaded against the micromet- the camera detector is reached when the plate is dry. ric screws in order to ensure the contact with the In addition, an adequate filter was chosen such that screws heads at any time. These experiments are a 2 mm thick film leads to a 90% absorption. The done by measuring simultaneously the thickness of intensity of the infrared light should be high enough a falling film using the NIR absorption technique, to be measured with accuracy by the camera. The Figure 2b), and the wall mesh sensor [4], Figure 2c). aligned optical setup is presented in Figure 3. Such experiment should lead to the estimation of The proximity of the source and the camera is nec- the accuracy and uncertainties associated with the essary to obtain nearly identical optical paths of IR absorption technique. incoming and outgoing light, which allows for a In addition to this validation and calibration test precise location measurement. campaign, the opportunity of using a beam line at the ICON facility to measure falling film thickness Optical access using cold neutron radiography has been given and To ensure proper transmission of the light in the mid- such experiment have been performed in August wave infra red region, from 2.5 to 5.1 micrometer, 2012. The following sections present in more details a sapphire window has been designed to replace different tasks related to the optical measurement one of the existing glass windows only suitable for technique as well as to complementary instrumenta- visible light observation, Figure 4, left. The window tion that will be installed in the cooling plate. has a thickness of 8 mm and is rated to 16 bar. For the Near Infrared region, regular borosilicate is used, Light source Figure 4, right. The flange is designed with two The design of the light source that is used in the film openings to avoid the formation of possible flare thickness measurement consists in collecting and on the camera sensor due to reflection of the light concentrating the light of a powerful halogen lamp source on the window. The size of the windows is

Figure 3: Picture representing the light source alignment setup. The light source itself consists of a power adjustable halogen light with a maximum output of 1000 W. The right combination of lenses and diaphragm ensures the correct opening angle of the light beam coming out of the system. The opening angle is such that it matches the one of the NIR camera.

218 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 4: Optical access implemented in the LINX facility. (Left) Sapphire windows used for the film temperature measurement in the Mid-Wave Infra-Red (MWIR) region. (Right) Double opening borosilicate used for the light source and Near Infra-Red (NIR) camera setup. such that they can easily replace the already existing wetting is necessary to obtain nicely distributed, windows installed in LINX. repeatable liquid films below the nozzle. 2-D thickness mapping for three different flow rates with pre- Measurement campaign at ICON wetted conditions with 1 to 4 frames per second This section presents tests performed for the charac- and respectively 1000 and 250 ms integration time terization of film thickness by neutron radiography have been performed. Cold neutron imaging has a at ICON (PSI), which is useful for validation of the low time resolution down to 1 Hz, which allows only infrared techniques. The experimental setup is pre- for a statistical comparison with the NIR method. sented in Figure 5. On the other hand this measuring method offers a The setup consists of an aluminum plate with sand much better spatial resolution than the Wall Mesh blasted surface for better wettability. A fine nozzle Sensor and thus, forms a complementary validation emits a water jet hitting the plate, running down for NIR measurements. and forming a water film. The nozzle is supplied Without pre-wetting, rivulets are formed on the sur- with water through 1 to 3 parallel coupled syringe face (see below) in a quite arbitrary manner. It char- pumps assuring well-defined and controlled flow acterizes this flow regime that the rivulets flow pat- rates. A perforated flood/wetting line is spanned tern does not repeat exactly from one experiment along the top edge of the plate and used to pre- to another. The procedure for pre-wetting and film wet the surface with a small amount of water. Pre- formation has been extensively tested prior to the neutron measurements to assure good repeatability. The measurements will be repeated with the same procedure using the infrared technique for benchmarking. Details on the optical settings, detector, image processing and calibration are reported in [5]. Selected results are presented in Figures 6–8. Experi- ments for visualization purposes were performed using either the nozzle or the pre-wetting line to create very dynamic, rivulet flows (not repeatable) on non-pre-wetted surfaces. In such cases the flow is constrained in a few, narrow rivulets resulting in much higher and strongly varying liquid film thickness as is shown in Figure 8 for 4 Hz acquisition rate. Such variation can be captured even with 250 ms integration time, however with a high uncertainty in the instantaneous values of about 20–25%. For the Figure 5: Water optical film thickness measurement setup rivulets flow regime characteristic size and spacing tested at ICON and a close-up on the nozzle. Note that the can be derived from the measurements. The next flood/wetting line is loose on the picture, during the test it was spanned along the top edge of the plate. The size of the step is to repeat the measurements using the NIR plate is about 50 cm x 100 cm. camera and to compare the results.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 219 Figure 6: Time-averaged Liquid Film Thickness distribution in the Field of View (FOV) a) for «high flow» obtained at 250 ms exposure, b) for «high flow» obtained at 1 s exposure, c) for «low flow» at 1 s exposure, and d) for «mid-flow» at 1 s exposure. High, mid and low flow correspond to 8427, 5618 and 2809 ml/hr respectively.

Thermal flux sensors for the temperature latter sensors were designed and manufactured at controlled plate PSI, specifically for the LINX project. The temperature controlled plates are instrument- They consist of an array of micro-thermocouples ed with many thermocouples to estimate the heat (Figure 9a) that allows for the measurement of tem- transferred to the fluid during the condensation or perature gradient through the thickness of the plate. re-evaporation process. One of the cooling blocks, The small sensor size limits the intrusiveness of the the one on which the optical measurement will fo- sensor in the cooling plate. A prototype of ther- cus, has an extensive instrumentation with many ad- mocouple array sensor has been made and tested, ditional thermocouples and heat flux sensors. These Figure 9b. The manufacturing of the final design

Figure 7: Horizontal profiles of the mean Liquid Film Thickness a) at different heights for high flow conditions. b) Time-averaged and instantaneous horizontal profiles of the Liquid Film Thickness. The images were taken at 1s exposure time.

220 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 8: Rivulets formed and running down on non-pre-wetted surface. a) Contour plot of the instantaneous Liquid Film Thick- ness (LFT). b) The variation of the LFT in time in 3 points of the FOV measured with 4 frames per second. The color code identifies the position of the points on the FOV.

is ongoing, Figure 9c. Depending on the cabling blocks through which horizontal channels were configuration, differential or absolute temperature drilled. The path of the flow is dictated by the out- measurements can be considered. side flexible pipe network that can ensure a snail shape through each block in order to maintain a well Temperature controlled plate and uniform temperature distribution. The water loop auxiliary water loop will be maintained at 10 bar pressure to guarantee The experimental facility consists of a temperature the integrity of the in-vessel flexible pipes during controlled plate deigned at PSI on which both con- pressurized tests. One of these blocks is extensively densation and re-evaporation can occur. The design instrumented with temperature measurements in of the plate consists of 9 geometrically identical each channel and thermocouple arrays to estimate

Figure 9: Thermocouple array used for heat flux measurement. a) The array consists of 3 K-type thermocouples of 25 microns wire diameter and spaced 6 mm from each other. The resulting array is then encased in a 0.8 mm cladding that can be easily installed in the cooling block. b) Prototype of the thermocouple array. c) Final design of the thermocouple array suitable for high temperature and steam environment.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 221 Figure 10: a) 3-D CAD of the cooling plate installed inside the 3.4 m high LINX vessel. The plate consists of a stack of 9 inter- changeable blocks that are independently temperature controlled. b) A supporting frame ensures the support and alignment of the blocks with thermal expansion compensation. c) Picture of the Cooling/Heating block used for the temperature controlled plate.

the heat flux through the plate. These blocks are The difficulty of the design resides in the wide range aligned and supported by a large metal frame. The of thermal-hydraulics conditions that can be experi- insulation in each side is made of Teflon plate and mentally investigated in the facility. PEEK material. The active height and width of the On the one hand a large mass flow rate is neces- plate are 250 cm and 40 cm respectively. The tem- sary to avoid a too large temperature increase in perature controlled blocks as well as the support- the blocks when condensation conditions are ex- ing frame and insulation material were ordered and pected. On the other hand, a small mass flow rate received. A 3-D CAD view of the designed cooling is necessary to measure accurately any change in plate setup into the LINX vessel and details of a unit temperature occurring under the re-evaporating block are presented in Figure 10. conditions. The dynamic range of the mass flow As an important step the new design of the auxiliary rate easily reaches 1:50, a very high value which cooling/heating loop has been performed. This loop reduces drastically the number of mass flow me- will ensure the water supply (warm and/or cold) of ters and controllers that fulfill these specifications. the 9 blocks by controlling the temperature and the The solution of oval gear Kobold sensor was chosen mass flow rate individual to each block. Deionized with possibility of changing the housing to increase water will be used to prevent heat transfer and sur- the dynamic range. The design was therefore done face temperature homogeneity degradation due to in order to combine optimally the requirements on calcite formation. An open loop concept allows for the ranges of the measurable flow rates and tem- accurate feed water temperature control indepen- perature increases expected in the blocks versus the dent of the experimental conditions. The water loop measurement accuracy. As of today, all the main design offers the possibility of having cold water in- components of the auxiliary loop (i.e. flow meter, jection in the upper part of the plate while the lower valves) have been assessed, purchased and should part is fed with warm water. Both condensation and be received before the end of the year 2012. re-evaporation processes should be observable in combination or individual. In order to decouple the Upgrading LINX facility and control system re-evaporation phenomena in a pure re-evaporation During LINX reactivation, the main control board case, the implementation of an artificial water film appeared to have failed. Also, dating from mid 90’s, injector is planned. parts of the control system implemented in LINX

222 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 appeared obsolete and not to current PSI standard. Assessment 2012 and The presence of such old control components mostly Perspectives for 2013 outdated, no more produced and seldom supported lead to the decision of upgrading the LINX control All the challenging research activities defined in the system to a state-of-the-art Programmable Logic LINX project for 2012 have been successfully com- Controller (PLC) system that allow for more flexibility, pleted and therefore the project is progressing well. rapid support and easy user interface. The control The key modules for the experimental campaign system was selected to allow for a quick live trans- have been assessed and/or designed and purchased fer of the recorded data to a remote computer via and/or constructed. These are the Temperature Ethernet connection. Finally, the control of the ad- Controlled Plate, the related auxiliary system and ditional components (valves, flow meters, pressure instrumentation, the optical access glass windows transducers, pumps) installed for the new auxiliary for the NIR and MWIR measurements in LINX, the system will be directly implemented in the new LINX upgrading of LINX control system including the new control system. The design of the new control cabi- modules for the TCP, the NIR and MIR cameras, the net and the associated electrical schema has been light sources, etc. A measurement campaign at the done. The assembly of the different components ICON facility at PSI using cold neutrons was also per- and the cabinet is currently ongoing. The new con- formed in order to benchmark the NIR technique for trol system should be completed by January 2013. liquid film thickness measurements. This NIR technique was recently assessed and calibrated, applying the liquid film sensor technique developed recently National Cooperation at ETHZ [4]. The time resolved measurements using Wall Mesh Sensor and spatially resolved cold neu- The LINX project is carried out with the national par- tron imaging provide useful complementary data for ticipation of ENSI. The ETHZ is the hosting institution validation of the novel NIR film thickness measure- for the PhD program and provide the supervision ments technique. In addition to its advantage to be (Prof. Horst-Michael Prasser) as well as experimental nearly non-intrusive, the NIR technique appears to infrastructures for specific tasks (assessment/calibra- be the best compromise between space and time tion of IR technique using as reference ETHZ-devel- resolution regarding characterization of thin films oped 2-D liquid film sensors [4]). on a vertical wall with natural convection. The review of the module of the numerical ASTEC code for the treatment of condensation in containment is International Cooperation scheduled for the first trimester of 2013. In 2013 an extended experimental campaign will be The LINX project benefits also from the participation performed in the LINX facility for the liquid film char- of IRSN (France), which provides support/review to acterization under the effect of condensation and the overall project and in particular for the part relat- re-evaporation phenomena and applying a broad ed to the development of a module of the numerical range of initial and boundary conditions ASTEC code for the modeling of condensation and It is also expected that the analysis of the results of re-evaporation in the containment. the measurement campaign carried on in 2012 at Finally, the research investigations addressing con- ICON and ETHZ and those related to the experimen- densation/evaporation in combination with liquid tal campaign in 2013, will lead the Ph.D. student to film transport phenomena in a containment have write further scientific publications. synergies with the ongoing EURATOM-ROSATOM ERCOSAM-SAMARA projects (2010–2014), which see the participation of several European, Russian, Publications Canadian and American Organizations and for which PSI is the Project Coordinator, and with the An abstract entitled «Non intrusive near infrared OECD/NEA HYMERES project which is going to be liquid water film thickness measurement technique conducted during the period 2013–2016. For the and 2-D Mapping» has been submitted to the 15th latter, PSI and CEA are the two Operating Agents International Topical Meeting on Nuclear Reactor and will perform ex-periments respectively in PANDA Thermal Hydraulics (NURETH-15) that will take place and MISTRA facilities. in Pisa in May 2013 [3]. A full description of the measurement technique, its calibration procedure

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 223 and a quantitative evaluation of its performance will be presented in the paper. The optical technique and its degree of intrusiveness will be discussed and first measurements for adiabatic conditions and a direct comparison with already validated conduc- tance based wall mesh sensor technique will be performed. The NURETH-15 conference paper should be submitted by the end of 2012.

Acknowledgments

The authors gratefully acknowledge Dr. Ahmed Ben- taib from IRSN and Dr. Werner Barten from ENSI for reviewing the research work reported in the present progress report.

References

[1] D. Paladino, J. Dupont, G. Mignot, M. An- dreani, H.–M. Prasser, «LINX Thin liquid film dynamics in a condensing and re-evaporating environment», ENSI Research report 2011, EN- SI-AN-7871, ISSN 1664-3151, pages 219–228. [2] H. Yang, D. Greszik, I. Wlokas, T. Dreier and C. Schulz, «Tunable diode laser absorption sensor for the simultaneous measurement of water film thickness, liquid- and vapor-phase temperature», Applied Physics B (2011) 104:21–27. [3] J. Dupont and H.-M. Prasser, «Non intrusive near infrared liquid water film thickness measure-ment technique and 2-D mapping», to be submitted to NURETH-15, Pisa, Italy, May 12th–16th, 2013 (abstract). [4] M. Damson and H.-M. Prasser, «High-speed liquid film sensor for two-phase flow with high spatial resolution based on electrical con- ductance», Flow measurement and instrumentation, Vol. 20 (2009), 1–14. [5] R. Zboray, «Measuring water film thickness by neutron radiography at ICON for validation and comparison of the infrared technique», PSI memorandum, S.

224 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Code Assessment Program for MELCOR1.8.6

Author und Co-author(s) Jon Birchley, Leticia Fernandez-Moguel, Adolf Rydl and Bernd Jaeckel Institution Paul Scherrer Institut Address 5232 Villigen PSI Tel., E-mail, Internet address 056 310 2724, [email protected], http://www.psi.ch/ Duration of project 1.1.2009–31.12.2012 (4 years)

ABSTRACT Das MELCOR Programm, entwickelt von den The MELCOR code developed at Sandia National Sandia National Laboratories für die USNRC, ist Laboratories (SNL) for the USNRC is used in Swit- in der Schweiz als das bevorzugte Programm zerland for analysis of severe accident transients für die Analyse von schweren Unfällen vom ein- in light water reactors. In order to address limi- leitenden Ereignis bis zur Freisetzung von Spalt- tations in simulation of air ingress scenarios, a produkten in die Umgebung anerkannt. Ein new oxidation model has been developed at PSI Gebiet von internationalem Interesse ist das which captures the transition to linear (break- Thema des Lufteinbruchs welcher zu einer be- away) kinetics. The model was already assessed schleunigten Kernzerstörung und einer erhöh- against data from separate effects experiments, ten Freisetzung von Spaltprodukten führen and underwent initial assessment against inte- kann, speziell von stark radiotoxischem Ruthe- gral transient data from the PARAMETER and nium. Verifizierungen von Programm-Modellen QUENCH air ingress experiments. The model is zur Oxidation von Zirkaloy haben gezeigt, dass now successfully implemented into a special ver- der momentane Stand der Programme nicht sion of MELCOR 1.8.6 and has been shown to alle relevanten physikalischen Prozesse zur Zu- reproduce the intended oxidation behaviour. In friedenheit beschreibt und deshalb die Konser- particular it gives the same results as the stand- vativität der Ergebnisse nicht unter allen Um- ard MELCOR model when the new features are ständen garantiert werden kann. Am PSI wurde not enabled, while the breakaway model yields deshalb ein Modell entwickelt, welches die Oxi- results consistent with the same model in SCDAP. dation von Zirkaloy-4 an Luft beschreibt, basie- In parallel, PSI is participating in the OECD San- rend auf Experimenten des Karlsruhe Institute dia Fuel Project (SFP), in which a series of experi- of Technology. Dieses Modell befindet sich in ments are being performed by SNL using proto- der abschliessenden Verifizierungsphase. typic materials and full-scale fuel assemblies are Zusätzlich zu diesen Experimenten ist das PSI arranged in a simulated dried-out storage pond. auch eingebunden in das OECD Sandia Fuel The project is providing high quality data with Project (SFP), welches in einer Serie von Experi- which to assess the capability of models to simu- menten Daten liefert über das Verhalten von late the air oxidation and its potential to trigger a prototypischen Materialien in einem trocken self-propagating fire in an uncovered spent fuel gefallenen Lagerbecken für abgebrannte Brenn- pond. The PSI model, recently implemented into elemente. Dieses Versuchsprogramm wurde MELCOR, is undergoing assessment against the von SNL durchgeführt. Es lieferte qualitativ und SFP data. The PSI model has calculated very simi- quantitativ hervorragende Daten für die Verifi- lar results to those obtained with the SANDIA zierung des am PSI entwickelten Oxidationsmo- breakaway model. dells. Nach der Implementierung des Modelles in MELCOR wurden diese Versuchsdaten zur Verifizierung herangezogen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 225 Project Goals Work Carried Out and Results Obtained The safety impacts of air ingress on nuclear fuel elements at high temperature have been studied for This section is divided into two parts. The first many years, in accident situations involving failure of presents a status of modelling activities during the the reactor pressure vessel (RPV) lower head, shut- present PSI-ENSI collaboration [11], which concen- down conditions with the upper head removed [1], trates mostly on its implementation in MELCOR or in spent fuel ponds after accidental loss of cool- and SCDAP/Sim, which thus enables validation ant [2]. The presence of air can lead to accelerated against air ingress experiments PARAMETER-SF4, oxidation of the Zircaloy cladding compared with QUENCH-10 and -16, and the OECD Sandia Fuel that in steam, owing to the faster kinetics, while Project (SFP). The second part presents an overview the 85% higher heat of reaction drives this process of the SFP project, the experiments therein and the further. Air ingress is typically associated with poor sought-for results. Included in this part is compari- heat transfer; the combined effect of these factors son with the PSI and SNL models in MELCOR. can give rise to an increased rate of core degrada- An indication is given of further work that could tion. Furthermore, the exposure of uranium dioxide be carried out, including a possible extension to to air at high temperatures can lead to increased the zirconium-nitrogen reaction and also generali- release of some fission products [3]. The situation sation of the model to advanced cladding materials is kept under continual review, with experimental such as ZirloTM and M5TM, that feature in current and modelling studies performed, notably within new reactors. the European Union Framework SARNET project [4], and the International Source Term Programme Part 1: Air oxidation modelling (ISTP) [5], in which PSI takes part. The MELCOR code is the major tool in use in Swit- Review of state of knowledge zerland for analysis of severe accidents in light water Experimental Activities reactors, from initiating events through to potential The status of air oxidation knowledge acquisition release of radionuclide fission products to the envi- and modelling studies during the past several years ronment. Version 1.8.6 [6] is now established as the has been regularly reported in the present series of current production version while MELCOR 2.1 is still annual progress statements. During the last two undergoing assessment. MELCOR is supported by years further separate effects experiments have SCDAP-based codes [7], [8], for more detailed treat- been performed at KIT [12, 13], concentrating on ment of thermal hydraulics and core degradation. nitriding of homogenised alpha-Zr(O). Analysis has The air ingress model is being implemented in both continued of the latest air ingress bundle transient MELCOR and SCDAP/Sim. experiment, QUENCH-16, which was performed The recently completed four-year project from in July 2011[14]. It comprised a comparatively 2009-2012 comprises two complementary activi- minor degree of preoxidation in steam, followed ties pursued in tandem. The first of these is a con- by a low flow rate of air leading to an extended tinuation of the previous PSI-ENSI collaboration [9]. period of oxygen starvation, in order to examine The model is being implemented in MELCOR to the interaction between nitrogen with the pre-oxi- enable simulation of integral experiments and plant dised bundle. QUENCH-16 thus complemented the or spent fuel transients. In the second activity PSI is earlier experiments CODEX-AIT [15], QUENCH-10 participating in the OECD Sandia Fuel Project (SFP) [16] and PARAMETER-SF4 [17]. Collectively these [10], which provided a prototypic dataset under experiments examine the effect of air covering the large scale fuel pond loss of coolant conditions for whole spectrum from very low to high levels of pre- validation of MELCOR code and air oxidation mod- oxidation. The QUENCH-10 and -16 experiments els. The intended result is an improved tool for plant are the subject of a combined benchmark exercise and fuel pond simulation to support PSA investiga- (QUENCH-air) among several institutes. A clearly tions and source term studies. exhibited feature of QUENCH-16 is nitriding of the cladding, particularly in the upper elevations which were most strongly affected by the oxygen starvation. The oxygen starvation and nitriding lasted about 850 s and may have been the driving force for the strong oxidation excursion during reflood.

226 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Current status of model development presence of air and steam together provided a for- As reported in the 2011 progress statement, full tuitous opportunity to exercise the model in condi- implementation in a developmental version of tions that would be representative of a reactor air SCDAP/Sim was successfully completed jointly by ingress event. The model successfully captured the PSI and Innovative Software Services (ISS). Main- mixed oxidation with both MELCOR and SCDAP. stream release of the new version is imminent at the close of 2012. The model is now also successfully implemented in a trial version of MELCOR 1.8.6, as a preliminary to implementation by SNL into MELCOR 2.1. Validation of the PSI model has continued. The new code version has been used for further post- test analyses of PARAMETER-SF4 [18, 19] and QUENCH-10, -16 [20, 21]. The new model successfully reproduced the oxygen consumption (figures 1, 2), the oxidation in the presencs of both steam and air (figure 3) and the results are consis- Figure 3: Simulation of QUENCH-16 mixture air and steam tent with SCDAP and MELCOR (figure 4). oxidation using SCDAP and MELCOR.

Figure 1: Oxygen consumption for QUENCH-10. Sample results of QUENCH-10 analysis show the impact of the pre- Figure 4: Comparison of results for oxygen consumption oxidation state on the PSI oxidation model during the air during QUENCH-16 using MELCOR 1.8.6 and SCDAP/Sim3.5 ingress phase. The base case used nominal power during the shows very good consistency. steam phase and the S1 case used adjusted kinetics in order to match as well as possible the state of the bundle at the end of pre-oxidation. Results of separate effect tests at KIT revealed a clear effect of oxygen concentration on reaction kinetics, particularly when the air is diluted by other gases. A trial empirical correlation was derived from the results and implemented in a local version of SCDAP in order to explore the influence of low oxygen concentration.

Figure 2: Sample results of QUENCH-16 analysis showing the effect of the PSI oxidation model during the air ingress phase. The base case calculates breakaway and in the S1 the breakaway model is disabled.

A feature of QUENCH-16 was the unexpected flow of steam during the nominally dry air phase. The

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 227 shows very slight differences in the pre-breakaway temperatures due to the different oxidation kinetics but sufficient to delay the onset of breakaway- induced ignition compared with the SNL model. The pre-breakaway PSI air oxidation kinetics are based on transient oxidation rate data from KIT experiments while those of SNL were from integrated oxidation data from ANL. As well as pre-oxidation kinetics the treatment of breakaway is different in the two models. It is noted that although the SNL calculation gives better agreement with experiment for the timing of breakaway, the good Figure 5: Effect of low oxygen concentration on rate of consumption in QUENCH-16. agreement was achieved by SNL adjusting the breakaway parameters to fit the SFP data. The PSI breakaway parameters were as developed using The limited range of data on the effect of con- the KIT data and not tuned to the SFP result. centration means that the correlation should be regarded as rather heuristic. However, the improved agreement suggests that the topic should be further investigated with a view to including it in the model, especially since low concentrations are more likely in reactor or spent fuel sequences.

Potential model extensions As mentioned in previous reports, the results of separate-effects tests performed at FZK and IRSN also show a dependence on cladding type of oxidation in steam, oxygen and air. There is therefore a case for extending the model to other zirconium- Figure 6: Measured and calculated cladding temperature at based cladding alloys. location of first ignition; data, SNL model, PSI model (phase I). The results of both separate effects and bundle transients show a strong effect of nitriding under oxygen starved consitions. This may be particularly The SFP phase II full scale experiment was performed important as the Zr-nitrogen reaction is exothermic, in June 2012, representing a spent fuel element albeit not as much as the oxidation. In addition ZrN with high heat load (Burnup of 45 MWd/kg and 3 appears to be susceptible to breakaway, and also month after shutdown) surrounded by 4 much older reacts exothermically with steam during reflood. fuel elements which are represented by unheated Finally, there is a case for including the effect of assemblies. This geometry is known as cold neigh- oxygen concentration on the kinetics. bour configuration. The heat up in this experiment is much faster compared with phase I because of Part 2: OECD SFP Project the increased power, despite the relatively high heat transfer to the cold neighbours. After a few hours The OECD SFP project comprises two large scale the oxidation excursion started close to the top of experiments (phase I and II) on full length, com- the heated central bundle and like in phase I the mercial 17×17 pressurized water reactor (PWR) oxygen was completely consumed. fuel assembly mock-ups to provide data for the The same modelling as in the above phase I calcula- severe accident codes. There are also complemen- tions again show slightly slower thermal escalation tary tests on properties of cladding materials. using the PSI model, but the onset of igniton occurs The PSI model implementation in MELCOR pro- at a similar time in both the PSI and SNL calculations, vides the opportunity to make comparison with and also in agreement with the experiment. both the data and SNL model. For phase I figure 6

228 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 7: Comparison of phase II thermal response up to first ignition: Data, MELCOR, PSI model.

The phase II analyses are reported by Jaeckel [24]. The flame front slowly propagated downward, reaching the bottom of the bundle after about a further 6 hours (figure 8). A problem in the downward propagation of the zirconium fire is that a flat power profile along the heated fuel pins is assumed. The slight temperature-dependence of Figure 9: Radial fire propagation into the peripheral fuel the heater wire resistance causes the power profile elements. The colours indicate the radial node in the to be peaked at regions with higher temperatures. MELCOR model. Due to limitations in MELCOR, qualitative assessment of the effect was made using a constant In phase II the gas composition at the fuel bundle tilted power profile which resulted in closer agree- outlet was measured during the entire experiment. ment with the data. A very important finding was the strong nitrogen The radial fire propagation into the peripheral fuel consumption during the downward propagation elements was also simulated with MELCOR (figure of the fire, followed by release of nitrogen during 9). There was insufficient oxygen to consume all the upward propagation as the zirconium nitride the metallic cladding during this downward propa- was reoxidised. The nitriding reaction of zirconium gation, and like in the phase I experiment burning in the oxygen-starved region may deliver as much continued for about 4 days at a low air flow rate. heat as the oxidation by oxygen. The reoxidation As can be seen, the fire spread outwards from the is also exothermic. centre at the same time as propagating downward. The final benchmark report of the SFP phase II The first ignition at the radial locations occurred at experiment will be released in February 2013. The progressively lower elevations during the the fire present analysis forms the basis of PSI contribution spreading. to the benchmark. Work continues on this topic.

Figure 8: Calculated and measured downward propagation of flame front in fuel bundle in phase II experiment inclusive calculations with the PSI air oxidation model.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 229 National Cooperation developed air oxidation models, and to assess the improved capabilities compared with previously This project does not involve cooperation with existing models. The outcome of the exercise will other Swiss projects. be reported at the final SARNET conference. The second large scale test in the SFP project examined radial progration of a flame across adjacent International Cooperation bundles and also the impact of rod pressurisation and the consequent cladding deformation on the Cooperation with organisations within European flame propagation. Analysis of the SFP experi- countries and Canada generally was performed ments will continue using MELCOR incorporat- under the auspices of SARNET [4] which finished ing the PSI model. The new model, when fully at the end of September 2008. The 7th Framework assessed in MELCOR 1.8.6 will be implemented in follow-on project, SARNET2 started early in 2009 a mainstream version of MELCOR 2. and continues until 2013. There is a close technical Following the findings from SFP Phase II and link between work packages WP5 (core behaviour QUENCH-16, there is a strong case for including and cooling) and WP8 (source term), via the poten- a model for ZrN reactions. Possible further devel- tial impact of oxygen on ruthenium volatility. The opment is inclusion of the effect of low oxygen ongoing QUENCH programme is supported also concentration. by the German Nuclear industry to address oxida- As OECD SFP approaches completion, SNL have tion isssues arising from the switch to improved proposed a follow-on programme. There are clear cladding alloys. prospects for ongoing experimentation in the area. Access to data from the MOZART programme of separate-effects tests at IRSN Cadarache, France, is obtained through PSI membership of the Inter- Publications national Source Term Programme which provides access to results of those IRSN experiments which L. Fernandez-Moguel and J. Birchley, Analysis are not encompassed within SARNET2. of QUENCH-10 and -16 air ingress experiments The MELCOR code and early access to the results with SCDAPSim3.5, Ann. of Nuc. Energy, 53, of USNRC programmes are obtained under the 202–212 (2013). Cooperative Severe Accidents Research Pro- L. Fernandez-Moguel, Preliminary analysis of air gramme Agreement (CSARP) between ENSI and ingress experiment QUENCH-16 using RELAP/ USNRC, and close contact is kept with the MEL- SCDAPSim3.5 and MELCOR 1.8.6, 21st Inter- COR developers at Sandia National Laboratories national Conference Nuclear Energy for new (SNL) regarding code maintenance, development Europe, Lyubljana, September 2012. (including application of the PSI model to MEL- L. Fernandez-Moguel and P. Vryashkova (INRNE), COR) and use. PSI obtains the SCDAPSIM code, SARNET-2 WP5 Benchmark on Air Ingress Experi- maintenance and user support via a licence agreements QUENCH-10, -16, 18th International ment with ISS, Idaho Falls, USA. SCDAPSIM is a QUENCH Workshop, Karlsruhe Institute of Tech- derivative of SCDAP/RELAP5 formerly supported nology, Germany, November, 2012. by the USNRC. Access to data from the OECD SFP P. Vryashkova (INRNE) and L. Fernandez-Moguel, project is obtained under the terms of the project. Modelling of air oxidation in QUENCH-16: effect of oxygen concentration, 18th International Assessment 2012 QUENCH Workshop, Karlsruhe Institute of Tech- and Perspectives for 2013 nology, Germany, November, 2012. Progress has continued, with full implementation B. Jaeckel and A. Rydl, MELCOR activities at into MELCOR and further assessment using data PSI: SFP program, first results and air oxidation, from integral transient experiments with air ingress. CSARP Meeting, Bethesda, Maryland, USA, Sep- Detailed assessment and refining of the model con- tember 2012. tinues into 2013. B. Jaeckel, Analysis of SFP Phase 2 Experiment A benchmark has been conducted within the Euro- using MELCOR, TM-42-12-12, November 2012. pean Framework SARNET-2 Programme using the air ingress experiments QUENCH-10 and -16. The aims of the exercise are to compare the various recently

230 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Nomenclature [2] V. L. Sailor, K. R. Perkins and J. R. Weeks, Se- vere Accidents in Spent Fuel Pools in Support AEKI Atomergia Kutatotintezet of Generic Issue 82, USNRC NUREG/CR-4982, ANL Argonne National Laboratories BNL-NUREG-52093, Brookhaven National CSARP Cooperative Severe Accident Research Laboratories, July 1987. Programme [3] A. Auvinen, G. Brillant, N. Davidovich, R. Dick- EdF Electricité de France son, G. Ducros, Y. Dutheillet, P Giordano, M. ERMSAR European Review Meeting on Severe Kunstar, T. Kärkelä, M. Mladin, Y. Pontillon, C. Accident Research Séropian and N. Vér, Progress on Ruthenium EU European Union Release and Transport under Air Ingress Condi- KIT Karlsruhe Institute of Technology tions, Nucl. Eng. and Design, 238, (12), 3418– (formerly FZK) 3428, December 2008. GRS Gesellschaft für Anlagen und [4] European Commission, SARNET (Severe Reaktorsicherheit Accident Research NETwork) Network of IRSN Institut de Radioprotection et de Excellence, in the EU 6th Framework pro- Sûreté Nucléaire gramme «Nuclear Fission: Safety of Existing ISS Innovative Software Services Nuclear Installations», contract number FI6O- ISTC International Science and CT-2004-509065, 2004. Technology Centre [5] B. Clément and R. Zeyen, The Phebus Fission ISTP International Source Term Programme Product and Source Term International Pro- KIT Karlsruhe Institute of Technology grammes, Proc. Int. Conf. on Nuclear Energy (formerly FZK) in New Europe 2005, Bled, Slovenia, 5–8 Sep- PSI Paul Scherrer Institute tember, 2005. PWR Pressurised Water Reactor [6] R. O. Gauntt et al., MELCOR Code Manuals RAS Russian Academy of Science – Version 1.8.6, USNRC NUREG/CR 6119 Rev. SARNET Severe Accident Research Network 3, SAND2005-5713, Sandia National Labora- SNL Sandia National Laboratories tories, September 2005. USNRC United States Nuclear Regulatory [7] L. Siefken et al., SCDAP/RELAP5/MOD3.2 Commission Code Manual, USNRC NUREG/CR-6150 Rev. VVER Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor 1, INEL-96/0422 Rev. 1, Idaho Falls National (Russian PWR) Engineering Laboratories, November 1997. [8] Innovative Systems Software, RELAP/SCDAP- SIM/MOD3.4 Code Manual, Idaho Falls, USA, Acknowledgements 2003. [9] J. Birchley and B. Jaeckel, Code Assessment The authors gratefully acknowledge M. Stein- Programme for MELCOR1.8.6, Contribution brueck from KIT, Germany, and C. Duriez form to ENSI 2009 Annual Research and Experience IRSN, Cadarache, France, for providing valuable Report – Erfahrungs- und Forschungsbericht, information on their experimental and modelling HSK-AN-6502, ISSN 1661–2884, April 2010. programmes on air ingress, and for giving permis- [10] OECD/NEA, Agreement on the OECD-NEA SFP sion for their illustrations to be used in this report. Project: An Experimental Programme and Re- Thanks are due to staff from IBRAE for invaluable lated Analyses for the Characterization of Hy- technical input and to USNRC for the most helpful draulic and Ignition Phenomena of Prototypic initiative concerning model implementation. Water Reactor Fuel Assemblies, January 2009. [11] U. Schmocker, P. Meyer, J. Mesot and J-M Ca- vedon, MELCOR Further Development in the References Area of Air Ingress und Beteiligung an den OECD NEA Projekt SFP, ENSI-PSI MELCOR As- [1] D. A. Powers, L. N. Kmetyk and R. C. Schmidt, sessment Vertrag, December 2008. A Review of Technical Issues of Air Ingres- [12] M. Steinbrueck and M. Jung, New Results on sion during Severe Reactor Accidents, USNRC the Mechanism of Zircaloy-4 Oxidation in Air, NUREG/CR-6218, SAND94-0731, Sandia Na- 16th International QUENCH Workshop, Karl- tional Laboratories, September 1994. sruhe, 16–18 November 2010

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 231 [13] M. Steinbrueck U. Gerhards, M. Grosse, H. [21] L Fernandez-Moguel, Preliminary Analysis of Leiste, S. Prstel and U. Stegmaier, Recent Re- Air Ingress Experiment QUENCH-16 using RE- sults of KIT Sseparate Effects Tests on Zrconium LAP5/SCDAPSim3.5 and MELCOR 1.8.6, 21st Alloy Cladding, 17th International QUENCH Int. Conf. Nuclear Energy for New Europe, Lju- Workshop, Karlsruhe, 22–24 November 2011. bljana, 5–7 September, 2012. ISBM 978-3-923704-74-3. [22] B.Jaeckel, J.Birchley and A.Rýdl, MELCOR ac- [14] J . Birchley, L. Fernandez Moguel, C. Bals, E. tivities at PSI: SFP program, first results and Beuzet, Z. Hozer and J. Stuckert, Conduct air oxidation, CSARP meeting, Bethesda, USA, and Analytical Support to Air Ingress Experi- September 10–14, 2012. ment QUENCH-16, 14th International Topical [23] B.Jaeckel, SFP Phase II Zirconium oxidation, Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydrau- 5th PRG and MB meeting, Albuquerque, USA, lics (ERMSAR-12), Cologne, Germany, March, October 16–17, 2012. 25–29, 2012 [24] B. Jaeckel, Analysis of SFP Phase 2 Experiment [15] Hózer, Z., et al., CODEX-AIT-1 Experiment: using MELCOR, TM-42-12-12, November Core Degradation Test under Air Ingress, AEKI 2012. Budapest, KFKI-2002-02/G, 2002 [16] Schanz G., et al., Results of the QUENCH-10 Experiment on Air Ingress, Forschungszentrum Karlsruhe Report FZKA 7087, 2006. [17] T. Yudina, Pre- and post-test calculations of PARAMETER–SF4 test, 15th International QUENCH Workshop, Forschungszentrum Karlsruhe, 16–18 November, 2010. [18] J . Birchley and L Fernandez-Moguel, Simula- tion of Air Oxidation during a Reactor Acci- dent Sequence: Part 1 – Phenomenology and Model development, Ann. Nucl. Energy, 40, 163–170, 2012. [19] L Fernandez-Moguel and J. Birchley, Simula- tion of Air Oxidation during a Reactor Acci- dent Sequence: Part 2 – Analysis of PARAM- ETER-SF4 Air Ingress Experiment using RELAP/ SCDAPSIM, Ann. Nucl. Energy, 40, 141–152, 2012. [20] L Fernandez-Moguel and J. Birchley, Analysis of QUENCH-10 and -16 Air Ingress Experi- ments with SCDAPSim3.5, Ann. Nucl. Energy, (in print)

232 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 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. Thanh, S. Yakush, N. Lubchenko, A. Konovalenko, S. Basso, S. Thakre, L.X. Li, L. Manickam, R.C. Hansson, 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, [email protected], www.safety.sci.kth.se Duration of project January 1, 2012 ~ December 31, 2012

ABSTRACT The report discusses substantial advances and in- The central aim of the MSWI (Melt-Structure- sights which were achieved during 2012 for (i) Water Interaction) project at Royal Institute of vessel failure modes and timing and respective Technology (KTH) is to develop risk oriented acci- corium debris conditions which define melt ejec- dent analysis frameworks for quantifying condition mode; (ii) confirmatory DEFOR tests on tional threats to containment integrity for a Nor- debris particle morphology, size distribution and dic type BWR reference plant design. The agglomeration; (iii) particulate debris spreading; research activities are divided into four sub-tasks, (iv) risk analysis of debris bed coolability; (v) expe- tightly interconnected with each other: (1) risk riment on thermal-hydraulics of various particu- evaluation and synthesis (RES); (2) melt ejection late beds; and (vi) analysis of steam explosion im- mode (MEM); (3) debris coolability map pact on containment structures and its sensitivity (DECO); and (4) steam explosion impact map to melt release conditions. (SEIM). Guidelines for experimental and analytical activities in the MEM, DECO and SEIM subtasks as well as integration of developed methods and produced data in ROAAM frameworks provided by RES.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 233 Project goals previous and in more recent work [5]. Also recently, we investigated the influence of melt properties The issues of exvessel coolability and steam explo- and in-vessel pressure on the mode and timing of sion in Nordic BWRs are intractable for only proba- vessel wall failure. The approach is similar to our bilistic or only deterministic analysis approach. previous studies (e.g. see [1]) where a PECM model There are complex interactions and feedbacks for melt pool heat transfer is one-way coupled to between scenarios of accident progression, and an ANSYS thermo-structural mechanics. deterministic phenomenological processes. There- For the influence of pressure, we found that for a fore, Risk Oriented Accident Analysis Methodology melt pool of about 30 tons the global vessel failure (ROAAM) that marries probabilistic and determin- is delayed by about 46 min if pressure is reduced istic approaches is considered as an adequate tool from 60 bars to 3 bars. For a melt pool of about for addressing these issues. 200 tons, the global vessel failure is delayed by The central aim of the MSWI (Melt-Structure-Water about 25 min if the pressure is reduced from 60 Interaction) project at Royal Institute of Technology bars to 3 bars. The failure mode is determined (KTH) is to develop risk oriented accident analysis by the mass of melt and remains the same at all frameworks for quantifying conditional threats to considered pressures (3, 10, 30, and 60 bars). It containment integrity for a Nordic type BWR refer- is a localized creep (mainly attributed to the acti- ence plant design. vation of CRGT cooling) and a ballooning mode of The research activities are divided into four sub- global vessel failure for 200 and 30 tons of melt tasks, tightly interconnected with each other: (1) respectively. risk evaluation and synthesis (RES); (2) melt ejection For the influence of melt properties, we found mode (MEM); (3) debris coolability map (DECO); that the thermal conductivity of solid debris is the and (4) steam explosion impact map (SEIM). Guide- most influential parameter in terms of the global lines for experimental and analytical activities in vessel wall failure time. Given a solid debris ther-

the MEM, DECO and SEIM sub-tasks as well as mal conductivity, an increase in Tsolidus or Tliquidus integration of developed methods and produced generally leads to a decrease in melt mass and its data in ROAAM frameworks will be provided in corresponding melt superheat at the moment of RES (risk evaluation and synthesis). vessel wall failure. If the solid debris thermal con- Substantial progress has been achieved in each ductivity is below 1 W∙m-1∙K-1, almost all the debris topic during 2012. Due to space constraint, the is expected to remelt before the time of fail-ure. present report just summarized some selected On the other hand, if the thermal conductivity is activities and the corresponding results. More de- above 6 W∙m-1∙K-1, no liquid melt is expected at tailed description of project achievements can be the time of the wall failure. If vessel wall breach is found in the publications [1–19] supported by the the dominant failure mode for melt release, then MSWI project. it is important to clarify thermal conductivity of solid debris in different scenarios of core degradation. We found that at any melt properties, IGT Work carried out failure is expected before formation of liquid melt. and results obtained Thus understanding of possibility of IGT ejection and melt release through the open IGT nozzles is 1. Progress in MEM Activity important for further reduction of uncertainties. The goal of MEM (Melt Ejection Modes) is to We studied Instrumentation Guide Tube (IGT) fail- develop deterministic models and probabilistic ure, in particular, the possibility of clamping in the frameworks to connect PDFs of the plant dam- flow limiter area as a result of thermal expansion age states with PDFs of the melt ejection modes. and global vessel deformation. Previously [2], we Specifically, we study the timing and modes (IGT, have considered the maximum melt pool depth CRGT, pump, and vessel wall) of vessel failure in of 1.9 m (about 200 tons) and one location of Nordic BWRs as these will determine the melt ejec- the IGT that is closest to the center of the lower tion characteristics such as vessel breach size, melt plenum. With the implementation of CRGT and superheat composition, flow rate and total amount top cooling, we have found that the IGT casing of ejected melt ([1], [2], [3], [4]). Validation of the is not clamped in the flow limiter gap the entire PECM model used for prediction of development time. Since the IGT nozzle weld fails at least 1 hour of the melt pool and heat transfer is done in the before the global vessel wall does, the IGT failure is

234 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 (a) (b) Figure 1: Non-clamping of the IGT located closest to the bottom center (a) With CRGT and top cooling, and (b) Without CRGT and top cooling.

(a) (b) Figure 2: Clamping of the IGT located farthest from the bottom center (a) With CRGT and top cooling, and (b) Without CRGT and top cooling.

considered as the dominant vessel failure mode. At significantly different melting temperatures (simu- the expected time of IGT failure, the debris bed is lants of oxidic and metallic corium debris) at differ- still solid. In the continuation study, an IGT located ent conditions (heat-up rate, debris composition, farthest from the bottom center is considered as size distribution, porosity, etc.), (ii) melt interaction well as the influence of CRGT and top cooling (as with IGT mock-up, (iii) possible melt leak through SAM measure). In Fig. 1, the non-clamping of the the IGT, and (iv) flow, ablation and freezing of the IGT located closest to the bottom center is shown melt containing solid particles through an open for both cases with and without CRGT and top IGT/CRGT nozzles in case of IGT/CRGT ejection. cooling. All the clamping pairs are greater than the clamping threshold which also takes into account 3. Progress in DECO Activity the expansion of the IGT housing. The uncertainty Melt fragmentation, quenching and long term range of the global vessel failure time is obtained coolability of porous debris bed in a deep pool by considering the influence of the melt proper- of water under reactor vessel is employed as a ties. Clamping of the IGT is possible, as shown in severe accident (SA) mitigation strategy in several Fig. 2, for the IGT located farthest from the bot- designs of light water reactors (LWR). Properties tom center for both cooling and non-cooling cases. of the debris bed such as particle size distribu- However, it happens in the time window where tion, porosity, fraction of agglomerated debris and IGT can still fail due to weld failure. Further study geometrical configuration of the debris bed are is necessary to identify the time of IGT failure due the factors which define if the decay heat can be to weld failure. Also for future work, we need to removed from the debris bed by natural circulation. identify locations of non-clamped IGTs as this will DECO goal is to develop deterministic (data and determine the region where melt can be available mechanistic models) and probabilistic frameworks for ejection. for assessment of the risk associated with forma- Lastly, it should be mentioned that a design of a tion of non-coolable debris bed. new facility to perform experiments for debris re- melting and melt interactions with vessel structures 3.1 Progress in DEFOR-A Experiments is being developed. The key physical phenomena A series of confirmatory DEFOR-A tests has been to be addressed in the experiment are (i) remelt- carried out with a binary mixture of heavy oxides ing of debris which consist of components with ZrO2-WO3 as a corium melt simulant material.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 235 The melt has high melting temperature (1231 °C) relatively small changes (~10–20 K) of water sub- which reduces the gap between the test and plant cooling were explained [10] by the effect of transi- accident conditions. It also provides better visu- tion from film to nucleate boiling on the particle alization of the melt-coolant interaction details thermal stress. Experimental observations [9] and because, and it has one element of the prototypic predictions [10] also suggested that smaller par-

corium component ZrO2. Dependencies of the ticles (below 1 mm) have higher chances to avoid agglomerated debris fraction on the pool depth fracturing. were measured in four tests (A10, A11, A12, A14) A series of confirmatory DEFOR-S type experiments with about 20 kg of melt at about 60–200 °C was carried out in a small scale MISTEE (micro superheat. Similar results and tendency of increas- interactions in steam explosion energetic) facil- ing fraction of agglomerated debris in case of ity. DEFOR-MISTEE tests [11] were performed by higher melt superheat were confirmed in com- quenching small scale jets of different binary oxide

parison to those obtained in the previous DEFOR-A melt simulants (WO3-Bi2O3 and WO3-ZrO2 eutec-

tests with another melt simulant (Bi2O3-WO3) [6]. tic compositions) in water. The analysis of debris Results of the tests generally confirm that data pro- generally confirmed a transition in particle size duced in the DEFOR-A experiment are not sensitive distribution between low and high water subcool- to variations of melt material, at least for binary ing. The transition occurs at ~50 K water subcool-

oxidic type of melt. ing for WO3-Bi2O3 and ~60 to 70 K for WO3-ZrO2. The effect of jet free fall height on the particle size The average particle size increases with decrease

distribution was also assessed in the new series of in subcooling. WO3-Bi2O3 material had a tendency tests. A range between 0.7 m (A11), and 0.0 m to produce more round shaped particles with low (A12, A14 with release of melt under water) was water subcooling i.e. less than ~40 K while the pres- investigated. Remarkably, we found no big difference of round shaped particles was limited to ~0.3 ence between the particle size distributions and mm at higher water subcooling i.e. above ~40 K. morphologies obtained in case of melt release above Mass fraction of fractured particles increases along water level (jet free fall height more than 0.2 m). with subcooling in all the tests.

In case of melt release under water the size of Particle sizes and fraction of round shape WO3-

the debris increases and morphology of the debris ZrO2 particles were consistently larger than those

changes from spheroid to flap-like particle. This of WO3-Bi2O3 particles, suggesting that there are suggests that there is a change in the hydrody- considerable differences in thermo-mechanical namic breakup regime. In general obtained in the properties important for the fragmentation modes. new series of the tests size distributions are similar In general results of the small scale tests carried to those observed in the previous DEFOR-A test out in MISTEE facility is in good agreement with

with Bi2O3-WO3 melt and agree with the data previous experimental data obtained in a larger

from FARO experiments with prototypic corium scale facility (DEFOR) with WO3-Bi2O3 [9] and with melt mixtures, larger jet diameters and jet free fall results of simulations [10]. Further experiments heights. These findings are quite encouraging with and analysis are necessary to develop quantitative respect to possibility of using DEFOR-A data for particle size distribution and morphology maps. validation of particle formation and agglomeration models and further work in this direc-tion is 3.3 Progress in PDS Activity reported in [7], [8]. Boiling and two-phase flow inside the bed serves as a source of mechanical energy which can reduce 3.2 Progress in DEFOR-MISTEE Tests the height of the debris bed by so called «self- This work is motivated by the insights from Debris leveling» phenomenon. However, to be effec-tive Bed Formation tests (DEFOR-S and DEFOR-A) car- in providing a coolable geometrical configuration,

ried out with WO3-Bi2O3 as corium simulant mate- self-leveling time scale has to be smaller than the rial. Analysis of DEFOR debris revealed strong influ- time scale for drying out and onset of re-melting ence of water subcooling on particle morphology of the bed. The goal of this work is to assess char- (round shape or sharp edges), which was appar- acteristic time scale of particulate debris spreading. ently created in different fragmentation modes The PDS activity covers experimental and analytical (hydrodynamic breakup and solid fracture) [9]. studies concerning the self-leveling phenomenon. The changes in particle morphology from mostly The experimental studies provides valuable data in round shape to mostly sharp edges (fractured) at terms of empirical closure dependence of the par-

236 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 (a) (b) (c) Figure 3: PDS facilities: a) General schematics; b) PDS-C facility; c) PDS-2 facility.

Table 1: Group Tests Effect studied List of the PDS tests A. E2–E3; E7–E8; Injected gas (air) flow rate influence divided into several groups according to B. E2–E4 Particle density and size the studied effects. C. E5–E6; E7–E9 Leading edge gas injection (turned on/off) influence D. E10–E12 Roughness of the spreading surface with help of friction net E. E12–E14 Influence of the water presence F. E12–E15 Mixture of particles with dissimilar morphology G. E18–E23 Influence of inclined spreading surface (0º–15º) H. E10–E11 Reproducibility tests I. C1–C17 Tests on PDS-C facility at high (up to 2.1m/s) superficial velocities

ticle flux on the local debris bed slope angle, gas experimental conditions) necessary for modeling flow rate and other characteristic properties of the of the self-leveling phenomenon. bed. In the experiments on the particulate debris The most important experimental finding from spreading air injection at the bottom of the bed is PDS-2 and PDS-C is that the bulk of the debris used to simulate steam flow through the porous bed volume is immobile most of the time. Only debris bed. There were built three (PDS-1, PDS-2 the topmost layer of the debris is responsible for and PDS-C) experimental facilities (Fig. 3) allowing the spreading of the bed. The moving layer thick- gas injection fluxes up to 60 L/s corresponding to ness is order of few diameters of the particles. This a maximum superficial velocity of 2.1 m/s. From qualitative behavior does not depend on the facil- our preliminary scaling analysis it follows that this ity scale and mass of the debris. It doesn’t change gas flux covers the decay heat induced steam pro- when the gas flux is increased until the bed is sud- duction rates in the prototypic conditions for the denly fluidized and put into motion. It means that fragmented debris bed of up to 3 m tall. There are experimental data obtained on particulate debris about 40 experiments preformed in PDS experi- spreading in reduced scale (such as PDS) facilities mental facilities. The goal of experiments was to (i) can be directly applicable to the prototypic acci- identify parameters and conditions (Table 1) which dent conditions if particle properties (such as size influence most the time scale of the debris bed distribution, morphology, density etc.) are similar spreading and (ii) create a database of ex-perimen- to those of corium debris and gas flow rate is prop- tal closures (dependence of the particle flux on erly scaled. The post-processing of experimental

(a) (b) Figure 4: Closure for dependence of the particle mass flux on the local slope angle and ratio of the gas superficial velocity to the minimum bed fluidization velocity: a) fit to experimental data with 3 x 3mm stainless steel particles; b) interpolated closure 3D surface with some experimental points.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 237 Figure 5: Experimental data (red a) PDS-E20 closure b) PDS-E21 closure circles) and corresponding fit (blue curves) (a-b) and modeling re-sults (blue curves) compared vs. experimental points (red circles) (c-d) for selected PDS tests.

c) PDS-E20 modeling d) PDS-E21 modeling

data allows us to build the experimental closure value for the Dryout Heat Flux (DHF) as a function in a form of a map used in the model. The model of debris bed parameters (mean particle diameter is based on semi-empirical approach where the and porosity). However, an important question for mass-balance equation for the debris bed is solved safety analysis is the quantification of uncertainties with provided experimental closure of the particle inherent in the problem. A one-dimensional coola- mass flux (see above). The details on our analytical bility problem was considered in [13], with the aim approach are reported in [12]. As demonstrated in of analyzing the influence of aleatory uncertain- Fig. 5, the model of the particulate debris spread- ties in input physical parameters and modeling ing has been successfully validated against experi- (epistemic) uncertainties on the prediction of DHF. mental results obtained in PDS tests. Global sensitivity analysis is applied to rank the The modeling of the particulate debris spreading aleatory and epistemic parameters according to showed that a good agreement between the sim- their effects on DHF and average pressure drop. ulation and experimental results is achieved regard- The most influential model parameters are then less of the fit method used to interpolate closures calibrated to achieve the best fit to experimental (Fig. 5). In order to apply the model for assessment data available. On the one hand, we demonstrate of the efficacy of particulate debris spreading in that model calibration is instrumental in achieving SA conditions further work is necessary on devel- considerable improvement of quantitative agree- opment of experimental closures covering wide ment between the experimental and simulation range of gas injection rates, physical properties of data. On the other hand, experience of model particles, their morphologies, size distributions etc. calibration also suggested that (i) optimization of model parameters with respect to available experi- 3.4 Progress in DECOSIM Code Development mental data on DHF is an ill-posed problem, and (ii) and Risk Assessment of Debris Coolability model calibration with respect to one-dimensional Focus of the work in this task was on develop- pressure drop experiments does not automatically ment of approaches to assessment of uncertain- improve the prediction of DHF and in some cases ties and risks related to debris bed coolability [13], can even worsen it. Based on these insights, one [14], [15]. Coolability of heat-releasing debris bed can speculate that further analytical and experi- is an important issue in the severe accident analysis mental efforts are necessary to establish a better and management. Traditionally, theoretical stud- consistency between model form and experimen- ies of top or bottom-fed debris bed coolability tal data on pressure drop and DHF. have been focused on obtaining a «best estimate» One-dimensional coolability problem for a flat

238 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 homogeneous heat-releasing debris bed is con- of the DHF prediction, while the lower DHF bound- sidered in [14], with the critical conditions for ary (at 5% CDF) can either increase or decrease. steady-state cooling characterized by the Dryout The latter depends on the variation of the mean Heat Flux (DHF). DHF is determined for top-fed value which the changes in the ranges and distri- and bottom-fed debris beds from several two- bution function can entail. phase models differing by the treatment of porous The concept of «load versus capacity» is employed and interphase drag. Aleatory uncertainties due in [15] to quantify the probability of failure (local to randomness of the debris bed formation sce- dryout). Possible choices of «load» and «capac- nario and respective physical parameters (particle ity» in terms of heat fluxes, thermal power or melt diameter, porosity) are quantified. It is shown that mass as well as the results of Monte Carlo simula- the «model-to-model» differences are noticeable tions of distribution functions for the local heat on the cumulative distribution functions, however, flux and the dryout heat flux at the debris bed the lower coolability boundary, corresponding to top point (defined as the extensions of one-dimen- 5% of cumulative distribution function of DHF, is sional counterparts) are discussed in [15]. A surro- predicted by all models in quite narrow range. The gate model for the dryout heat flux is developed by effects of the ranges and distributions of the input the generalization of two-dimensional simulation parameters on the DHF and CDF are investigat- results. Dryout probabilities are obtained under the ed. We show that qualitative behavior of the CDF conservative assumptions (neglecting the coola- and conclusions about the relative importance of bility improvement due to side ingress of water uncertainties in different input parameters do not into a non-flat debris bed), and from the surrogate change if different probability distributions are model (see Table 2). used. However, the lowest DHF values corresponding to 5% CDF can be increased by about 25–30% 3.5 Progress in POMECO Experiment due to the elimination of, or making less probable, The objective of the POMECO experiments is to the most prone to dryout combinations of param- provide data for validation of the codes which can eters. Narrowing of the uncertainty ranges of the assess the coolability of a debris bed formed in input parameters decreases the total uncertainty fuel coolant interactions (FCI) during a postulated

Table 2: Probabilities Slope angle α Dryout probability P, [%] of debris bed dryout M = 200 t, Q = 3 GW M = 256 t, Q = 3.9 GW 2D model Conserv. 2D model Conserv. 0 <0.01 <0.01 0–20° 1.1 4.7 1.6 6.2 0–35° 4.4 15.3 5.9 18.9

Figure 6: Schematic Diagram of various test Beds

a) Bed-1 b) Bed-2 c) Bed-3 d) Bed-4

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 239 severe accident of LWRs. The debris bed may be the Reed model. The coolability of all the beds multidimensional and inhomogeneous. The ex- is enhanced by the natural circulation induced by periments are carried out for the beds with trian- the downcomer and the forced injection of cool- gular stratification and radial stratification [16–17] ant from bottom. It is observed from the homoge- in order to study the effect of multidimensional- neous bed study that the effect of downcomer be- ity and inhomogeneity on coolability of the debris comes more predominant for the particulate bed bed. of smaller size particles (comparing the percent- The two test facilities, POMECO-FL and POMECO- age of increase in the dryout heat flux). In case of HT, were used for the determination of friction radially stratified bed, it is found that the dryout laws and dryout heat flux of the particulate beds, heat flux is dominated by the bigger size of particle respectively. Experiments with 1D homogeneous layer, and the dryout mostly occurred initially in bed (20 cm × 20 cm in cross section and 60 cm the boundary of two layers. The enhancement in high) are carried out and followed by the experi- the dryout heat flux by the downcomer is found ments with triangular stratification and radial strat- to be comparable to homogeneous bed. For the ification. It is carried out to compare the coolability triangular bed, the dryout power density under of multidimensional bed with that of homoge- top-flooding condition is increased by around 69% neous bed. Stainless steel sphere particles of diam- as compared to the homogeneous bed which have eter 1.5 mm and 3 mm were used. The shapes of the same volume, due to the multi-dimensional various beds are as shown in Fig. 6. Bed-1 and ingression of coolant in heap-like bed. Bed-2 are homogeneous beds, whereas Bed-3 and Bed-4 are radial stratified and triangular shape. 4. Progress in SEIM Activity Along with top-flooding conditions, bottom-fed The goal of SEIM activity is to develop determin- cases are also carried out for each of the test bed istic models and probabilistic frameworks for as- configurations to obtain dryout heat fluxes/dry- sessment of steam explosion risk. The tasks include out power densities. To study the effectiveness i) development of deterministic tools to bound of natural circulation driven coolability (NCDC), a steam explosion loads and to quantify fragilities downcomer was employed with the test section. of containment structures which are critical for Some important conclusions are deduced from the ex-vessel melt coolability; and ii) development of study of different test beds under various condi- probabilistic framework for quantification of sce- tions which shows that the dryout heat fluxes in nario dependent aleatory uncertainties in loads case of homogeneous beds under top-flooding and fragilities for the ex-vessel steam explosion. conditions are comparable with the prediction of As a part of the task #i), numerical analysis is carried

Figure 7: Geometry of the flooded cavity.

240 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 out for the assessment of loading on containment APRI (consortium of the Swedish Nuclear Authority walls. The present study deals with the premixing SSM and Swedish nuclear power companies), ENSI, and explosion phase calculations of a Nordic BWR European Union (SARNET2 Project) and NKS (Nor- dry cavity, using MC3D, a multiphase CFD code dic Nuclear Safety Research). for fuel coolant interactions. The main goal of the study is to calculate the pressure in the cavity and the impulses on the side wall. The conditions for Assessment 2012 and the calculations are used from the SERENA-II BWR Perspectives for 2013 case exercise (the geometry is shown in Fig. 7). The other objective is to do the sensitivity analysis of In summary, substantial progress has been achieved the parameters in modeling of fuel coolant inter- in the project to help quantify severe acci-dent actions, which can help to reduce uncertainty in risks in light water reactors (LWRs). The MEM study assessment of steam explosion energetics. advanced understanding of the importance of dif- The obtained results [18] show that the amount ferent factors, such as internal vessel pressure and of liquid melt droplets in the water (the region melt properties, on modes and timing of failure of of void<0.6) is maximum prior to reaching the jet a BWR lower head to quantify the melt discharge at the bottom. In the explosion phase, maximum characteristics (jet size, melt mass, compositions pressure is attained at the bottom and the maxi- and superheat). The DECO study is focused on (i) mum impulse is at the bottom of the side wall. The obtaining experimental data and development of analysis is carried out using two different triggers, deterministic modeling tools for prediction of the but there is little effect of trigger timing found debris bed properties (size distribution and mor- on the impulses on wall. Moreover, the paramet- phology of debris particles, porosity of the bed and ric study is carried out using different jet diam- fraction of agglomer-ated debris), (ii) development eters, droplet sizes and subcoolings. The pressure and validation of the DECOSIM code for investiga- attained and impulses on the wall are higher for tion of feedbacks and self-organization processes bigger jet diameters, though there is little variation in the debris bed formation and coolability, and found between 30 cm and 40 cm jets. The amount (iii) uncertainty and risk assessment in coolability of liquid melt droplets in water is higher for big- of the debris bed in prototypic accident conditions. ger droplet size and thus, the pressure attained The SEIM study is assessing the impact of steam and impulses on the wall are higher. For higher explosion on containment structures and provides subcoolings the more liquid droplets are in con- sensitivity analysis of the impact to the conditions tact with the coolant causing high pressure and of melt release. impulses on the wall. The three times higher subcooling caused around 20 percent higher impulse on the wall. Publications Moreover, to understand the physics of single- droplet steam explosion, the molten droplet pre- [1] Villanueva W., Tran C.-T., Kudinov P., «Cou- conditioning (deformation/pre-fragmentation) pled thermo-mechanical creep analysis for during the initial phase of the fuel coolant interac- boiling water reactor pressure vessel lower tion (FCI) by using the CFD code FLUENT through head,» Nuclear Engineering and Design, 249, the Volume of Fluid (VOF) method. The MISTEE 2012, 146–153. experimental data was used as a benchmark for [2] Villanueva W., Tran C.-T., and Kudinov P., the validation of the performed calculations, and «Analysis of Instrumentation Guide Tube the results of the separate-effect study quanti- Failure in a BWR Lower Head,» Proceedings tatively demonstrate the importance of droplet of The 9th International Topical Meeting on velocity and melt properties on the melt droplet Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and preconditioning [19]. Safety (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, Sep- tember 9–13, , N9P0268, 2012. [3] Tran C.-T., Villanueva W., and Kudinov P., «A International Cooperation Study on the Integral Effect of Corium Mate- rial Properties on Melt Pool Heat Transfer in The activities in the MSWI Project at Royal Insti- a Boiling Water Reactor,» Proceedings of The tute of Technology (KTH) are jointly supported by 9th International Topical Meeting on Nuclear

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 241 Thermal-Hydraulics, Operation and Safety and Melt Jet Parameters on Debris Forma- (NUTHOS-9), Kaohsiung, Taiwan, September tion,» 15th International Topical Meeting on 9–13, , N9P0289, 2012. Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH [4] Villanueva W., Tran C.-T., and Kudinov P., «Ef- 15), Pisa, Italy, May 12–17, 2013. fect of CRGT Cooling on Modes of Global [12] Konovalenko A., Basso S., Karbojian A., and Vessel Failure of a BWR Lower Head,» Pro- Kudinov P., «Experimental and Analytical ceedings of the 20th International Confer- Study of the Particulate Debris Bed Self-lev- ence on Nuclear Engineering (ICONE-20), eling,» Proceedings of The 9th International Anaheim, CA, USA, July 30 – August 3, Paper Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydrau- 54955, 2012. lics, Operation and Safety (NUTHOS-9), Kaoh- [5] Palagin A., Miassoedov A., Gaus-Liu X., siung, Taiwan, September 9–13, , N9P0305, Muscher H., Buck M., Tran C.T., Kudinov 2012. P., Carenini L., Koellein C., Luther W., Chu- [13] Yakush S., Kudinov P., and Lubchenko N., danov V., «Analysis and interpretation of «Coolability of heat-releasing debris bed. Part the LIVE-L6 experiment,» 5th European Re- 1: Sensitivity analysis and model calibration,» view Meeting on Severe Accident Research Annals of Nuclear Energy, Vol.52, pp.59–71, (ERMSAR-2012), Cologne (Germany), March February 2013. 21–23, 2012. [14] Yakush S., Kudinov P., and Lubchenko N., [6] Kudinov P., Karbojian A., Tran C.-T., Villanue- «Coolability of heat-releasing debris bed. Part va W., «The DEFOR-A Experiment on Fraction 2: Uncertainty of dryout heat flux,» Annals of Agglomerated Debris as a Function of Wa- of Nuclear Energy, Vol.52, pp.72–79, 2012, ter Pool Depth,» The 8th International Topi- February 2013. cal Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, [15] Yakush S., Lubchenko N., and Kudinov Operation and Safety (NUTHOS-8), Shanghai, P. , «Risk-Informed Approach to Debris Bed China, October 10–14, N8P0296, 2010. Coolability Issue,» Proceedings of the 20th In- [7] Kudinov P., Davydov M.V., «Development ternational Conference on Nuclear Engineer- and validation of conservative-mechanistic ing (ICONE-20), Anaheim, CA, USA, July 30 and best estimate approaches to quantify- – August 3, Paper 55186, 2012. ing mass fractions of agglomerated debris,» [16] Liangxing Li, Weimin Ma and Sachin Thakre, Nuclear Engineering and Design, submitted, «An Experimental study on pressure drop and 2012. dryout heat flux of two-phase flow in packed [8] Kudinov P., Davydov M., Pohlner G., Bürger beds of multi-sized and irregular particles,» M., Buck M., Meignen R., «Validation of the Nuclear Engineering and Design, Vol.242, FCI codes against DEFOR-A data on the mass pp. 369–378, 2012. fraction of agglomerated debris,» 5th Euro- [17] Liangxing Li, Sachin Thakre, Weimin Ma, «Ex- pean Review Meeting on Severe Accident Re- perimental study on coolability of debris beds search (ERMSAR-2012) Cologne (Germany), with cuboidal and triangular shapes,» Proc. March 21–23, 2012. of NUTHOS-9, Kaohsiung, Taiwan, Septem- [9] Kudinov P., Karbojian A., Ma W., and Dinh ber 9–13, 2012. T.-N. «The DEFOR-S Experimental Study of [18] Sachin Thakre, Weimin Ma, «Numerical De-bris Formation with Corium Simulant analysis of reactor scale exvessel fuel coolant Materials,» Nuclear Technology, 170(1), April interactions phenomena using MC3D code,» 2010, pp. 219–230. 15th International Topical Meeting on Nuclear [10] Kudinov P., Kudinova V., and Dinh T.-N., «Mol- Reactor Thermal Hydraulics (NURETH 15), ten Oxidic Particle Fracture during Quench- Pisa, Italy, May 12–17, 2013. ing in Water,» 7th International Conference [19] Sachin Thakre, Weimin Ma and Liangxing on Multiphase Flow ICMF 2010, Tampa, FL Li, «A numerical analysis on hydrodynamic USA, May 30–June 4, 2010. deformation of molten droplets in a water [11] Manickam L., Hansson R., Kudinov P, Bechta pool,» Annals of Nuclear Energy, Vol.53, S., «On the Influence of Water Subcooling pp.228–237, 2013.

242 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzforschung

Autor und Koautoren S. Mayer, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg, I. Heese, H. Hödlmoser, M. Jäggi, Ch. Schuler Beauftragte Institution Paul Scherrer Institut, Sektion Messwesen Adresse 5232 Villigen PSI Telefon, E-Mail, Internetadresse +41 56 310 2338, [email protected], www.psi.ch Dauer des Projekts 1. Januar 2010 bis 31. Dezember 2012

ZUSAMMENFASSUNG Experten der Sektion Messwesen wirkten aktiv Im Berichtsjahr wurden im Rahmen des Pro- in verschiedenen internationalen Arbeitsgrup- jekts «Zusammenarbeit in der generischen pen der Technischen Kommission 85 der Inter- Strahlenschutzforschung» verschiedene Pro- nationalen Standardorganisation ISO und EU- jekte bearbeitet, die Weiterentwicklungen auf RADOS («European Radiation Dosimetry dem Gebiet der Dosimetrie, Strahlenmesstech- Group») mit. Dabei wurde sowohl an wesent- nik und Radioanalytik darstellen: lichen Revisionen der Normenwerke als auch Im Zuge der Fachbegleitung der innerhalb der an der Erstellung von internationalen Berich- Sektion Messwesen durchgeführten Disserta- ten gearbeitet. tion wurden drei Messstationen an verschie- Im Berichtsjahr nahm die Radioanalytik wiede- denen Orten auf dem PSI-Gelände platziert. Die rum an verschiedenen nationalen und interna- kontrollierten und bilanzierten Abgaben von tionalen Ringvergleichen teil (BfS-Berlin, PRO- gasförmigen Positronenstrahlern der zentralen CORAD-Paris, IAEA-Wien, IRA-Lausanne, BfG- Fortluft PSI-West werden als Tracer eingesetzt Koblenz), wobei alle PSI-Messresultate der bis- und deren Photonenstrahlung von den Mess- her publizierten Ringvergleiche innerhalb der stationen gammaspektrometrisch gemessen. Toleranzintervalle lagen. Beim Projekt «An- Auf diese Weise lassen sich innerhalb der Disser- wendung der validierten ISOCS/LABSOCS- tation erarbeitete Simulationen validieren. Software» nahm die Radioanalytik an Schu- Von einer IAESTE-Studentin analysierte Mess- lungen seitens der Firma Canberra teil, werte der NADAM- und MADUK-Sonden so- installierte die neusten Spektrometrie Soft- wie die Rohdaten der Aeroradiometrie aus den warepakete und kalibrierte ein charakterisier- Jahren 1994–2012 wurden benützt, um neue tes Gamma-Spektrometer mit zertifizierten Re- radiologische Karten der Schweiz zu erstellen ferenzstandards. Die Daten wurden im geografischen Informati- onssystem ARCGIS gespeichert und in eine Karte integriert.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 243 Projektziele Durchgeführte Arbeiten und erreichte Ergebnisse Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzforschung wur- (12/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf den für 2012 folgende Projektziele mit dem ENSI dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung vereinbart: Im Jahr 2012 wurden verstärkt die turbulenten Ein- strömbedingungen für LES (Large Eddy Simula- (12/1) Durchführung einer Doktorarbeit auf tions) untersucht, da die Ergebnisse der Simulatio- dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung nen von den Anfangs- und Randbedingungen abhängig sind. Im Gegensatz zu RANS (Reynolds (12/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit Averaged Navier Stokes)-Simulationen, die zu Be- ginn der Doktorarbeit durchgeführt wurden, muss (12/3) Dokumentation zur Bestimmung die Turbulenz explizit vorgegeben oder im Modell von Aerosolverlusten in komplexen erzeugt werden. Leitungssystemen Zunächst erfolgten Testsimulationen in einem lee- ren Gebiet mit fünf verschiedenen Einströmprofi- (12/4) Erstellung neuer radiologischer len, danach wurde ein zusätzlicher Block einge- Karten der Schweiz baut. Bei der Darstellung der turbulenten Momente

, σu und σw fiel auf, dass insbesondere die (12/5) Mitarbeit bei der internationalen Standardabweichung der horizontalen Geschwin-

Normung in Strahlenmesstechnik digkeit σu nicht mit den Referenzwerten der Litera- tur übereinstimmt. Grund hierfür war eine fehlen- (12/6) Teilnahme der Radioanalytik an de Entwicklung der turbulenten Grenzschicht. Die internationalen Vergleichsmessungen Ergebnisse wurden beim 3. Internationalen EU- (Gamma- und Alpha-Spektrometrie, Tritium, LAG Workshop in Loughborough Ende Juni präsen- Strontium, usw.) tiert und diskutiert. Weitere Simulationen in einem Gebiet mit Aare (s. (12/7) Anwendung der validierten ISOCS/ Figur 1) zeigten, dass der Einströmbereich sehr lang LABSOCS-Software für Dichte-, Summations- sein muss, damit sich eine Grenzschicht ausbildet. und Geometrie-Korrekturen in der Gamma- Die Rechenzeit würde sich in diesem Fall verlän- Spektrometrie gern, daher erfolgte der Umstieg von offenen zu zyklischen Randbedingungen. Da das Gebiet west- (12/8) Absolutmessungen reiner β-Strahler lich der Aare höher ist als das Gebiet im Osten, mit der TDCR-Methode für Halbwertszeitbe- wurde ein künstlicher Hügel eingebaut, so dass die stimmungen langlebiger Nuklide (10Be, 32Si, beiden Ebenen im Aus- und Einströmbereich auf ei- 63Ni, 93Zr, 129I) ner Höhe liegen. Die künstliche Erhebung hat keinen Einfluss auf die Ergebnisse, weil lediglich der (12/9) Dokumentation der Studien in Bereich vor dem Hügel von Interesse ist. n-Dosimetrie mit neuer Auswertetechnik für CR-39-Detektoren

(12/10) Mitarbeit in EURADOS-Programmen 70 28 26

mit direktem Bezug zu aktuellen Frage- 60 24 22 stellungen in der Schweiz 50 20 18

40 16 (12/11) Ad-hoc-Probleme des ENSI nach m y / 14 30 12 10

Absprache mit dem Projektleiter Height above ground / m 20 8 6

10 4 2 0 100 200 300 400 500 600 700 800 900 x / m

Figur 1: Leeres Gebiet mit unterschiedlichen Höhen westlich und östlich der Aare.

244 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figur 2: 200 8 Horizontale Windge- 200 8 schwindigkeit simuliert 7 7 mit offenen (links)

6 −1

6 −1 150 150 und zyklischen (rechts) 5 5 Randbedingungen 4 4

z/m 100 3

z/m 100 3 2 2 1 1 50 Horizontal Velocity in ms 50 0 0 Horizontal Velocity in ms −1 −1 0 −2 0 100 200 300 400 500 0 −2 x/m 0 100 200 300 400 500 x/m

Die Simulationsergebnisse bei Verwendung of- nuten-Messwerte aus dem Zeitraum vom 24.4.– fener und zyklischer Randbedingungen sind in Fi- 31.8.2012 sind in Figur 4a dargestellt. Die Vor- gur 2 dargestellt. Ein Vergleich der Resultate zeigt, zugsrichtungen entlang des Aaretals nach Nord- dass bei Anwendung von zyklischen Randbedin- Nordost und Süd-Südwest sind klar erkennbar. Zu- gungen eine turbulente Durchmischung entsteht, sätzlich gibt es noch Wetterlagen mit östlicher während sich im anderen Fall nur einzelne Verwir- Ausbreitung. Ausbreitungen in nordwestlicher, be- belungen und numerische Artefakte ausbilden. ziehungsweise südöstlicher Richtung treten nur selten auf. (12/2) Fachbegleitung der Doktorarbeit Die Ausbreitungsvektoren wurden nun anhand der Eines der Ziele der Fachbegleitung ist die Bereitstel- Messwerte der gammaspektrometrischen Mess- lung von Messdaten zur Verifikation der Modell- stationen sortiert. Hierzu wurden alle Ausbrei- rechnungen. Hierzu werden die kontrollierten und tungsvektoren eliminiert, bei welchen das modifi- bilanzierten Abgaben von gasförmigen Positro- zierte MMGC-Verhältnis unter dem Durchschnitts- nenstrahlern der zentralen Fortluft PSI-West als wert liegt. Es zeigt sich wie erwartet für die östlich Tracer eingesetzt. Die abgegebenen Positronen- des Abgabepunkts (Kamin der zentralen Fortluft- strahler 15O (67%), 11C (16%), 13N (16%) und 18F anlage PSI-West) gelegene Messstation 1, dass (1%) lassen sich über die mit der Annihilationsre- überdurchschnittlich hohe modifizierte MMGC- aktion verbundene Aussendung zweier Photonen Verhältnisse gehäuft bei östlichen Ausbreitungs- mit einer Energie von 511 keV gammaspektrome- richtungen auftreten (Figur 4b). Für die südöstlich trisch messen. Drei Aluminiumkisten mit einem 3 x gelegene Messstation 2 (Figur 4c) treten über- 3 Zoll NaI(Tl)-Detektor, Gammaspektrometer und durchschnittliche MMGC-Verhältnisse vermehrt einem Industrie-PC zur Datenerfassung und -über- bei südwestlichen Ausbreitungsrichtungen auf. mittlung wurden konstruiert und an den geplanten Grund hierfür ist das praktisch vollständige Fehlen Standorten in Betrieb genommen. Zur Unterschei- von Ausbreitungsvektoren in der erwarteten süd- dung der Annihilationsstrahlung vom schwanken- östlichen Richtung aufgrund der Vorzugsrich- den Untergrund aufgrund der natürlich vorkom- tungen der Windrichtung. Der gleiche Effekt ist bei menden Radon-Zerfallsprodukte wird als Kenn- der nördlich gelegenen Messstation 3 (Figur 4d) zu grösse in Anlehnung an das in der Aeroradiometrie beobachten, bei welcher die überdurchschnitt- verwendete Man-Made-Gross-Counts (MMGC)- Verhältnis das Verhältnis der Zählraten in den Ener- giefenstern unter- und oberhalb von 550 keV ver- Figur 3: Zeitlicher Verlauf des wendet. modifizierten MMGC- Der zeitliche Verlauf des modifizierten MMGC-Ver- Verhältnisses auf dem hältnisses (Figur 3) zeigt einen deutlichen Unter- Dach der Neutronenlei- terhalle WNLA (Messki- schied zwischen der Zeit des Shutdown des Pro- ste 2) tonenbeschleunigers und der Zeit nach dessen Wiederinbetriebnahme am 18. April 12. Aus dem am Hochkamin des PSI in 70 m Höhe gemessenen Windvektor wurde der um 180° ge- drehte Ausbreitungsvektor berechnet. Alle 10-Mi-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 245 Abbildung 4: Ausbreitungsvektoren a b im Zeitraum vom 24.4– 31.8.2012. Die Länge der Achsen beträgt 10 m/s. a: Gesamt; MMGC-Verhältnis über Durchschnitt bei b: Messstation 1 (Son- dengarten OA-SE), c: Messstation 2 (Dach Neutronenleiterhalle) und d: Messstation 3 (Parkplatz WGHA)

c d

lichen modifizierten MMGC-Verhältnisse vermehrt Die einfachste Möglichkeit, die Resuspension in bei nord-nordöstlichen Ausbreitungsrichtungen das Modell zu integrieren liegt in der Annahme ei- auftreten. ner konstanten Penetration oberhalb eines Grenz- durchmessers (Figur 7). Wird dieser Grenzdurch- (12/3) Dokumentation zur Bestimmung messer zu 33 Mikrometer gewählt, ist die Summe von Aerosolverlusten in komplexen der quadratischen Abweichungen zwischen Mo- Leitungssystemen dell und Messwerten über alle Prüfaerosole am Wie bereits im vergangenen Jahresbericht be- niedrigsten. Dieses Modell kann die gemessenen schrieben, wurden in 2011 durch zwei Spezialfir- Penetrationen für alle Prüfaerosole mit Ausnahme men Messungen der Aerosolpenetration an einem der Polystyren-Partikel LP und SP zufriedenstellend Testaufbau für ein neues Probenahmesystem für reproduzieren (Figur 8). Eine mögliche Erklärung den Hochkamin PSI-Ost durchgeführt. In einer wei- für die unerwartet geringen Penetrationen könnte teren Analyse wurden die für verschiedene Prüf- in einem zusätzlichen Abscheidemechanismus aerosole gemessenen Penetrationen mit den Er- durch elektrostatische Kräfte (Elektrodeposition) gebnissen aus verschiedenen Penetrationsmodellen liegen. verglichen. Figur 5 zeigt den bereits im vergange- Die Frage, ob eine zusätzliche Abscheidung durch nen Jahr berichteten Vergleich der Messwerte mit Elektrodeposition zwingend für die Erklärung der Modellrechnungen eines von der A&M-Universität Abweichung zwischen Modellrechung und Mess- Texas zur Verfügung gestellten Programms DE- werten der Penetration der Polystyren-Prüfpartikel PO2001a (Figur 6). erforderlich ist, wird mit einem vereinfachten Pe- Das im Programm DEPO2001a enthaltene Modell netrationsmodell weiter untersucht. Hierzu wird berücksichtigt keine etwaige Resuspension von anstelle der Modelldeposition aus dem Programm Partikeln, was in der Vorhersage einer verschwin- DEPO2001a analog zum Einbezug der Resuspen- denden Penetration für Partikel mit Durchmessern sion ein konstanter Wert von 100% unterhalb grösser als 30 Mikrometer mündet. Diese Vorher- eines Grenzdurchmessers gesetzt. Dieser Grenz- sage steht im klaren Widerspruch zu den gemes- durchmesser, wie auch der Grenzdurchmesser für senen Penetrationen der Prüfaerosole S3, L3, S4 die Resuspension, wird durch die Minimierung der und L4. Diese Prüfaerosole weisen praktisch iden- Summe der quadratischen Abweichungen zwi- tische Messwerte der Penetration mit einem Mit- schen Modellpenetration und Messwerten festge- telwert von 0.83 ± 0.02 auf. legt. Ohne Einbezug der Messwerte für die mono-

246 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figur 5 (links): Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das Programm DEPO2001a vorhergesagten Penetrationen.

Figur 6 (rechts): Vorhersage der Penetration mittels des Programms DEPO2001a.

Figur 7 (Links): Vorhersage der Penetration mittels des Programms DEPO2001a, ergänzt durch einen konstanten Anteil zur Berücksichti- gung der Resuspension.

Figur 8 (rechts): Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das mit einem konstanten Resuspen- sionsanteil ergänzte Programm DEPO2001a vorhergesagten Penetrationen.

Figur 9 (Links): Vergleich der gemessenen Penetration der verschiedenen Prüfaerosole mit den durch das vereinfachte Penetrationsmodell ohne Einbezug der Polystyrenpartikel SP und LP vorhergesagten Penetrationen.

Figur 10 (rechts): dispersen Polystyren-Prüfpartikel ergab sich ein dungsprozess ist demnach nicht zwingend zur Vergleich der gemessenen Penetration unterer Grenzdurchmesser von 8 Mikrometern Interpretation der Messergebnisse erforderlich. Zu- der verschiedenen und ein Grenzdurchmesser der Resuspension von sätzliche Messungen mit Partikeln gleicher Grösse Prüfaerosole mit den 19 Mikrometern. Auch mit diesem vereinfachten mit anderer Materialzusammensetzung können durch das vereinfachte Penetrationsmodell mit Penetrationsmodell können die gemessenen Pene- hier zur Klärung beitragen. Einbezug der Polysty- trationen der Prüfaerosole zufriedenstellend repro- renpartikel SP und LP vorhergesagten Pene- duziert werden (Figur 9) und sind den Ergebnissen (12/4) Erstellung neuer radiologischer Karten trationen. der physikalisch fundierteren Modellrechnung mit der Schweiz DE-PO2001a (Figur 8) recht ähnlich. IAESTE-Studentin M. Grauzynite analysierte Mess- Wird auch die Abweichung zwischen Modell und werte der NADAM- und MADUK-Sonden sowie Messwerten für die Polystyren-Partikel berück- die Rohdaten der Aeroradiometrie aus den Jahren sichtigt, verändern sich die beiden Grenzdurch- 1994–2012. Die Daten wurden im geografischen messer zu 6.4 Mikrometer und 16 Mikrometer. Der Informationssystem ARCGIS als Punkt-Shape-Da- Durchmesserbereich mit verschwindender Pene- tei gespeichert und in eine Karte (Figur 11) inte- tration verschiebt sich also geringfügig zu kleineren griert. Die Nachauswertung der Rohdaten vor Durchmessern. Die Penetrationen aller Prüf- 1994 machen eine Anpassung der Auswertesoft- aerosole können nun zufriedenstellend reprodu- ware und ihrer Parametrierung erforderlich. Hier- ziert werden (Figur 10). Ein zusätzlicher Abschei- für ist die Expertise und langjährige Erfahrung von

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 247 B. Bucher (ENSI) erforderlich. Messdaten des Bun- renden Messgebiete der Aeroradiometrie in der desamtes für Gesundheit (BAG) wurden über die Nähe von Kernanlagen untersucht. Es zeigte sich, Fachgruppe Aeroradiometrie (FAR) angefragt und dass die Häufigkeitsverteilungen der aeroradiome- wurden für 2013 in Aussicht gestellt. trisch gemessenen Ortsdosisleistungen in der Um- Anhand der Messdaten der kontinuierlich mes- gebung der Kernkraftwerke in den meisten Jah- senden NADAM- und MADUK-Stationen wurden ren gut übereinstimmen (Figur 3). Im Jahr 1999 jahreszeitliche Einflüsse auf die Ortsdosisleistung wurden jedoch deutlich niedrigere Ortsdosislei- untersucht. Es zeigte sich, dass im Flachland die stungen gemessen (Figur 4). In diesem Jahr wur- Ortsdosisleistung im Winter bis zu 30% niedrigere den die Messflüge in der Zeit vom 21.–24.6.1999 Werte aufweisen kann, was auf die Abschirmung durchgeführt. Die monatlichen Niederschlagsmen- der terrestrischen Strahlung durch Schnee zurück- gen im Mai und Juni 1999 waren mit 287 mm und geführt werden kann (Figur 12). Am hochalpinen 202 mm aussergewöhnlich hoch. An der Station Standort Jungfraujoch zeigt sich dagegen ein um- Zürich wurde seit der Aufzeichnung lediglich im gekehrter Jahresgang mit niedrigen Werten der Juni 1876 ein höherer Wert als 287 mm gemessen. Ortsdosisleistung in den Sommermonaten. Es Die hohe Niederschlagsmenge führt zu einem er- zeigte sich, dass an diesem Standort die Ortsdosis- höhten Porenwassergehalt im Boden, wodurch leistung entgegengesetzt zu Veränderungen im wiederum die Photonenstrahlung der im Boden Luftdruck verläuft (Figur 13). Durch eine Änderung befindlichen Radionuklide stärker abgeschwächt im Luftdruck wird die in grosser Höhe dominie- wird und so zu einer Erniedrigung der gemessenen rende kosmische Strahlung unterschiedlich stark Ortsdosisleistung führt. abgeschirmt. Es erscheint daher sinnvoll, keine Messdaten aus den Wintermonaten in die Daten- (12/5) Mitarbeit bei der internationalen sammlung aufzunehmen. Hierdurch ist aber nur Normung in Strahlenmesstechnik ein kleiner Prozentsatz der Messwerte betroffen, Nach ausgiebiger Diskussion in der Sitzung der da im Winter kaum Messkampagnen im Feld Arbeitsgruppe WG17 des ISO TC85/SC2 in Paris durchgeführt wurden. (4.–6.6.12) konnten die drei revidierten Teile der Eine zweite Frage, ob Messwerte aus verschie- Norm ISO 7503, Teil 1 «Measurement of radio-ac- denen Jahren problemlos miteinander kombiniert tivity – Measurement and evaluation of surface werden können, wird anhand der wiederkeh- contamination – Part 1: General principles», Teil 2

Figur 11 (links): Bisher aufgenommene Datenpunkte für die Erstellung einer radiologischen Karte der Schweiz.

Figur 12 (rechts): Monatsmittelwerte der Ortdosisleistung in La Chaux-de-Fonds.

Figur 13 (Links): Monatsmittelwerte der Ortdosisleistung und der Abweichung vom mittleren Luftdruck über alle Werte auf dem Jungfraujoch.

Figur 14 (rechts): Häufigkeit der gemessenen Ortsdosislei- stung in der Umgebung der Kernkraftwerk Be- znau (KKB) und Leib- stadt (KKL), sowie des Paul Scherrer Instituts (PSI) und der Zwischen- lager Würenlingen AG (ZWILAG).

248 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 «Measurement of radioactivity – Measurement Figur 15: Häufigkeit der gemes- and evaluation of surface contamination – Part 2: senen Ortsdosislei- Test method using wipe-test samples» und Teil 3 stung in der Umgebung «Measurement of radioactivity – Measurement des Kernkraftwerks Gösgen (KKG). and evaluation of radioactive surface contamination – Part 3: Apparatus calibration» beim ISO-Se- kretariat als Committee-Draft eingereicht werden. Die drei Monate dauernde Länderabstimmung begann am 23.9.12. Der Vorschlag eines neuen Normenprojekts zu Raumluftüberwachung in Kernanlagen (NWIP ISO 16639) wurde mit 15 «Ja»-Stimmen und 9 Enthal- tungen angenommen. So konnte die Arbeitsgrup- pe 14 während des TC85-Treffens vom 4.–6. Juni (12/6) Teilnahme der Radioanalytik an inter- 2012 in Paris bereits mit der Einbindung der abgege- nationalen Vergleichsmessungen (Gamma- und benen Kommentare beginnen. Es ist geplant, einen Alpha-Spektrometrie, Tritium, Strontium, usw.) Commitee Draft (CD) von ISO 16639 bis Ende 2012 Im Jahr 2012 nahm die Radioanalytik an folgenden fertigzustellen und zur Abstimmung zu stellen. Vergleichsmessungen teil: (1) BFS-Ringvergleich 3H Das zurückgestellte Projekt der Raum- und Fortluftü- und 14C in Urin, (2) Aktiniden in Stuhl 2012, PRO- berwachung an Beschleunigern zur Herstel-lung CORAD (CEA), Frankreich (α-Strahler, Pu, Am, U). von PET-Radionukliden (Task Leader J. Rivers (LabIm- Diese Resultate sind nachstehenden Tabellen zu pex, UK)) soll als NWIP ebenfalls bis Ende 2012 vor- entnehmen. Der Ringvergleich ergab innerhalb liegen und zur Abstimmung gestellt werden. der Messunsicherheiten eine zufriedenstellende Die Anfrage der französischen Kollegen zur Erstel- Übereinstimmung mit den Mittelwerten der Teil- lung von speziellen Normen zur Fortluftüberwa- nehmer und den Referenzwerten des Veranstalters chung von einzelnen Radionukliden, bei welchen (Tab. 1 und Tab. 2). Bei Probe B handelt es sich um die gesamte Kette von der Probenahme bis hin zur einen Blank (d.h. die Stuhlasche enthält nur natür- Radioanalytik einbezogen ist, wurde von H. Mau- liches Uran). bert (CEA) anhand erster Entwürfe von nationalen Des Weiteren wurde noch an folgenden Ringver- Normen vorgestellt. Es zeigten sich deutliche Un- gleichen teilgenommen: (3) Uran und Radium in terschiede der Ansichten einzelner Delegierter zu Wasser 2012, BFS-Berlin, (4) Gamma-Strahler und diesem Thema. Daher wurde eine Gruppe beste- 90Sr in Spinatpulver MRI-Kiel, (5) Gamma-Strahler hend aus H. Maubert (CEA, Frankreich), K. Vogl in einem Referenzstrahler IRA, Lausanne (152Eu). Bei (BfS, Deutschland) und J. Ford (Sellafield, UK) be- allen bisher publizierten Ringvergleichen waren alle auftragt, einen ersten Textentwurf anzufertigen. Messwerte innerhalb der Messunsicherheiten iden- Dieser Textentwurf soll als Grundlage für die wei- tisch zu den Labormittel- und Referenzwerten. tere Diskussion anlässlich des TC85/SC2-Treffens in 2013 dienen.

Probe 234U PSI / 238U PSI / 238Pu PSI / 239Pu PSI / 244Cm PSI / [mBq] L.-M [mBq] L.-M [mBq] L.-M. [mBq] L.-M. [mBq] L.-M. A 20 ± 2 1.09 17 ± 2 1.03 10.4 ± 1.5 1.05 138 ± 9 0.98 < 1 B 19 ± 2 1.00 18 ± 2 1.08 < 1 < 1 < 1 C 17 ± 2 0.90 15 ± 2 0.90 < 1 146 ± 10 1.03 16 ± 3 0.89

Tabelle 1: Aktiniden in Stuhlasche: PSI-Resultate und Vergleich mit den Labor-Mittelwerten (L.-M.). Die Aktivitäten beziehen sich auf die gesamte Probe von 2.5 g (Messunsicherheiten 2 σ).

Probe 238Pu PSI / 239Pu PSI / 244Cm PSI / [mBq] Referenzwert [mBq] Referenzwert [mBq] Referenzwert A 9.7 ± 0.4 1.07 142 ± 6 0.97 < 1 C < 1 142 ± 6 1.03 18.5 ± 0.8 0.89

Tabelle 2: Aktiniden in Stuhlasche: Referenzwerte und Vergleich PSI/Referenzwerte. Die Aktivitäten beziehen sich auf die gesamte Probe von 2.5 g (Messunsicherheiten 2 σ).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 249 (12/7) Anwendung der validierten ISOCS/ dreifach wie auch zweifachkoinzident erkannt). LABSOCS-Software für Dichte-, Summations- Mit sinkender β-Emissionsenergie bzw. mit stei- und Geometrie-Korrekturen in der Gamma- gendem Farbquench soll das Triple/Double-Ver- Spektrometrie hältnis dann kontinuierlich absinken. Mit zertifi- In diesem Projekt sollen Gamma-Kalibrierstan- zierten Tracerlösungen reiner β-Strahler (90Sr, 36Cl, dards und Referenzquellen zwischen dem ENSI 14C, 63Ni und 3H) wurde der Zusammenhang zwi- und dem PSI gemessen und verglichen werden. schen Zähleffizienz und TDCR für Quenchsets von Darüber hinaus sollen Efficiency-Kurven durch jeweils 6 Proben mit unterschiedlicher Beimi- Anwendung der validierten ISOCS/LABSOCS-Soft- schung eines Farbindikators (Methylorange) ermit- ware an beiden Institutionen durchgeführt und so- telt. Für diejenigen Proben, bei denen keine Indika- mit die Aktivitäten der Kalibrierstandards mathe- torlösung hinzugegeben wurde, konnte ein matisch berechnet und anschliessend verglichen linearer Zusammenhang zwischen der aus den werden. Im Berichtsjahr wurde daher am PSI bei Messergebnissen ermittelten Zähleffizienz und einem zur Verfügung stehenden charakterisierten dem gemessenen TDCR-Wert mit der Steigung 1 Gamma-Spektrometer die neuste Spektrometrie- über einen grossen Energiebereich (2 MeV – 50 Software der Firma Canberra installiert keV) festgestellt werden (d.h. der TDCR-Werte (GENIE2000 inklusive ISOCS/LABSOCS-Lizenz zur entspricht direkt der Detektor-Efficiency). Mit stei- automatischen Efficiency-Berechnung rotations- gendem Quench sinken beide Parameter dann symmetrischer Körper). Mit dieser Software lassen kontinuierlich ab; der Zusammenhang zwischen sich auch Summationskorrekturen berechnen beiden Parametern wird dann aber zunehmend (DOE-validiertes Softwarepaket). In einem nächs- nichtlinear. Bei diesen Proben ist zu vermerken, ten Schritt wurden zwei Mitarbeiter der PSI-Radio- dass der TDCR-Wert deutlich stärker als die Zählef- analytik von der Firma Canberra für die fachge- fizienz abnimmt, weil für die sekundär in der Szin- rechte Bedienung der Spektrometrie-Software tillationsflüssigkeit durch Quenching erzeugten GENIE2000 und ISOCS/LABSOCS geschult. Um Niederenergiephotonen die Lichtausbeute so stark auch Probenmessungen mit der GENIE-Software abnimmt, dass die Wahrscheinlichkeit für die Re- auf dem charakterisierten Detektor durchführen gistrierung von Dreifachkoinzidenz-Events sehr ge- zu können, wurde zusätzlich die zugehörige Kom- ring wird. Ein Bericht mit Bedienungsanleitung des paktelektronik der Firma Canberra bestellt. Nach HIDEX 300 und TDCR-Efficiency-Tabelle ist derzeit der Installation der Hardware wird dann im fol- in Bearbeitung. gendem Jahr mit den Vergleichsmessungen begonnen und nach Abschluss aller Messungen ein (12/9) Dokumentation der Studien in Bericht erstellt. Für die Validierung der durch n-Dosimetrie mit neuer Auswertetechnik ISOCS/LABSOCS berechneten Efficiencykurven für CR-39-Detektoren wurden im Berichtsjahr für häufig verwendete Die Ergebnisse einer durchgeführten Studie mit Probengeometrien (1 l, 500 ml, 50 ml, 5 cm Flä- CR-39-Detektor-Materialien von drei verschiede- chenquelle) bereits klassische Efficiency-Kurven nen Herstellern (Thermo Electron, TASL und Chiy- mit zertifizierten Referenzlösungen (NIST-Refe- oda Technol Corporation) wurden auf dem 13. In- renzlösungen) aufgenommen. ternationalen Kongress der IRPA in Glasgow im Mai als Poster vorgestellt («Study of different PADC (12/8) Absolutmessungen reiner β-Strahler materials with regard to sensitivity and back- mit der TDCR-Methode für Halbwertszeitbe- ground»). stimmungen langlebiger Nuklide In der Berichtsperiode wurden die Ergebnisse einer (10Be, 32Si, 63Ni, 93Zr, 129I) Studie zur Vergleichbarkeit und Reproduzierbar- Als Vorstudie für die Halbwertszeitbestimmungen keit von CR-39-Auswertungen zusammengestellt. langlebiger Nuklide wurde der Zusammenhang Im Rahmen der Studie wurden CR-39-Detektoren zwischen aktueller Zähleffizienz und des TDCR- der Hersteller TASL und Thermo Electron über ei- Wertes ermittelt (TDCR = triple to double coinci- nen Zeitraum von drei Wochen täglich mit den bei- dence ratio). Die TDCR-Theorie sagt voraus, dass den verfügbaren TASLImage-Auswertegeräten für hohe β-Emissionsenergien (bei geringem ausgewertet. Bezüglich Vergleichbarkeit der bei- Quench) das Verhältnis von registrierten Dreifach- den Auswertegeräte hat die systematische Analyse koinzidenzen zu Zweifachkoinzidenzen gleich eins gezeigt, dass die Ergebnisse mit beiden Auswerte- ist (d.h. alle registrierten Events werden sowohl geräten innerhalb der Messunsicherheiten von ca.

250 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 10–15% liegen. Bezüglich Reproduzierbarkeit zei- Dosisleistungen wesentlich niedriger ausfallen als gen die Analysen, dass die Mittelwerte der Ergeb- die aus den LE-Werten berechneten und folglich nisse für beide Materialien und beide Auswertege- das Dosisleistungskriterium des Anhanges 2 der räte über den Zeitraum von drei Wochen jeweils StSV angepasst werden müsste, wurden für spezi- innerhalb von ±10% liegen. fische Messeinrichtungen – eine Messkette mit NaI-Detektor und ein Messinstrument mit NaI-De- (12/10) Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit tektor – die minimalen Messzeiten abgeleitet, die direktem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in für die Messung dieser Dosisleistungen notwendig der Schweiz sind. Diese Messzeiten liegen in der Grössenord- EURADOS («European Radiation Dosimetry nung von mehreren Minuten, so dass bei Über- Group») hat in ihr Arbeitsprogramm die Durchfüh- nahme dieser BSSD-Freigabewerte für die spezi- rung internationaler Vergleichsmessungen aufge- fische Aktivität in die StSV bei Freimessungen nach nommen. Die Dosimetrie beteiligte sich mit zwei Anhang 2, StSV, von einer kurz dauernden Über- Systemen (TLD- und DIS-Dosimeter) an der Ver- prüfung der Dosisleistung mittels eines tragbaren gleichsmessung (IC2012) für Personen-Photonen- Instruments Abstand genommen werden muss [3]. dosimeter und mit dem Neutronendosimeter an der Vergleichsmessung für Personen-Neutronen- dosimeter (IC2012n). Die Interpretation der Ver- Nationale Zusammenarbeit gleichsmessung wird von EURADOS in 2013 durch- geführt. Ein reger wissenschaftlicher Austausch findet mit Im Rahmen der Arbeitsgruppe WG11 («High-en- dem Institut de Radiophysique (IRA) und dem ergy radiation fields») wurde eine Messkampagne CERN statt. Daraus ist zum Beispiel die Publikation in einem gepulsten n-Feld in Berlin organisiert. Das «Intercomparison of the response of different pho- Ziel der Messkampagne war, die Leistungsfähigkeit ton and neutron detectors around a spent fuel verschiedener n-Detektoren in einem gepulsten cask» entstanden. n-Feld mit n-Energien bis 40 MeV zu testen und miteinander zu vergleichen. Die Ergebnisse wurden in der Publikation «Intercomparison of radia- Internationale Zusammenarbeit tion protection instrumentation in a pulsed neutron field» dokumentiert und bei einem Journal Die Sektion Messwesen ist in mehreren Arbeits- eingereicht. gruppen von EURADOS («European Radiation Do- simetry Group») vertreten, die die Zusammenar- (12/11) ad hoc Probleme des ENSI beit auf dem Gebiet der Dosimetrie ionisierender nach Absprache mit dem Projektleiter Strahlung im europäischen Raum fördert. Anfang Im Bestreben, den Strahlenschutz in den einzelnen des Jahres veranstaltet EURADOS immer die Jah- Mitgliedsländern auf qualitativ hohem Stand zu ni- resversammlung, diesmal in Wien, bei der alle Ar- vellieren, ist die Europäische Union daran, die An- beitsgruppen zusammen kommen. Während des forderungen an den Strahlenschutz in der Euro- Jahres tagen die einzelnen Arbeitsgruppen an un- pean Basic Safety Standards Directive (BSSD) [1] zu terschiedlichen Orten. Erstmalig auf europäischer formulieren. In der Richtlinie werden auch Aus- Ebene wird die Vergleichsmessung für Personen- schluss- und Freigabekriterien, basierend auf nu- Neutronendosimeter (IC2012n) durchgeführt, in klidspezifischen Freigabewerten für die spezifische deren Organisationskomitee die Sektionsleitung Aktivität (Clearance levels, CL) [2], enthalten sein. vertreten ist. Da gegenwärtig die schweizerische Strahlen- schutzverordnung (StSV) revidiert wird, drängt sich auf, die Übernahme dieser BSSD-Freigabewerte für Nachwuchsförderung die spezifische Aktivität in die StSV zu diskutieren. Das Ad-hoc-Teilprojekt befasste sich mit den Kon- Die Sektion Messwesen engagiert sich sehr für die sequenzen dieser potentiellen Übernahme der CL Ausbildung von jungen Nachwuchstalenten. Im für die Strahlenmesstechnik. Es wurden Dosisleis- Sommer 2012 wurden zwei Studenten im Rahmen tungen, berechnet für LE- und CL-Freigrenzen ei- der International Association for the Exchange of ner Radionuklidstichprobe, einander gegenüber- Students for Technical Experience (IAESTE) betreut. gestellt. Da die aus den CL-Werten berechneten Migle Grauzynite von der University of Edinburgh

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 251 arbeitete auf dem Gebiet der Aeroradiometrie Referenzen (siehe Arbeitspunkt 12/4) und Martin Felle von der University of Oxford half in der Eichstelle bei der [1] European Union, Draft Euratom Basic Safety Charakterisierung der Bestrahlungsanlagen der Standards Directive, Version 24 February Kalibrierstelle mittels Messung und Simulation. 2010 (final) Im Weiteren wurde in diesem Jahr die Matura-Ar- http://ec.europa.eu/energy/nuclear/radia- beit von Loreen Gavillet und Hagena Thuraisingam tion_protection/doc/art31/2010_02_24_ von der Kantonsschule Aarau begleitet. Die Ma- draft_euratom_basic_safety_standards_di- tura-Arbeit beschrieb die Messung von Radongas rective.pdf und Radonzerfallsprodukten in der Wohnraumluft. [2] IAEA Safety Standards Series, Application of Speziell wurde der Einfluss der Aerosolpartikelkon- the Concepts of Exclusion, Exemption and zentration auf die Konzentration der Radonzer- Clearance, Safety Guide No. RS-G-1.7, IAEA, fallsprodukte näher untersucht. Vienna, 2004 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1202_web.pdf Bewertung 2012 und Ausblick [3] Ch. Schuler, G. Butterweck, A. Fuchs und 2013 H. Hödlmoser, Konsequenzen der Über- nahme der Clearance-Werte aus dem zu- Die Projektziele 2012 wurden gemäss den Verein- künftigen europäischen Regelwerk in die barungen zur Zusammenarbeit in der generischen Strahlenschutzverordnung, PSI TM-96-12-12, Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI er- 2012. reicht. Für das Jahr 2013 ist die Erneuerung der Verträge zu den ENSI-PSI-Vereinbarungen geplant. Im Rahmen dieser Verträge sind die Weiterführung der Doktorarbeit und deren Fachbegleitung, teils Weiterführungen von bereits bestehenden Pro- jekten und teils neue mit dem ENSI definierte Pro- jekte vorgesehen.

Publikationen

Mayer, S., Boschung, M., Hoedlmoser, H., Bu- chillier, Th., Bailat, C. and Bitterli, B. Intercompa- rison of the response of different photon and neutron detectors around a spent fuel cask. Ra- diation Measurements, Vol. 47, Issue 8, 634– 639, 2012.

252 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Zusammenarbeit in der praktischen Strahlenschutzforschung

Autor und Koautoren S. Mayer, M. Boschung, G. Butterweck, J. Eikenberg, I. Heese, H. Hödlmoser, M. Jäggi, Ch. Schuler Beauftragte Institution Paul Scherrer Institut, Sektion Messwesen Adresse CH-5232 Villigen PSI Tel., E-Mail, Internetadresse +41 56 310 2338, [email protected], www.psi.ch Dauer des Projekts 1. Januar 2010 bis 31. Dezember 2012

ZUSAMMENFASSUNG Übernahme der Clearance-Werte aus dem zu- Im Berichtsjahr wurden im Rahmen des Projekts künftigen europäischen Regelwerk für die ma- «Zusammenarbeit in der praktischen Strah len- schinelle Freimessung» führten zur Erkenntnis, schutz forschung» verschiedene Projekte bear- dass das maschinelle Freimessen bei Über- beitet, die Weiterentwicklungen auf dem Ge- nahme der Clearance-Werte in die Strahlen- biet der Dosimetrie, Strahlenmesstechnik und schutzverordnung durch die relativ tieferen Radioanalytik darstellen: Freigrenzen massive Beeinträchtigungen erfah- Die mit Labortests und einem Feldtest umfang- ren wird. reiche Evaluation eines neuen aktiven Per- In der Radioanalytik wurden im Berichtsjahr fol- sonen-Photonendosimeters für die Abt. Strah- gende Projekte bearbeitet und abgeschlossen: lenschutz und Sicherheit führte zu einem (a) Bestimmung von Aktiniden in Sedimentpro- Produkt, welches auch in der Typenprüfung ben des «EAWAG-Klingnau-Projekts», welches nach internationalen Normen mit sehr guten im Jahr 2013 mit einem neuen Bohrkern fort- Resultaten abschloss. gesetzt wird, und (b) Optimierung extraktions- Die zur Sektion Messwesen gehörige Eichstelle chromatischer Trennungen von Am und Cm konnte zusammen mit der IRA unter der Lei- aus Bodenproben mittels DGA-Resin. Für das tung des METAS aktiv an der am 1.1.2013 in Projekt (c) Bestimmung von Aktiniden aus Kraft tretenden neuen Verordnung für Strah- Strahlkomponenten Target M wurde ebenfalls lenmessmittel (StMmV) mitarbeiten. Sie wird die Analytik erfolgreich getestet; weitere Pro- auch die nächstes Jahr anstehende Umsetzung ben werden im nächsten Beschleuniger-Shut- der Verordnung in die Praxis begleiten. Down erhoben. Überlegungen zum Thema «Konsequenzen der

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 253 Projektziele reduziert. Sie fand in der Zeit vom 25. bis 28. Juni 2012 statt. Im wiederkehrenden Messprogramm Gemäss den Vereinbarungen zur Zusammenarbeit wurde die Umgebung von KKB, KKL, PSI und ZWI- in der praktischen Strahlenschutzforschung wur- LAG untersucht. Ferner wurden das Stadtgebiet Zü- den für 2012 folgende Projektziele mit dem ENSI rich, der Rangierbahnhof Spreitenbach sowie Ge- vereinbart: biete am Lac Emosson und am Limmersee und Muttsee aeroradiometrisch vermessen. In keinem (12/1) Begleitung der Aeroradiometrie- der Messgebiete wurden ungewöhnliche Werte re- übungen mit Berichterstattung gistriert. Eine Transversale von Bischofszell (TG) zum Grand St. Bernard (VS) verdichtete das Netz der Ae- (12/2) Charakterisierung der n-Bestrahlungs- roradiometriemesswerte der Schweiz (Figur 1). einrichtungen (Messung und Simulation) Während der Übung ARM12 wurden erste Tests mit einem mobilen HPGe-Gammaspektrometer (12/3) Evaluierung von aktiven Personendosi- (Canberra Falcon 5000) durchgeführt. Es zeigte metern sich, dass dieses Gerät bereits mit einfachen Mass- nahmen zur Schwingungsdämpfung während des (12/4) Messungen zum Thema «Übernahme Fluges betrieben werden kann. Jedoch erwies sich der Clearance-Werte aus dem zukünftigen die Empfindlichkeit des im Helikopter montierten europäischen Regelwerk für die maschinelle Monitors aufgrund der im Vergleich zum NaI(Tl)- Freimessung» Hauptdetektor (16 l) geringen Kristallgrösse (0.5 l) und durch die Abschwächung durch die Tanks des (12/5) Mitarbeit bei metrologischen und Helikopters als zu gering, um in noch vertretbaren legalen Fragestellungen des METAS Messzeiten (300 s) bei normalen radiologischen Bedingungen Zusatzinformationen gewinnen zu (12/6) Weiterentwicklung und Optimierung können. Dies führt zum Schluss, dass die Ausrüs- eingeführter Messmethoden in KKW tung des Aeroradiometriesystems mit einem hoch- auflösenden Detektor unter normalen Bedin- (12/7) Bestimmung von Aktiniden in gungen keinen Zusatznutzen bringt. Alternativ Sediment proben «EAWAG-Klingnau-Projekt» könnte der Ansatz der französischen Kollegen mit dem Parallelbetrieb von zwei grösseren HPGe-Kris- (12/8) Bestimmung von Aktiniden aus tallen ausserhalb des Helikopters bei geringer Flug- Strahlkomponenten Target «M» höhe weiterverfolgt werden. Zum anderen können aber im Einsatzfall mit signi- (12/9) Optimierung extraktionschromatischer fikant erhöhten Dosisleistungen, bei welchen das Trennungen von Am und Cm aus Bodenpro- NaI(Tl)-System wegen Sättigungseffekten un- ben mittels DGA-Resin brauchbar wird, mit Hilfe des improvisierten Ein- satzes eines mobilen Gammaspektrometers wei- (12/10) ad hoc Probleme des ENSI nach terhin Messungen durchgeführt werden. Hier Absprache mit dem Projektleiter erweist sich die geringe Empfindlichkeit als Vorteil.

(12/2) Charakterisierung der n-Bestrahlungs- Durchgeführte Arbeiten einrichtungen (Messung und Simulation) und erreichte Ergebnisse Über diesen Themenbereich wurde bereits 2011 ausführlich berichtet und die Arbeiten auf diesem (12/1) Begleitung der Aeroradiometrieübungen Thema wurden 2012 fortgesetzt. Auf dem 13. In- mit Berichterstattung ternationalen Kongress der IRPA in Glasgow wur- Der wissenschaftliche Bericht über die Aeroradio- den im Mai die folgenden drei Arbeiten aus diesem metrieübung ARM11 wurde als PSI-Bericht 12-04 Themenbereich als Poster vorgestellt: veröffentlicht. «Stability of a Berthold LB6111 neutron probe» Wegen der kurzfristigen Absage der gemeinsamen «Photons from 252Cf and 241Am-Be neutron Übung mit den deutschen und französischen Teams sources» in Frankreich wurde die diesjährige Aeroradiome- «The ISO water slab phantom in a neutron ref trieübung ARM12 auf eine Dauer von einer Woche erence field»

254 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Die erste Arbeit wurde darüber hinaus im Journal Ergebnisse, die bereits in [2] vorgestellt wurden, «Radiation Protection Dosimetry» veröffentlicht, wird in Figur 2 der Vergleich der Messergebnisse die zweite Arbeit erschien in «Radiation Measure- der beiden Detektoren im Feld der Am-Be-Quelle ments». In 2012 wurde auch die Dokumentation mit der in der letztjährigen Kalibrierung ermit- von Schattenkegelmessungen und Simulationen telten Modellfunktion des Feldes dargestellt. Die solcher Messungen mittels MCNPX fertiggestellt Messwerte des Wendi-2 stimmen im Rahmen der [1]. Zur Charakterisierung des Streuanteils der Unsicherheiten mit der durch das LB6411 be- Neutronenfelder wurde in diesen Untersuchungen stimmten Modellfunktion überein. Grössere Ab- einerseits durch die Simulation der Unterschied weichungen im Bereich von 10% findet man vor zwischen ungestörtem Streufeld und Streufeld in allem für sehr geringe Abstände von der Quelle, Anwesenheit des Schattenkegels herausgearbeitet wobei die berechneten Geometriekorrekturen und andererseits der Einfluss der Energie- und eine Rolle spielen könnten, da sie nur näherungs- Winkelabhängigkeit dreier verschiedener Messge- weise gültig sind und ihr Beitrag zu den Messunsi- räte (Berthold LB6411, Thermo Wendi-2, MGP cherheiten nicht quantifiziert werden konnte. DMC2000GN) auf die Messung des Streufeldes hinter dem Schattenkegel gezeigt. Im Zuge der (12/3) Evaluierung von aktiven Personendosi- Analyse der Schattenkegelmessungen mit dem metern von der Eichstelle als Sekundärstandard verwen- Im Rahmen einer Evaluierung von elektronischen deten LB6411 stellte sich auch heraus, dass die von Dosimetern wurden sieben Dosimeter der Herstel- der Physikalisch-Technischen Bundesanstalt (PTB), ler Mirion (FR), RAESystems (US), Thermo Scientific Braunschweig, gelieferten Feldkorrekturfaktoren (US) und Polimaster (BY) näher auf ihre radiolo- für Streustrahlung nicht vollständig mit den theo- gischen Eigenschaften und Praxistauglichkeit un- retischen Vorhersagen übereinstimmen, die man tersucht. Dabei erzielte das Dosimeter Polimaster aus den PTB-Spektren und dem publiziertem Ener- PM1610 aufgrund der menugeführten Bedienung gieansprechvermögen des LB6411 rechnerisch ab- und des geringen Gewichts im Praxistest das beste leiten kann. Resultat. Um etwaige Auswirkungen auf die Kalibrierung Dagegen konnte das in 2012 neu auf den Markt der Felder zu überprüfen, wurde daher eine weite- gekommene Dosimeter Mirion/MGP DMC 3000 re Neutronensonde, ein Thermo Wendi-2, bei der durch hervorragende radiologische Eigenschaften PTB kalibriert. Im Rahmen der jährlichen Quali- überzeugen (Figur 3). Im Praxistest dieses Dosime- tätsprüfung der Neutronenbestrahlungsanlagen ters wurde es nur unwesentlich schlechter als das wurden dann durch den IAESTE-Studenten Martin Polimaster PM1610 beurteilt. Die sehr guten radi- Felle Messungen der verschiedenen Neutronen- felder sowohl mit dem LB6411 als auch mit dem Figur 1: Messaufgaben der Wendi-2 durchgeführt und unter Berücksichti- Aeroradiometrie- gung der Messunsicherheiten miteinander verg- Messübung 2012 lichen. Dabei wurde für das Wendi-2 eine Prozedur zur Ermittlung der Stabilitätskorrektur etabliert. Näherungen für Geometriekorrekturen bei kleinen

Abständen mussten numerisch berechnet werden, Figur 2: da sie nicht wie für das LB6411 den Normen ent- Vergleich der LB6411- und Wendi- nommen werden konnten. Stellvertretend für die 2-Messungen mit der Modellfunktion des Am-Be-Feldes. Die Modellfunktion ist grün dargestellt und das dazugehörige 95%-Konfidenzintervall in Braun. Die Messwer- te des LB6411 stimmen sehr gut mit dem Mo- dell überein und auch die Messwerte des Wendi-2 zeigen eine Übereinstimmung im Rahmen der Unsicher- heiten.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 255 Figur 3: quenzen dieser potentiellen Übernahme der CL für Energie- und Winkelab- 3.5 DoseRAE2 (1) die maschinelle Freimessung [5]. hängigkeit der geprüf- 3 DoseRAE2 (2) ten Dosimeter. Polimaster Die in ISO-Normen für die Berechnung der Nach- 2.5 Min. Anforderung weisgrenze angegebene Formel kann nach der Pro- 2 Max. Anforderung

Polimaster Winkel benmesszeit ts aufgelöst werden [6]: 1.5 DosRAE2 (1) Winkel 1 DosRAE2 (2) Winkel DMC 3000 (1) 0.5

Response normalized to S-Cs 0° DMC 3000 (2) 0 10 100 1000 10000 wobei E (keV) k1-α, k1-β = Statistische Parameter, R = Erwartungswert der Untergrund- Figur 4: E0 Summe Untergrund- Zählrate, und Probenmesszeit R = Erwartungswert der Proben- für die CL-Freigrenze Es von 60Co. zählrate, und

t0 = Messzeit des Untergrundes.

Als Erwartungswert der Probenzählrate REs wird bei der maschinellen Freimessung mit RADOS- Freimessanlagen das Produkt von Summenfrei- grenze für den entsprechenden Nuklidvektor, Messgutmasse und Detektorwirkungsgrad in Pro-

zent eingesetzt und die Probenmesszeit ts nach der oben angegebenen Gleichung berechnet. Damit ologischen Eigenschaften führten zur Entschei- wird gewährleistet, dass die Messzeit so gewählt dung des PSI, das Mirion/MGP DMC 3000 als wird, dass die spezifische Grenzwertaktivität mit neues elektronisches Standarddosimeter am PSI der Sicherheit der angewandten statistischen Para- einzuführen. meter nachgewiesen werden kann [6]. Der Detektorwirkungsgrad ist dabei abhängig vom (12/4) Messungen zum Thema «Übernahme der angewandten Nuklidvektor. Für den Nuklidvektor Clearance-Werte aus dem zukünftigen «100% 60Co» lässt sich gemäss Figur 4 die CL-Frei- eu-ropäischen Regelwerk für die maschinelle grenze von 0.1 Bq/g mit nur 25 s Messzeit für Un- Freimessung» tergrund und Probe nachweisen (Berechnung der

Im Bestreben, den Strahlenschutz in den einzelnen Nachweisgrenze mit k1-α = k1-β = 1.96, t0 = 10 s,

Mitgliedsländern auf qualitativ hohem Stand zu ni- R0 = 1720 Ips, Messgutmasse = 300 kg und Detek- vellieren, ist die Europäische Union daran, die An- torwirkungsgrad = 0.15%). forderungen an den Strahleschutz in der European Wird nun aber z.B. für den für die damalige PSI- Basic Safety Standards Directive (BSSD) [3] zu for- Freimesskampagne «Füllkies SAPHIR» gültigen Nu- mulieren. In der Richtlinie werden auch Ausschluss- klidvektor «12% 137Cs + 77% 99Tc + 11% 90Sr» und Freigabekriterien, basierend auf nuklidspezi- (Tab. 1) kalibriert, so wird im Algorithmus der Frei- fischen Freigabewerten für die spezifische Aktivität messanlage wegen der beiden nicht messbaren Be- (Clearance levels, CL) [4], enthalten sein. Da gegen- tastrahler eine Hochrechnung durchgeführt [7], wärtig die schweizerische Strahlenschutzverord- welche den Detektorwirkungsgrad verschlechtert. nung (StSV) revidiert wird, drängt sich auf, die Für die aus den entsprechenden Nuklidvektoren Übernahme dieser BSSD-Freigabewerte für die spe- abgeleiteten CL-Summenfreigrenzen von 0.48 zifische Aktivität in die StSV zu diskutieren. Bq/g für den Füllkies SAPHIR (Tab. 1) bzw. 0.18 Dieses Teilprojekt befasste sich mit den Konse- Bq/g für den Colemanitbeton DIORIT und einem in-

Tabelle 1: Nuklid Spez. Aktivität CL Anteile NV Anteil NV/CL Nuklidvektor für den [Bq/kg] [Bq/g] [g/Bq] Füllkies SAPHIR. 137Cs 5.00E+00 0.1 0.12 1.21 99Tc 3.20E+01 1.0 0.77 0.77 90Sr 4.40E+00 1.0 0.11 0.11 Total 4.14E+01 1.00 2.09 CL-Summenfreigrenze in Bq/g: 0.48

256 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 folge nicht messbarer Nuklide reduzierten Wir- Figur 5: Summe Untergrund- kungsgrad ergeben sich gemäss Figur 5 Messzei- und Probenmesszeit ten für Untergrund und Probe von 255 s bzw. 1810 für die CL-Summen- freigrenzen für Füllkies s (Berechnung der Nachweisgrenze mit k1-α = k1-β = SAPHIR und Colemanit- 1.96, t0 = 180 s, R0 = 1720 Ips, Messgutmasse = beton DIORIT. 300 kg und Detektorwirkungsgrad = 0.01%). Wären also bei den oben erwähnten PSI-Freimess- kampagnen die LE-Summenfreigrenze durch die entsprechende CL-Summenfreigrenze ersetzt worden, so hätten sehr lange, für die rationelle Ab- wicklung der Kampagnen nicht mehr tragbare Messzeiten resultiert.

(12/5) Mitarbeit bei metrologischen und bereinigt, wenngleich auch das METAS aufgrund legalen Fragestellungen des METAS des engen Terminplans in einigen Punkten auf eine Das Bundesamt für Metrologie, METAS, hat 2012 zeitnahe Revision der Verordnung verweisen die existierenden METAS-Weisungen zur Eichung musste. Ein Erfolg für die Eichstelle war eine Ände- von Strahlenmessmitteln in eine Verordnung des rung im Eichverfahren im Bezug auf die Begutach- EJPD über Messmittel für ionisierende Strahlung tung von Prüfquellen. Das Verfahren nach der alten zusammengefasst. Diese Verordnung tritt am Regelung war praktisch nicht durchführbar und 1.1.2013 in Kraft. Im Rahmen der Ämtervernehm- hatte in der Vergangenheit wiederholt zu Auflagen lassung wurde auch das PSI eingeladen, einen Ent- der Akkreditierungsbehörde SAS geführt. Die neue wurf der neuen Strahlenmessmittelverordnung StMmV bringt in manchen Bereichen Änderungen (StMmV) zu beurteilen und zu kommentieren. Die der Eichpflicht für gewisse Geräteklassen bzw. An- ausführlichen Kommentare der Abt. Strahlenschutz wendungsbereiche. Im kommenden Jahr wird sich und Sicherheit wurden an das METAS übermittelt. die PSI-Eichstelle mit der Umsetzung dieser Ände- Im Zuge einer Arbeitssitzung beim METAS hatte die rungen beschäftigen und das METAS weiter bera- Eichstelle des PSI zusammen mit Kollegen der Eich- ten bei der Einführung einer Datenbank zur Regis- stelle des IRA Gelegenheit, sämtliche Einwände, trierung der Eichungen sowie bei der Definition Korrekturen und Vorschläge zu diskutieren, die im von Bauarten und der Einführung von Zulassungen. Zuge der Ämterkonsultation eingegangen waren. Der Entwurf der Verordnung wurde weitgehend

Figur 6: 238Pu-, 239,240Pu- und 241Am-Aktivitätskon- zentrationen für 14 Sedimentproben und 90Sr-Aktivitätskon- zentrationen für 6 Sedimentproben (90Sr- Proben 25, 29, 36 und 40 liegen nahe der Nachweisgrenze).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 257 Figur 7: von 60Co, 137Cs und 131I sowie die 131I-Schilddrüsen- Katharina Domnanich Inkorporation kalibriert und das Schwellenan- bei der Elektrolyse von Aktiniden. sprechvermögen überprüft. Zudem wird die werk- seitig gelieferte «Wiederkehrende Prüfung (WKP)» von der Kalibrierstelle eingerichtet und überprüft. Aus Sicht der Kalibrierstelle entsprechen die in der Schweiz operationellen Thorax-Triagemonitore dem Stand der Technik und bedürfen zur Zeit keiner Optimierung der bestehenden Messmethode.

(12/7) Bestimmung von Aktiniden in Sediment- proben «EAWAG-Klingnau-Projekt» Die Aktiniden und 90Sr der Sedimentproben wurden mit der gleichen Methode bestimmt wie bei den Bodenproben. Neu bei der Methode ist die Vorkonzentration über das Harz «DGA normal» (N,N,N’,N’-tetra-n-octyldiglycolamide) und die Par- allelbestimmung von 90Sr, 238,239,240Pu und 241Am an derselben Probe. Für 14 gemessene Sedimentpro- ben war die Ausbeute für 238,239,240Pu 76% ± 6.5% und für 241Am 90% ± 13% (ein Ausreisser von 35% (12/6) Weiterentwicklung und Optimierung wurde nicht berücksichtigt). Für 90Sr wurden 6 Pro- eingeführter Messmethoden in KKW ben gemessen mit einer Ausbeute von 81% ± 3%. Das Optimierungspotential eingeführter Messme- Die generell hohen Ausbeuten bestätigen, dass thoden in KKW wird von der akkreditierten PSI-Ka- diese neue Trennmethode auch bei Sedimenten an- librierstelle im Zuge von Kalibrieraufträgen der gewendet werden kann. Alle Proben für den Kling- KKW abgeschätzt. nauer Stausee zusammengenommen zeigen fol- Im KKM dient die Freimessanlage RTM615 als gendes Bild (Figur 6): Durchgangsmonitor zur Freimessung von Materia- Die höchsten 239,240Pu-Aktivitäten liegen deutlich in lien, welche aus der Zone ausgeschleust werden der Zeit der 60er-Jahre. Das Verhältnis von 241Am sollen. Das Material wird auf der Zonenseite in die und 239,240Pu liegt für 13 Proben bei 0.39 ± 0.06 (ein Messkammer gestellt und die Türe geschlossen. Ausreisser liegt über 1). Dieser Wert deutet zusätz- Gemäss dem gemessenen Gewicht wird dann von lich darauf hin, dass vermutlich alle Plutonium- der Anlage der Kalibrierfaktor gewählt und die Ak- Werte auf die A-Bombenversuche zurückzuführen tivität des Materials gemessen. Ist das Material ge- sind. Die 90Sr-Werte für die 60er-Jahre mit ca. 4–4.5 mäss StSV «frei», so kann der Besitzer nach Verlas- Bq/kg wurden vom Labor Spiez bestätigt, welches sen der Zone im Zonenausgang die Türe der in Proben von anderen Schweizer Seen 90Sr-Werte Freimessanlage öffnen und sein Material entneh- in der gleichen Grös-senordnung gemessen hatte. men. Wenn die Anlage eine Grenzwertüberschrei- Im Januar 2013 werden für ein Folgeprojekt noch- tung feststellt, lässt sich die Türe nur vom Betriebs- mals Kerne gestochen und die Aktivitäten des strahlenschutz öffnen, welcher anschliessend eine Kerns vollständig gemessen. Die Verhältnisse von Handfreimessung vornimmt. Die Freimessanlage 239Pu zu 240Pu und die 241Pu-Aktivität können zu- wurde auf Wunsch des Betreibers KKM einer Neu- sätzlich in einer Zusammenarbeit mit dem Labor kalibrierung und ausgiebigen Überprüfung unter- Spiez mittels ICP-MS bestimmt werden. Die Arbei- zogen. Die mit diesem Monitor angewendete Frei- ten am PSI werden von einer Praktikantin aus Ös- messmethodik hat sich in jahrelangem Einsatz terreich ausgeführt. bewährt und bedarf keiner Optimierung. Weiter wurden Kalibrierungen von Thorax-Triage- (12/8) Bestimmung von Aktiniden monitoren des Werks Beznau und der ZWILAG aus Strahlkomponenten Target «M» durchgeführt. Dieser weitverbreitete Monitor (Aus- Die Bestimmung der Aktiniden aus Strahlkompo- nahme: KKG) wird gemäss Empfehlungen der Ex- nenten des Target «M» muss auf die nächste Shut- pertengruppe Dosimetrie der KSR seit Jahren im downperiode (2013) verschoben werden. Fünfjahresabstand für die Thorax-Inkorporation In einem zweiten Projekt sollten die Aktiniden

258 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 239,240Pu und 241Am einer Betonprobe aus dem p- cium besteht, sind zwar die Aktivitätskonzentrati- Kanal, bei der eine Neutronenaktivierung wahr- onen gut übereinstimmend mit den Referenz- scheinlich ist, bestimmt werden. Mittels Mikro- werten, aber die Ausbeuten von 239,240Pu und 90Sr welle konnte die Probe total aufgeschlossen nicht zufriedenstellend. Aus diesem Grunde wer- werden. Die Ausbeuten der einmaligen Bestim- den noch weitere Versuche gemacht, um die Ca- mung lagen für 239,240Pu bei 100%, für 241Am bei Mengen in den Proben zu reduzieren, z.B. durch 234 238 230 33%, für U und U bei 88% und bei Th und Ca(OH)2-Fällung. 232Th bei 50%, die Aktivitäten von 239,240Pu und 241Am bei 23 mBq/g, respektive 28 mBq/g und da- (12/10) ad hoc Probleme des ENSI mit deutlich höher (ca. einen Faktor 100) als bei nach Absprache mit dem Projektleiter Messungen anderer aktivierter Betonproben. Eine Aufgrund einer Anfrage des ENSI wurde an der Querkontamination beim Pulverisieren der Probe letzten Quartalssitzung ENSI-PSI im November kann nicht ausgeschlossen werden. 2012 zu den generischen und praktischen For- Im März 2013 ist es erneut möglich, Proben aus schungsvereinbarungen mündlich über die Proble- dem p-Kanal zu sammeln und die Analysen zu wie- matik der Mikrophonie bei Strahlenmessgeräten derholen. informiert. Es wurde dabei detailliert beschrieben, welche internationalen Normen in welchem Um- (12/9) Optimierung extraktionschromatischer fange mechanische Prüfungen eines Messinstru- Trennungen von Am und Cm aus Bodenpro-ben ments und damit des Mikrophonieverhaltens ver- mittels DGA-Resin langen. Elektronische Dosimeter sind meist mit Wie bereits unter Punkt 12/7 gezeigt, kann die neue einem Sensor am Gehäuse ausgerüstet, welcher Aktiniden/90Sr-Trennmethode für Sediment- und zuverlässig verhindert, dass Mikrophonie von elek- Bodenproben angewandt werden. Wichtigste Neu- tronischen Bauteilen zu registrierten Messsignalen erungen dieser Methode sind das Leachen mit 6 M führt.

HCl anstelle von 8 M HNO3 und die Vorkonzentra- tion der Aktiniden mittels «DGA normal offen» anstelle der Oxalatfällung. Im Vergleich zu der alten Nationale Zusammenarbeit Trennmethode wurden für 6 Bodenpro-ben rund um das Zwilag, PSI und KKW-Beznau Ausbeuten für Auf nationaler Ebene fanden eine intensive Kolla- 241Am von 81% ± 21% anstelle von 76% ± 16%, boration in mehreren Teilprojekten mit dem Insti- für 238Pu und 239,240Pu von 80% ± 2% anstelle von tut de Radiophysique (IRA) und fachliche Bera- 64% ± 7% erreicht. Für 90Sr sind die Ausbeuten für tungen für das METAS statt. beide Methoden vergleichbar (alt: 89% ± 1%; neu: 87% ± 3%). Mit der neuen Methode wurden auch zwei IAEA-Proben gemessen und die Resultate in Bewertung 2012 und Ausblick der folgenden Tabelle zusammengestellt: 2013 Tabelle 2 zeigt, dass IAEA-375 nicht nur eine gute Übereinstimmung mit den Referenzwerten auf- Die Projektziele 2012 wurden gemäss den Verein- weist, sondern dass auch die Ausbeuten sehr hoch barungen zur Zusammenarbeit in der praktischen sind. Bei der IAEA-6-Probe, die zu ca. 14% aus Cal- Strahlenschutzforschung aus der Sicht des PSI er-

IAEA-375 IAEA-375 IAEA-6 IAEA-6 Tabelle 2: IAEA-375- und IAEA-6- (PSI-Resultat) (Referenzwert) (PSI-Resultat) (Referenzwert) Aktivitätskonzentra- N = 6 N = 2 tionen im Vergleich mit 241 Am [Bq/kg] *0.15 ± 0.03 0.13 (0.11–0.15) 0.29 ± 0.01 den Referenzwerten. Ausbeute [%] 95.8 ± 11 62.1 ± 7.2 239,240Pu [Bq/kg] 0.30 ± 0.03 0.30 (0.26–0.34) 1.04 ± 0.06 1.04 (0.96 – 1.11) 72.8 ± 13.3 38.8 ± 4.1 238Pu [Bq/kg] 0.074 ± 0.020 0.071 (0.056–0.085) 0.04 ± 0.02 Ausbeute [%] 72.8 ± 13.3 38.8 ± 4.1 90Sr [Bq/kg] 106 ± 2.43 108 (101–114) 30.0 ± 0.66 30.34 (24.2 – 31.67) Ausbeute [%] 88.2 ± 0.2 19.1 ± 0.3 *241Pu wurde von den 6 IAEA-375-Proben je einzeln bestimmt und das eingewachsene 241Am seit 31.01.1991 berechnet. Diese 241Am-Aktivität wurde dann pro Probe abgezogen und der Mittelwert berechnet.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 259 reicht. Für das Jahr 2013 ist die Erneuerung der Ver- der Clearance-Werte aus dem zukünftigen träge zu den ENSI-PSI-Vereinbarungen geplant. Im europäischen Regelwerk in die Strahlen- Rahmen dieser Verträge sind teils Weiterführungen schutzverordnung, PSI TM-96-12-12, 2012. von bereits bestehenden Projekten und teils neue [6] W. Goedrich, Beschreibung RTM644lnc, Ver- mit dem ENSI definierte Projekte vorgesehen. sion D1.00.03.0, Rados Technology GmbH, Hamburg. [7] Ch. Schuler, T. Schange und G. Butterweck, Publikationen Kalibriersystematik für das automatische Frei- messen von Schüttgut mit natürlicher Aktivi- Hoedlmoser, H., Boschung, M., Meier, K., Stadt- tät aus dem Reaktor-Rückbau, Fachverband mann, H., Hranitzky, C., Figel, M., Mayer, S., Pho- für Strahlenschutz: Publikationsreihe FORT- ton contributions from the Cf-252 and Am- SCHRITTE IM STRAHLENSCHUTZ, FS-05- 241-Be neutron sources at the PSI Calibra-tion 139-T, ISSN 1013-4506; TÜV-Verlag GmbH Laboratory, Radiation Measurements 47, 567– Köln, 2005. 570, 2012. Hoedlmoser, H., Butterweck, G., Schuler, Ch., Mayer, S., Investigation of the stability of commercial neutron probes, Radiation Protection Do- simetry, doi: 10.1093/rpd/ncs060, 2012. Bucher, B., Butterweck, G. Rybach, L., Schwarz, G. and Mayer,S. Aeroradiometric Measurements in the Framework of the Swiss Exercise ARM11, PSI-Report Nr. 12-04, ISSN 1019-0643, 2012 J äggi, M., Ehrlicher, U., Eikenberg, J. Determina- tion of the nuclide vector for decommissioning projects at PSI (Paul Scherrer Institute, Switzer- land), Kerntechnik Nr. 77/3, 168–172, 2012

Referenzen

[1] H. Hoedlmoser, G. Butterweck, Ch. Schuler, S. Mayer, Shadow cone measurements and simulations with a Cf-252 neutron source, PSI TM-96-11–29, 2011. [2] H. Hoedlmoser, M. Felle, Ch. Schuler, Compa- rison of a Wendi-2 and a LB6411 neutron probe used as secondary standards, PSI TM- 96-12-11, 2012. [3] European Union, Draft Euratom Basic Safety Standards Directive, Version 24 February 2010 (final) http://ec.europa.eu/energy/nuclear/radiation_ protection/doc/art31/2010_02_24_draft_eu- ratom_basic_safety_standards_directive.pdf. [4] IAEA Safety Standards Series, Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance, Safety Guide No. RS-G-1.7, IAEA, Vienna, 2004 http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1202_web.pdf. [5] Ch. Schuler, G. Butterweck, A. Fuchs und H. Hödlmoser, Konsequenzen der Übernahme

260 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 RC Experiment Rock Mass Characterization

Author und Co-author(s) R. Thoeny, F. Amann, S. Loew Institution ETH Zürich Address Sonneggstrasse 5, 8092 Zürich Tel., E-mail, Internet address +41 (0)44 632 23 12, [email protected] Duration of project 4 years

ABSTRACT the tunnel invert between GM 40 and GM 127 In 2012 a series of laboratory tests were con- revealed that failure mechanisms and EDZ frac- ducted to investigate the water retention curve ture frequencies are significantly influenced by of the clayey facies at the Mont Terri under- the pervasive bedding and the occurrence of ground research laboratory, and to establish pre-existing shear fractures or fault zones in the relationship between the tensile and com- the surrounding rock mass. pressive strength and total suction. The water Based on a rigorous review of all laboratory retention curve obtained in this study is based strength and deformability test data con- on 49 data points and is consistent with pub- ducted in the past 10 years on samples taken lished results. Systematic strength tests utiliz- at the Mont Terri underground research labora- ing specimens with a uniform pre-defined total tory, a peak failure envelope was established suction revealed that the tensile strength for P- for numerical modeling of the RC experiment. and S-specimens increases linearly up to a total Excavation procedure, monitoring setup, and suction of 50 to 60 MPa. With further increase support measures were modeled as built. in total suction the tensile strength drops as a Modeling of the rock mass response as conse- consequence of shrinkage upon drying. Test quence of the step-wise excavation of the RC specimens for compressive strength tests are experiment is based on a total stress approach, currently under investigation. assuming that the short-term behaviour is Structural und geophysical characterization basically undrained. First model results indi- of the natural fracture network around the cate a heterogeneous depth distribution of the Gallery 08 at the Mont Terri rock laboratory EDZ along the RC experiment which ranges revealed important characteristics of multi- between 0.5 and 3 m within the intact rock scale tectonic faults and fault zones that are mass. Within the more compliant fault zones relevant for the mechanical behavior of tec- the model suggests a significant larger EDZ tonically disturbed Opalinus Clay. It could be depth up to 12 m. An increased EDZ depth in shown that fault characteristics such as fault the intact rock mass adjacent to the fault zones thickness, tectonic disturbance, persistence suggests localized stress concentrations; as a and fault frequency vary considerably along consequence the EDZ propagates deeper into the RC experiment and that these variations the rock mass. The model results are consistent significantly alter the homogeneity of the rock with both, the magnitude of the measured dis- mass in strength, stress and deformability. It placements and the depth of the EDZ obtained could be demonstrated that these variations from seismic tomography. have a substantial impact on the spatial distri- Laboratory testing and numerical modeling bution and the radial extent of the excavation will continue in 2013. Final results of these damaged zone (EDZ) along the Gallery 08. Sys- studies are expected in June 2013. tematic analysis of the fracture network along

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 261 Project goals

The primary objective of the RC experiment is to characterize the mechanical rock mass properties of Opalinus Clay relevant for the scale of a repository drift. Of particular interest are the mechanical characteristics of pre-existing faults or fault zones and their influence on the stress redistribution in the near-field of the excavation. In 2008, a 5 m high, horseshoe-shaped tunnel section located between GM 94.5 and GM 127 of Gallery 08 was Figure 1: Rock water characteristic curve obtained in this study used to characterize the rock mass behavior of (Zimmer 2012). For comparison the water retention curves Opalinus Clay during and after tunnel construction obtained by Ferrari and Laloui (2013), Zhang et al. (2007) and (Thoeny et al. 2010). Complementing the in-situ Major et al. 2007 are shown. experiment, a laboratory investigation program was conducted to improve our understanding of the failure process of intact Opalinus Clay under different loading conditions (Amann et al. 2009 & 2010). The synthesis of geological, laboratory and monitoring data contributes to a better understanding of the long- and short-term excavation- induced rock mechanical processes in the near-field of an excavation in a transversal isotropic and heterogeneous clay shale, thus improving our ability to properly characterize this material for future proj- Figure 2: Relationship between Brazilian Tensile Strength and total ect requirements. suction parallel and perpendicular to the bedding orientation (Zimmer 2012).

Work carried out and results obtained it was assumed that the total suction in the samples is uniform and equal to the values given in Table 1. Rock-water characteristic curve The data obtained for water loss and the total wa- In 2012 a series of laboratory tests (Zimmer 2012) ter content were used to calculate the total po- were conducted to quantify the influence of total rosity and saturation degree. Based on these results suction on the mechanical properties of Opalinus the rock water characteristic curve for the shaley fa- Clay. Eight desiccators were built to dry samples cies (drying path) was established according to Van under controlled environmental conditions. The Genuchten (1980). Figure 1 shows the relationship temperature in the laboratory was held constant at between saturation degree and total suction. For 22 °C, and the relative humidity in the desiccators comparison the water retention curves obtained by was controlled by supersaturated salt solutions Ferrari and Laloui (2013), Zhang et al. (2007) and (Table 1). Samples were dried under these environ- Major et al. 2007 are shown. The rock water char- mental conditions to constant weight. After drying actistic curve obtained in this study is consistent with those obtained by Ferrari and Laloui (2013).

Table 1: Salt Solution Relative Suction Supersaturated salt so- The influence of suction on the tensile (–) Humidity (MPa) lution used to establish strength of Opalinus Clay constant relative hu- (%) Subsequently to drying, the test specimens were midity/surface suction K2SO4 97 4 in the desiccators. KCl 85 22 used to obtain the relationship between the Brazil- NaCl 75 39 ian Tensile Strength (BTS) and the total suction. The NaNO 66 56 2 tests were performed at the rock mechanical labo- Ca(NO3)2*(4H2O) 52 89 ratory at the Chair of Engineering Geology at ETH K2CO3 43 115

CaCl2 31 159 Zurich. A modified 2000 kN Walter and Bai servo- LiCl 19 226 hydraulic rock testing device with digital feedback

262 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 control was utilized. A constant axial loading rate tested specimens ranged between 9.9 and 13.2 was used as the controlling feedback signal. The MPa, the Poisson’s ratio between 0.15 and 0.23 selected rate was 0.1 kN/min. and the Young’s modulus between 5.2 and 8.6 Two different specimen geometries (P- and S-speci- GPa. The average Young’s modulus obtained at low men) were used to obtain the BTS parallel and per- axial stresses (e.g. axial stress below the crack initia- pendicular to bedding. The results of this systematic tion threshold) of P-specimens is approximately 3 analysis are shown in Figure 2. It can be seen that times the average Young’s modulus obtained from the tensile strength increases rapidly with increas- S-specimens (Amann et al. 2011a). The unconfined ing suction. Parallel to bedding the average BTS at strength of P-specimen is on average 3 to 4 MPa a total suction of 4 MPa was approximately 0.55 higher than obtained from S-specimens. This is not MPa and increases linearly to a value of approxi- in agreement with previous results (Bock 2010). mately 1.5 MPa at a total suction of 66 MPa. The The reasons might be related to the development average BTS normal to bedding was 0.8 MPa at of shrinkage cracks parallel to bedding. These 4 MPa suction and increased linearly to a BTS of shrinkage cracks may promote axial splitting when 3 MPa at a total suction of 52 MPa. With further the specimens dried in the laboratory or during increase in total suction the BTS for both speci- sample extraction or handling. For the tests ob- men geometries showed no further increase but tained in this study the specimen preparation dropped to a value of 1.25 MPa parallel to bedding, time was kept at a minimum and did not exceed and 2.2 MPa normal to bedding. The drop in tensile 30 min. Shrinkage cracks were neither observed at strength beyond a suction of 52 MPa or 66 MPa is the specimen surface nor identified with ultrasonic most probably associated with the development p-wave velocities. The final results of this test series of shrinkage cracks during drying at increasingly are expected in June 2013. lower relative humidity. Even though, the BTS at high suction is substantially higher than the BTS at Relationship between pre-existing faults little suction (e.g. 4 MPa) and EDZ structures Structural und geophysical characterization of the The influence of suction on the laterally natural fracture network around the Gallery 08 unconfined strength of Opalinus Clay – at the Mont Terri rock laboratory revealed impor- first results tant characteristics of multi-scale tectonic faults In addition to tensile strength tests a series of and fault zones that are relevant for the mechani- 48 specimens with a diameter of 63 mm, and a cal behavior of tectonically disturbed Opalinus. It height-to-diameter ratio of approximately 2 was could be shown that fault characteristics such as carefully prepared for laterally unconfined com- fault thickness, tectonic disturbance, persistence pression tests on P-specimens. These specimens and fault frequency vary considerably along the RC are currently drying in the above mentioned des- experiment. Independent of the scale, variations iccators to constant weight. Three specimens of in these fault characteristics significantly alter the this series were used to obtain the deformability homogeneity of the rock mass in strength, stress and strength immediately after core extraction. The and deformability. It could be demonstrated that tests were performed at the rock mechanical labo- these variations have a substantial impact on the ratory at the Chair of Engineering Geology at ETH spatial distribution and the radial extent of the ex- Zurich (see above). Axial and circumferential strain cavation damaged zone (EDZ) along the excavation. gages were mounted onto the specimen at half of Systematic analysis of the fracture network along the specimen height. Two axial strain gages (Type the tunnel invert between GM 40 and GM 127 BD 25/50, DD1) were firmly attached on opposite revealed that failure mechanisms and EDZ fracture sides of the specimens. The measurement base- frequencies are significantly influenced by the per- length was 50 mm. The radial strain was calculated vasive bedding and the occurrence of pre-existing from the displacement measured by a single gage shear fractures or fault zones in the surrounding (Type 3544-150M-120m-ST) attached to a chain rock mass. wrapped tightly around the specimen. The radial Results from this investigation exemplify the need displacement rate was utilized as the controlling to consider multi-scale tectonic faults and their feedback signal. The selected rate was 0.08 mm/ consequence on the mechanical rock mass proper- min. ties if the formation of the EDZ is to be understood The unconfined compressive strength of the three under large-scale in-situ conditions. In particular,

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 263 excavation through tectonically disturbed Opalinus and structural characterization, a simplified geo- Clay requires incorporation of a large-scale rock logical model with four discrete fault zones dipping mass anisotropy in addition to the intact rock an- with 45° in the direction of tunnel advance was isotropy due to bedding. used (Figure 4). To the authors knowledge true drained properties of Opalinus Clay at the Mont Numerical modeling of the RC experiment – Terri underground research laboratory obtained strategy and first results from consolidated drained tests have not been de- Three-dimensional modeling of the excavation pro- termined yet. Thus, modeling of the RC experiment cess utilized during the RC experiment was carried is based on a total stress approach, assuming that out with the continuum code FLAC 3D (ITASCA the short-term behaviour is basically un - 2009) to investigate the influence of multi-scale drained. Therefore, the model does not allow repro- fault zones on the rock mass behavior around the ducing time-dependent displacements due to Gallery 08. The model dimensions are 130 m in effective stress changes (e.g. consolidation). For the length, 55 m in height and 60 m in width. The gal- scoping calculations a linear-elastic, brittle-plastic lery is aligned with the y-axis (longitudinal model stress-strain behavior was utilized. For the post- axis) of the coordinate system in the center of the failure range of the intact rock, brittle-plastic be- model, at a distance of 10 times the tunnel radius havior was assumed, and perfect-plastic behavior (2.65 m) to the lateral model boundaries. The infor the fault zones. A bi-linear failure envelope as situ principal stress magnitudes and orientations shown in Figure 3 is considered. Rock mechanical utilized for the scoping calculations are modified properties used for the scoping calculation are from Martin and Lanyon (2003) and summarized based on a rigorous review of laboratory test results in Table 2. obtained in the past 10 years on specimens taken from the Mont Terri URL. The mechanical proper- Principal stress Magnitude Orientation ties for the basic case are summarized in Table 3. σ1 6.5 MPa 70/210 Both, the elastic and strength properties represent σ2 4.5 MPa 10/320 the average values between S- and P-specimens. 2.5 MPa 15/050 σ3 The elastic properties of the fault zones were es- Table 2: In-situ principal stress magnitudes and orientations utilized for the scoping calculations (basic case) modified timated based on laboratory testing of two tec- from Martin and Lanyon (2003). tonized specimens, and the analysis of the dynamic elastic properties obtained by seismic interval veloc- At the bottom and front boundary of the model ity measurements along the tunnel axis (borehole displacements were fixed; at the remaining model BRC-2). The latter analyses suggest that the ratio boundaries a stress boundary condition was used between the dynamic Young’s modulus of fault according to the in-situ stress estimate. Excavation zones and intact rock is 2/5 to 3/5; depending on procedure, monitoring setup, and support measures the degree of perturbation. These ratios are consis- were modeled as built. Hardening of the shotcrete tent with laboratory test results on disturbed and as a function of lifetime was implemented based undisturbed S-specimen. on laboratory test results on shotcrete samples that First model results indicate a heterogeneous depth were carried out for the MB experiment (Versuchs- distribution of the EDZ along the RC experiment stollen Hagerbach AG 2009). Based on geological which ranges between 0.5 and 3 m within the

Elastic properties Matrix Fault zones Bedding Young`s modulus 4.0 GPa 1.6/2.4 GPa 4.0 GPa Poisson`s ratio 0.18 0.3 0.18 Matrix strength properties Peak cohesion (conf.< 1 MPa) 1.5 MPa 0.6 MPa 0.6 MPa Peak cohesion (conf. > 1 MPa) 4.0 MPa 1.4 MPa 1.4 MPa Residual cohesion 0.80 0.2 MPa 0.2 MPa Peak friction angle (conf. < 1 MPa) 43° 33° 33° Peak friction angle (conf. > 1 MPa) 11° 11° 11° Residual friction angle 11° 11° 11° Peak tensile strength 1.3 MPa 0.6 MPa 0.6 MPa Table 3: Rock mechanical properties (basic case) used for the numerical calculations. Note that both, the peak strength and deformability properties are averaged over P- and S-specimen properties.

264 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 intact rock mass. Within the more compliant fault Figure 3: zones the model suggests a significant larger EDZ Bi-linear strength criterion for the matrix depth up to 12 m. The asymmetric distribution of (S-specimen), bedding the EDZ is the result of both, the in-situ stress com- and fault planes. La- boratory test results ponents which are inclined in respect to the tunnel from S-specimen were axis, and the influence of the more compliant fault sized according to their zones on the stress redistribution. The increased EDZ diameters. depth in the intact rock mass adjacent to the fault zones suggests localized stress concentrations; as a consequence the EDZ propagates deeper into the rock mass. This failure behaviour is associated with larger measurable displacements in the model. This is consistent with the geodetic measurements made during the construction which showed a significant increase of the horizontal displacements in the vicinity of the fault zones. Depth and geometry of the EDZ are in good agreement with the results from the seismic tomography along both sidewalls. In addition to the above described basic case model, a series of models with various constitutive laws (e.g. isotropic elastic and transversal isotropic) and a broad range of constitutive properties were analyzed. These analyses are ongoing and will be used to establish insights into physical sensitivities, and for a detailed understanding of stress redistribution associated with large-scale rock mass hetero- geneities such as fault zones.

Additional work carried out in 2012 Beside above mentioned work and results, a series of sub-projects were conducted in 2012. A chanical and constitutive behavior was initiated. Figure 4: Numerical modeling detailed description is beyond the scope of this These studies are ongoing in 2013. results of the exca- annual report. However, new insights were ob- vation damaged zone tained through a rigorous review of all laboratory (EDZ) around the RC experiment. strength and deformability test data conducted in National Cooperation the past 10 years from samples taken at the Mont Terri underground research laboratory. The de- ENSI provides major funding of the RC experiment tailed analysis revealed relevant findings in terms and cooperates with ETH in the coordination of of the influence of specimen dimensions, water this research activity. Swisstopo is the second cost- content and saturation degree on the obtained sharing partner. rock mechanical properties; and thus on established strength criteria used for numerical modeling. In addition to this review, numerical scoping International Cooperation calculations were conducted which address the influence of variations in surface suction on the The institutions cooperating with the Chair of En- hydro-mechanical behavior (due to temperature gineering Geology at ETH and ENSI are the follow- and relative humidity variation in the tunnel), and ing: 1) Bundesanstalt für Geowissenschaften und the influence of consolidation on time-dependent Rohstoffe (BGR), Germany; 2) Chevron ETC, USA. lining loads (Amann et al. 2012). Furthermore, a numerical study addressing relevant aspects and processes underpinning the observed hydro-me-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 265 Assessment 2012 and Publications Perspectives for 2013 [1] F. Amann, R. Thoeny, C.D. Martin (2012): Rigorous integration of geological mapping, drill- Rock mechanical considerations associated core logging, optical televiewer imaging und seis- with the construction of a nuclear waste mic refraction measurements provided essential repository in clay rock, paper presented at data to investigate the relationship between the the 46th US Rock Mechanics/Geomechanics natural and excavation-induced fracture network Symposium 2012, Chicago, American Rock in tectonically disturbed Opalinus Clay at the Mont Mechanics Association, ARMA Terri underground research laboratory. Consider- [2] F. Barpi, S. Valente, M. Cravero, G. Iabichino, ation of pre-existing faults and fault zones and C. Fidelibus (2012): Fracture mechanics char- their mechanical characteristics was necessary to acterization of an anisotropic geomaterial. understand both the failure mechanisms and the Engineering Fracture Mechanics, Volume 84, spatial distribution of macroscopic EDZ fractures pp 111–122 around the RC experiment. Complementary, the [3] S. Valente, C. Fidelibus, S. Loew, M. Cravero, synthesis of geological and monitoring data re- G. Iabichino, F. Barpi (2012): Analysis of Frac- vealed a series of fundamental new findings re- ture Mechanics Tests on Opalinus Clay. Rock garding the spatial and temporal evolution of the Mechanics and Rock Engineering, Volume displacement field around the RC section and thus 45, Issue 5, pp 767–779 on the short- and long-term rock mass behavior in transversely isotropic clay rocks. The successful integration of the field data in combination with References three-dimensional numerical modeling allows us to investigate the stress redistribution around the [1] F. Amann, E.A. Button, M. Blümel, R. Thoeny RC experiment and thus the influence of fault (2010b): Insight into the mechanical behav- zones on the rock mass behavior in the near-field iour of Opalinus Clay. Paper presented at of a repository. European Rock Mechanics Symposium 2010, The final phase of the project will be spent for Lausanne, Switzerland, Rock Mechanics and further numerical analyses in a systematic man- Environmental Engineering, edited by Zhao, ner and for reporting of the RC experiment in its Labious, Dudt and Mathier, Taylor & Francis entirety. The major findings and results of this re- Group, London, ISBN 978-0-415-58654-2. search project including all data sets and a com- [2] F. Amann, E.A. Button, K.F. Evans, V.S. Gischig, plete description of the experiment layout will be M. Blümel (2011a): Experimental study of the compiled in a dissertation and published in several brittle behavior of clay shale in short-term un- international journals. Complementary, further confined compression. Rock Mech Rock Eng, laboratory tests will be conducted to establish 44 (4), 415–430. the relationship between total suction and uncon- [3] F. Amann, P.K. Kaiser, E.A. Button (2011b): fined compressive strength of P-specimens, and to Experimental study of the brittle behavior of validate the rock water characteristic curve. clay shale in rapid confined compression. Rock Mech Rock Eng, 44 (1), 21–33. [4] A. Ferrari and L. Laloui (2013) : Advances in the testing of the hydro-mechanical behav-iour of shales. L. Laloui and A. Ferrari (Eds.): Multi- physical Testing of Soils and Shales, SSGG, pp. 57–68. Springer-Verlag Berlin Heidelberg 2013. [5] Itasca (2006): Fast Lagrangian Analysis of Con- tinua in 3 Dimensions (FLAC 3D), Version 4.0, Itasca Consulting Group Inc., Minneapolis, USA. [6] J.-C. Mayor , M. Velasco, J.-L. Garcia-Sineriz (2007): Ventilation experiment in the Mont Ter- ri underground laboratory. Physics and Chem- istry of the Earth 32 (2007) 616–628.

266 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 [7] C. D. Martin, G.W. Lanyon (2003): Measure- [11] Ch.-L. Zhang , T. Rothfuchs, K. Su, N. Hoteit ment of in-situ stress in weak rocks at Mont (2007): Experimental study of the thermo- Terri Rock Lab. International Journal of Rock hydro-mechanical behaviour of indurated clays. Mechanics and Mining Sciences, 40(7-8), pp Physics and Chemistry of the Earth 32 (2007) 1077–1088. 957–965. [8] R. Thoeny, F. Amann, E.A. Button (2010): [12] S. Zimmer (2012): Untersuchungen zur einaxi- Ground conditions and the relationship to alen Zugfestigkeit von Opalinuston in Abhän- ground behaviour – a new mine-by project in gigkeit der Saugspannung. Bachelor Thesis, Opalinus clay at Mont Terri Rock Laboratory. ETH Zurich. Paper presented at European Rock Mechan- ics Symposium 2010, Lausanne, Switzer-land, Rock Mechanics and Environmental Engineer- ing, edited by Zhao, Labious, Dudt and Mathier, Taylor & Francis Group, London, ISBN 978-0- 415-58654-2. [9] M. Th. Van Genuchten (1980): A closed form equation for predicting the hydraulic con-ductivity of unsaturated soils. Soil Sc. [10] Versuchsstollen Hagerbach AG (2009): Char- acterization of the dry shotcrete sprayed in MB niche for modeling works. Final Report. Flum Hochwiese, 11 February 2009.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 267

Climate Modelling of the Weichselian Glacial Period

Author und Co-author(s) D. Hofer, N. Merz, C.C. Raible Institution Klima- und Umweltphysik, Universität Bern Address Sidlerstrasse 5, 3012 Bern Tel., E-mail, Internet address +41 (0)31 631 44 50, [email protected] www.climate.unibe.ch Duration of project July 1, 2010 to September 30, 2012

ABSTRACT sheets leads to the strongest southward shift in The project assesses the impact of different gla- the North Atlantic jet stream of all simulations cial boundary conditions on the atmospheric and the most distinct increase in winter precipi- dynamics and the precipitation pattern in the tation over Southern Europe. This emphasizes European region. Changes in the precipitation that the magnitude of influence of an ice sheet pattern during glacial periods are important with the LGM-size is not the upper limit. The as they steer the growth of glaciers and thus, circulation type classification analysis exhibits the potential of deep erosion, which has to be that glacial circulation types are dominated by considered in the planning of deep geological patterns with an east-west pressure gradient, repositories for radioactive waste. which clearly differs from the predominantly Using a global climate model a set of sensitiv- zonal patterns for the recent past. By investi- ity simulations with different glacial boundary gating the changes in the occurrence of the conditions has been conducted considering circulation types from the recent past to the two states of the last glacial period, namely glacial states, it is shown that these changes the last glacial maximum (LGM) around 21 ka are responsible for 60% of the precipitation ago and an earlier state around 65 ka ago. In increase in the mid-latitudes. For the small the first part of the project, it has been shown domain of Switzerland the model output that due to the presence of the Laurentide ice should be treated carefully as many local fea- sheet the North Atlantic storm track is shifted tures are not resolved or highly simplified in to the south – especially during wintertime. As the model. However, we observe a slight but a consequence of the changed atmospheric significant increase in winter precipitation in dynamics the precipitation in the glacial simu- simulations with a strongly elevated Laurentide lations is increased over southern Europe. In ice sheet. This precipitation increase – together the second part of the study, the analysis is with a shift of today’s mostly westerly circula- extended with (i) an additional simulation with tion to a more southern direction – suggests a further increased elevation of the Laurentide increased precipitation for the southern Swiss ice sheet, (ii) a daily circulation type classifica- Alps and, therefore, increased accumulation tion, and (iii) a chapter focusing on Switzerland. for the glaciers in this region. The extreme scenario of 125%-LGM size ice

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 269 Project goals ditions are taken from simulations with a fully-coupled but lower resolved atmosphere-ocean general Deep geological repositories for radioactive waste circulation model. need to be save for up to one million years. For A pre-industrial simulation (1850 AD; hereafter PI) such a long perspective glacial periods and the that serves as reference simulation and a set of potential influence of deep erosion due to glaciers glacial experiments based on two states of the last have to be considered for the repository sites. The glacial period have been conducted under different aim of this project is to investigate the impact of perpetual forcing conditions (see Table 1). The two different glacial boundary conditions on the atmo- states corresponds to the Last Glacial Maximum spheric dynamics and the precipitation pattern, (LGM, 21 ka ago) and to Marine Isotope Stage 4 and to identify the influence of the changes on (MIS4, 65 ka ago). In the glacial simulations the the glaciers in Switzerland. boundary conditions differ from PI as follows: lower In doing so, a set of glacial simulations has been concentrations of greenhouse gases, changed conducted and thoroughly analysed. Addition- Earth's orbital parameters, added major continen- ally, the simulations are also considered as input tal ice sheets (different scenarios based on [2]; see to future modelling studies, e.g., using regional Table 1), and a sea level that is lower than today climate models or ice sheet models. However, such (120 m difference for LGM and 80 m for MIS4). regional simulations are not in the scope of the The main results of the analysis of the mean dif- current project. ferences are summarized in Fig. 1 (see [3] for more details). In the glacial simulations the winter (December to February, DJF) storm track in Work carried out the North Atlantic is shifted to the south. As a and results obtained consequence of these changes, the precipitation is increased over southern and eastern Europe. Con- This section is divided in two parts. First, a brief trastingly, precipitation over the North Atlantic and summary of the experimental setup and of the the extensive ice sheets is strongly reduced. Fur- results of 2011 is given to set the framework of thermore, the set of simulations allows to clearly the study. Then, the new results are presented in identify the Laurentide ice sheet as the main driver three subsections focusing on the additional simu- of the changed circulation, as the southward shift lation, on circulation type classification, and on the of the storm track – and consequently the changes precipitation change in Switzerland. in precipitation – are more pronounced in the simulations with an enhanced elevation of this ice Experimental setup and summary 2011 sheet. Other boundary conditions, e.g., the radia- The project is based on simulations with a global tive forcing or the ocean surface, are of second atmosphere general circulation model (Commu- order importance. nity Climate System Model version 4, [1]) with pre- The impact for the glaciers in Switzerland is, how- scribed sea surface temperatures (SST) and sea ice ever, difficult to address, as the mean precipitation extent. The model is run in a 0.9°x1.25° horizontal signal is only partially significant in this region. To resolution and the prescribed lower boundary con- clarify the impact further analyses are performed

Description Simulation Ice sheet heights Laurentide Fennoscandian Others 1850 AD simulation PI 0% 0% 0% 21 ka simulation LGM 100% 100% 100%

65 ka simulations MIS4LT 46% 100% 100%

MIS4LIN 67% 67% 67%

MIS4FS 76% 33% 76%

MIS4LGM 100% 100% 100%

MIS4125 125% 125% 125% Table 1: Overview of the simulations and the ice sheet topographies. The values for the ice sheet heights indicate how much of the LGM–present-day topography changes are applied for the Laurentide, the Fennoscandian and all other (mainly Green-

land and Antarctica) ice sheets. MIS4125 is the new simulation that has not been available in the first part of the project.

270 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 which are presented in the next sections. More Figure 1: Schematic illustration information and figures dealing with the PI and of the mean changes in the glacial maximum mean states are provided in the glacial simulations the appendix. compared to the recent past obtained for winter. Additional simulation with a more elevated Laurentide ice sheet There is the possibility that future ice ages might allow ice sheets to grow larger than during the

last glacial cycle. To investigate the impacts of such Figure 2: a «super-glacial» we perform a time-slice which Topography in the includes ice sheets with 125% height of the LGM CCSM4 model for the present state (used in size. Fig. 2 shows the comparison of the Northern PI) and the state with Hemisphere topography for the present state and large ice sheets of the size of 125% LGM the setup used in the MIS4125 simulation. (used in MIS4125). The dynamical response of the North Atlantic and European climate to the 125%-LGM size ice sheet is similar to the one observed with the 100% LGM

(simulations LGM and MIS4LGM). However, the comparison of the «super-glacial» ice sheet (MIS4125)

with the last maximum (MIS4LGM, Fig. 3) shows there is a strengthening of the jet and connected that there is an additional strengthening of the with that an increase in mean precipitation at the southward shift of the winter jet. These changes of latitudes of the British Isles. Nevertheless, com- the jet position and strength lead to an additional pared with the pre-industrial simulation all parts transport of moisture to the Iberian Peninsula and of Europe except some in the North experience also parts of Central Europe in winter (see Fig. 3c). a strong drying during summer due to the vastly A similar response is observed in summer where colder temperatures (see also in Appendix Fig. A2).

Figure 3: Winter (DJF, left column) and summer (JJA, right column) differences between MIS4_125 and MIS4_LGM: surface air temperature (a,b), precipitation (c,d) and zonal wind speed at the 200hPa level (e,f). Only values that are statistically significant at the 5% level (two- sided Student's t-test) are colored.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 271 Figure 4: The six patterns (contours) and the associated precipitation anomalies (color shading) for the circulation types in winter (DJF) of the PI (a) and the MIS4LGM (c) simulations obtained by the k-means cluster analysis of the 20 leading principal components of daily SLP fields, and their projected frequencies in all simulations (b for PI and d for MIS4LGM).

Circulation types and their implication tation anomalies are calculated as the difference on precipitation between the mean precipitation of all days that are Circulation type classification is a different way to assigned to a circulation type pattern and the over- analyze the changes in the atmospheric dynamics all winter mean precipitation and only values that and to quantify its contribution to the precipitation are statistically significant at the 5% level (two- changes that focused on shorter (i.e., daily) time sided Student's t test) are colored. The frequencies scales. The goal of such classification methods is to of occurrence are calculated as the sum of all days group cases so that they share common features where the daily mean SLP pattern of a simulation within each group, while being dissimilar with has the highest spatial correlation with this circula- other groups ([4]). In the context of circulation, we tion type pattern divided by the total sum of days look for several distinct states of the atmosphere (in %). The gray shading highlights the simulation that repeatedly reappear, i.e., accumulation points from where the circulation type patterns originate. in the phase space. The MIS4 simulations (in b and d) are arranged To identify the circulation types in the simulations, from left to right in the order of increasing height the k-means clustering algorithm is applied to the of the Laurentide ice sheet. 20 leading principal components of daily means The circulation type patterns of the different simu- of the winter sea level pressure (SLP) in the North lations are compared by calculating their spatial Atlantic region (25°N-70°N and 70°W–50°E; see correlations and the projected frequencies of [5] for more details on the methodology). For our occurrence. To estimate the latter for each day of simulations the number of circulation types is esti- a simulation, the spatial correlation coefficients mated to be between 6 and 9. As the main conclu- between the daily mean SLP pattern and the dif- sions are similar in all cases only the results for 6 ferent circulation type patterns are calculated. The circulation types are shown (Fig. 4). day is then assigned to the circulation type with The contour interval is 5 hPa with a bold line at which it has the maximum spatial correlation coef- 1010 hPa and continuous (dashed) lines indicat- ficient. The frequency of occurrence is the number ing values above (below) 1010 hPa. The precipi- of days that are associated with a circulation type.

272 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 For present-day conditions the circulation type pat- Figure 5: Winter (DJF) precipi- terns in the model reasonably agree with the ones tation: (a) difference derived from reanalysis data and also exhibit high between the mean spatial correlation coefficients (>0.85) with the precipitation in the MIS4LGM and the PI si- patterns of the PI simulation (not shown). For PI mulations, (b) expected zonal SLP patterns prevail (Fig. 4a). The three most difference due to the changed frequencies frequent circulation type patterns for PI show a of occurrence of the strong meridional SLP gradient, while only the least SLP patterns using the frequent circulation type exhibits a pronounced precipitation anomalies estimated from east-west pressure difference. The circulation type the PI simulation (see patterns in the glacial simulations are clearly dif- text for details on the calculation), and (c) ferent with a distinct negative SLP anomaly west same as Figure 4b but to northwest of the British Isles (e.g., Fig. 4c for using the precipitation anomalies estimated MIS4LGM). Generally, the deviations to PI are larger from MIS4 . in the simulations where the Laurentide ice sheet is LGM more elevated. Thus, strong topographic changes associated with the large continental ice sheets lead to fundamentally different circulation types in Figure 6: glacial periods compared with today. Topography of central Europe on the Nevertheless, it is possible to project the preindus- 0.9°x1.25° model grid. trial circulation types on glacial simulations (and The black rectangular frames the 12 cells vice versa), via spatial correlation. In doing so, SLP used as the Switzer- composites in the glacial simulations resemble the land domain. preindustrial circulation types. The analysis shows that the projected frequencies of occurrence confirm the aforementioned impact of the topography (Fig. 4b and d). Considering the patterns derived from PI, the projections of pattern 1 and 6 (to a lesser degree also the one of pattern 3) change in accordance with the elevation of the Lauren- tide ice sheet. Pattern 1 occurs less often in the Each circulation type produces a specific precipi- glacial simulations, while pattern 6 represents the tation pattern, which is calculated as the precipi- dominant glacial circulation pattern and thus its tation composite of all days that are associated frequency of occurrence increases with increasing with this type minus the mean precipitation. By topography. This is consistent with the compari- multiplying the obtained anomaly patterns with son of the circulation types, namely that in the the relative change of their frequency of occur- glacial simulations east-west SLP pattern prevail rence between two simulations, the contribution and not north-south as in the recent past, and that of circulation changes to precipitation changes is the main factor for the changes is the elevation estimated (shown for MIS4LGM in Fig. 5). of the Laurentide ice sheet. The reverse approach The resulting pattern resembles the mean differ-

– using the projections based on the MIS4LGM cir- ence pattern, but with weaker amplitudes. For culation types – confirms the results. The first and Southwestern Europe and the adjacent ocean third glacial circulation types rarely occur in PI and where the strongest precipitation increase is found instead the forth, which is the only glacial type in the glacial simulations, the expected changes with a pronounced meridional SLP gradient, is can explain 40% to 60% of the mean difference much more frequent. The projected frequencies (Fig. 5a) depending on whether the precipitation of occurrence for the LGM simulation are close to anomaly patterns from the PI simulation (40%, Fig. the ones for MIS4LGM suggesting a much weaker 5b) or the ones from the glacial simulations (60%, impact of other boundary conditions compared Fig. 5c) are used. The explained percentage due with topography. Clearly, the strongest changes to the changed frequencies of occurrence remains are detected in the simulation with the highest ice the same independent of the elevation of the Lau- sheet configuration (125%-LGM size) where zonal rentide ice sheet. The precipitation differences that circulation types nearly vanish. cannot be explained by circulation changes are in

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 273 Simulation MIS4LT MIS4LIN MIS4FS MIS4LGM MIS4125 LGM Prec. difference to PI –0.18 +0.04 +0.23 +0.57 +0.86 +0.21 (mm/day)

Table 2: DJF mean glacial precipitation difference in Switzerland with respect to PI. Bold values are statistically significant at the 5% level (two-sided Student's t-test).

good agreement with the evaporation differences. sis data for present-day indicate a value of less Regarding Switzerland, the changes of the fre- than 3 mm/day. Thus, we focus on precipitation quencies of occurrence suggest a precipitation differences more than on absolute values. In the increase that is stronger in the simulations with glacial simulations with a less elevated Laurentide

a more elevated Laurentide ice sheet. For MIS4LGM ice sheet (MIS4LT and MIS4LIN) the mean precipita- and LGM the suggested increase is in the order tion is not significantly different (at the 5% level)

of 0.5 mm/day, for the MIS4125 the precipitation from PI, while in the other simulations the precipi- increases by about 1 mm/day. This result is put tation is increased by from 0.23 to 0.86 mm/day into perspective in the following section, where with increasing ice sheet (Table 2). However, the

the precipitation change for Switzerland is anal- discrepancy between MIS4LGM and LGM illustrates ysed in more details. that other boundary conditions (sea surface temperatures and orbital forcing) also play an impor- Glacial precipitation in Switzerland tant role. As noted earlier the horizontal resolution of the The range of the daily winter precipitation values model used in the study is roughly one degree. in Switzerland is illustrated in Fig. 7. Generally, the This means that the area of Switzerland is covered median and the quartiles exhibit the same trends as within 12 cells (see Fig. 6), which is at the lower the mean, namely increasing values from the simu- end of where robust results can be expected. Thus, lations with a small Laurentide ice sheet to the simu- the analysis is based on the average over all 12 lations with a highly elevated ice sheet. In contrast, Swiss cells. Nevertheless, the results should be for the top 1% of daily precipitation values a clear interpreted with caution, as the uncertainties are trend is not obvious. Thus, the changed boundary large on such small scales and local effects that conditions in glacial times seems to have an impact cannot be resolved in the model might be impor- only on the mean and the median of the precipita- tant (e.g., due to the limited spatial resolution the tion and not on extreme precipitation events. Alps have a maximum elevation of 1400 m in the As already noted, it is not reasonable to analyse model, see Fig.6). Here, we present results of the the precipitation changes in sub-regions of Swit- mean winter precipitation and of the mean wind zerland which consists only of one or a few grid direction and its implication for precipitation. points. To nevertheless get some indications of In general, the model overestimates winter pre- which part of Switzerland could be affected more, cipitation for Switzerland. The mean precipitation the wind directions and speeds are analysed. In in the simulations is in the order of 3.5 mm/day PI generally west-southwesterly wind conditions to 4.5 mm/day, while observational and reanaly- prevail (Fig. 8). In the glacial simulations the mean

Figure 7: The range of the daily DJF mean winter precipitation for PI and the glacial simulations. The box indicates the lower and upper quartiles and the median. For better comparison the values for PI are indicated with dashed gray lines. The top 1% of daily precipitation values are shown as black dots.

274 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure 8: The frequencies of the DJF daily wind direction (on the 1000 hPa level) over Switzerland. The frequencies are split into 4 categories indicating the strength of the wind.

wind speed is slightly increased and – more impor- additional simulation with a «super-glacial» ice tantly – a large Laurentide ice sheet as in MIS4LGM, sheet in order to investigate its potential impact

MIS4125 and LGM leads to a predominantly south- on Europe and Switzerland. All aims have been southwesterly circulation. This is consistent with fulfilled in the last months. The project was sci- a reconstruction that suggests a more southerly entifically very successful as illustrated by the two atmospheric circulation for the Alps during LGM, peer-reviewed publications and the international but not so during less pronounced glacial states interest experienced at several conferences and ([6]). Generally, southern wind leads to more pre- workshops. The additional analysis of the exist- cipitation at the southern side of the Alps. Conse- ing simulations exhibits that the ice sheet height is quently the change from predominantly westerly crucial for the atmospheric circulation not only for to southerly circulation will increase precipitation long-term mean changes but also on the weather especially in the southern parts of Switzerland. scale. Applying an atmospheric circulation classification on daily data clearly shows that during Summary and Conclusions glacial times with an increased Laurentide ice sheet This study has identified the Laurentide ice sheet the weather patterns are predominantly meridio- as the most important driver of changes in atmo- nal representing an west-east dipole structure. This spheric dynamics and glacial precipitation for the is different to the more zonal north-south dipole European region ([3] and [5]). On a more regional patterns, which dominate the present day climate scale, the large-scale circulation changes in glacial and the recent past. In our study, we were further periods lead to increased precipitation and a shift able to show that these changes in the circulation to more southern winds over Switzerland. In conse- types are responsible for a substantial part of the quence, the results suggest that under deep glacial precipitation differences when comparing glacial conditions, where the Laurentide ice sheet is large times with today. The additional «super-glacial» ice (as in LGM or higher), increased accumulation has sheet simulation shows that a further increase of to be expected for the glaciers in the Southern the Laurentide ice sheet also leads to an additional Alps. However, the uncertainties remain large. For increase in precipitation over southern and central a detailed evaluation of local glacier advances and Europe during winter. This means that under the their potential for deep erosion further modelling constraint of an extreme high Laurentide ice sheet studies with included alpine ice sheet and sedi- the European-Alpine ice sheet has the potential to ment models are needed. grow which in turn will imply enhanced deep erosion due to glaciers. Focusing on Switzerland we see that the increased precipitation during glacial Assessment 2012 times goes along with a shift to more southerly flow. Thus, the simulations suggest that in par- The aims of the project extension were to further ticular the Southern Alps receive more precipita- analyse the simulations performed during the first tion during glacial times with high ice sheets. The year of the project, to summarize these results in «super-glacial» ice sheet simulation additionally a peer-reviewed publication and to perform an increases the precipitation on the northern side of

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 275 Alps, again highlighting the importance for deep [3] D. Hofer, C. C. Raible, A. Dehnert, and J. erosion. Whether the results of Switzerland will Kuhlemann, The impact of different glacial be also presented in a peer-reviewed publication boundary conditions on atmospheric dynam- is still under consideration. Clearly, there is room ics and precipitation in the North Atlantic re- for further future collaborations, in particular to gion, Clim. Past, Vol. 8, pp. 935–949, 2012. dynamically downscale our results to resolutions [4] R. Huth et al., Classification of atmospheric appropriate for coupling ice sheet and sediment circulation patterns, Trends and Directions, In models. Therefore, contacts to research groups Climate Research, Vol. 1146, pp. 105–152, have already been established. 2008. [5] D. Hofer, C. C. Raible, N. Merz, A. Dehnert, and J. Kuhlemann, Simulated winter circula- National Cooperation tion types in the North Atlantic and European region for preindustrial and glacial condi- The project does not involve cooperation with tions, Geophysical Research Letters, Vol. 39, other Swiss projects. L15805, 2012. [6] D. Florineth, and C. Schlüchter, Alpine evidence for atmospheric circulation patterns International Cooperation in Europe during the Last Glacial Maximum, Quaternary Research, Vol. 54, pp. 295–308, The code for the climate model and the input data 2000. for several simulations have been made available by the National Center for Atmospheric Research (NCAR) in Boulder, US. To prepare the simulations, we collaborated with the paleo-working group of the same institution. Our project is also connected to the EU project Past4Future, where the Climate and Environmental Physics of the University of Bern takes part.

Publications

D. Hofer, C. C. Raible, A. Dehnert, and J. Kuhle- mann, The impact of different glacial boundary conditions on atmospheric dynamics and precipitation in the North Atlantic region, Climate of the Past, Vol. 8, pp. 935–949, 2012. D. Hofer, C. C. Raible, N. Merz, A. Dehnert, and J. Kuhlemann, Simulated winter circulation types in the North Atlantic and European region for preindustrial and glacial conditions, Geophysical Research Letters, Vol. 39, L15805, 2012.

References

[1] P. R. Gent et al., The Community Climate Sys- tem Model version 4, J. Climate, Vol. 24(19), pp. 4973–4991. 2011. [2] W. R. Peltier, Global glacial isostasy and the surface of the ice-age earth: The ice-5G (VM2) model and grace, Annu. Rev. Earth Pl. Sc., Vol. 32, pp. 111–149, 2004.

276 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Appendix – Glacial vs. inter- Winter (DJF) mean climate in the NH glacial climate – the mean states during PI and glacial maximum conditions (Figure A1) Global and NH extra-tropical means The PI winters generally show moderate tempera- (Table A1) tures over the North Atlantic and European con- The global and NH extra-tropical mean SAT and tinent due to warm surface waters in the North precipitation values (see Table A1) are largely con- Atlantic. The main precipitation band results from trolled by orbital forcing as there are much larger the storm track which goes along the eddy-driven differences between different time periods (PI, jet stream pointing from the US east coast towards LGM, MIS4) than for different ice sheet configura- the British Isles and Scandinavia. The present ice tions (compare MIS4LIN, MIS4LGM and MIS4125). That sheet configuration also lead to a zonal flow over means that on global scale, the ice sheet sensitivity the North Atlantic resulting from a high pressure is clearly of second order importance. band over the subtropics and a low pressure band For DJF, the global mean SAT of the LGM is about over the high latitudes. During a glacial maximum

5.8 °C colder than PI; the MIS4 temperature is (shown for MIS4125) the North Atlantic surface about 5.1 °C colder. For the NH extra-tropics the waters are much colder which leads to very cold difference is even more distinct with a cooling of winters over much of the North Atlantic and Euro- up to 10.5 °C for the LGM (8.5 °C for MIS4) during pean region. The presence of extensive ice sheets the glacial state. Regarding winter precipitation results in a redirection of the atmospheric flow, both the global and the NH extra-tropics show a e.g., the Laurentide ice sheet leads to a southward reduction in precipitation during glacial conditions. shift of the North Atlantic storm track so precipita- In the most extreme case, i.e., for the LGM NH tion increases over the Iberian peninsula and to extra-tropics, this reduction is about 25% of the some extent also in the Alpine region. The glacial PI precipitation. topography also fosters meridional circulations Similar to the winter means, the glacial summer patterns rather than a zonal flow as over the ice (JJA) conditions are colder and drier compared sheets a cyclonic circulation of cold air (indicated with the recent past. The global mean changes through high SLP values) is simulated. are of similar magnitude as in winter whereas the reduction in the glacial NH extra-tropical JJA tem- Summer (JJA) mean climate in the NH peratures is not as distinct as for DJF. The reduction during PI and glacial maximum conditions in summer precipitation is about 20% for all glacial (Figure A2) simulations for both the global and the NH extra- The changes from PI to MIS4125 during the summer tropical domain. season are generally less distinct than the winter equivalents. Simulations with glacial boundary conditions show a colder and drier summer climate, in particular over the ice sheets itself. Due to the same mechanical shift as in winter, the North

Table A1: Global and Simulation DJF global DJF 20N-90N JJA global JJA 20N-90N Northern Hemisphere SAT [°C] extra-tropics (20N- 90N) averages of sur- PI 10.61 – 2.70 14.33 15.98 face air temperature LGM 4.89 –13.27 9.07 9.69 (SAT [°C]) and total MIS4 5.54 –11.00 10.21 11.27 precipitation [mm/day] LIN for the pre-industrial

MIS4LGM 5.45 –11.24 10.23 11.37 and four glacial simulations. MIS4125 5.39 –11.30 10.23 11.37 Precipitation [mm/day] PI 2.88 2.05 2.90 2.02 LGM 2.52 1.54 2.55 1.70

MIS4LIN 2.58 1.63 2.62 1.76

MIS4LGM 2.57 1.64 2.62 1.78

MIS4125 2.57 1.65 2.62 1.78

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 277 Atlantic storm track is shifted to the South, how- the colder air masses. As in glacial winters there ever the changes are smaller and most of the pre- is also rather cyclonic circulation over the main cipitation still occurs over Northern Europe; pre- ice sheets whereas the main SLP pattern over the cipitation rates in the alpine region even decrease. North Atlantic remains similar as during the PI. Regarding the mean circulation we find a general increase in SLP due to the changes in sea-level and

Figure A1: DJF means of the preindustrial run (PI) and the glacial simulation with the strongest ice sheet forcing, i.e.

MIS4125: a)+b) surface air temperature (SAT [°C]), c)+d) total precipitation [mm/ day], e)+f) zonal wind speed at 200 hPa (u200 [m/s]), and sea-level pressure (SLP [hPa]).

Note that the MIS4125 SAT and SLP values are also affected by changes in the local orography.

278 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Figure A2: Same as Figure A1 but for JJA.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 279

Dating Swiss Deckenschotter using cosmogenic 10Be and 26Al

Author und Co-author(s) Naki Akçar1, Susan Ivy-Ochs2, Anne Claude1, Dmitry Tikhomirov1, Peter W. Kubik2, Christof Vockenhuber2, Christian Schlüchter1 Institution 1Institute of Geological Sciences, Bern University 2Laboratory of Ion Beam Physics (LIP), ETH Zürich Address Baltzerstrasse 1, 3012 Bern/Schweiz Tel., E-mail, Internet address +41 31 631 87 82, [email protected], www.geo.unibe.ch Duration of project 3 years

ABSTRACT genic nuclide concentrations (especially 26Al), Our project employs burial, isochron-burial we are currently working on several fronts to and depth-profile dating with in-situ produced improve the AMS measurements, and thus, cosmogenic nuclides 10Be and 26Al to date key reduce uncertainties. In 2013, our first task deposits of the Swiss Deckenschotter on the will be the selection of the key sites for sam- northern Alpine Foreland. Five sites that are pling. Meanwhile, we will refine our analytic under discussion for deep geological reposito- capabilities for cosmogenic 26Al, which is cru- ries for nuclear waste disposal are located on cial for application of burial and isochron-burial the northern Foreland. Our project began on dating. The first sampling campaign will take October 1 2012. During these three months, place in the first half of 2013 after careful scru- we found a suitable PhD candidate. She has tiny of potential sites. Earliest by late summer, been surveying the literature in order to build first results are expected to be gathered. While her background on the Swiss Deckenschotter doing these, we will profit from our know-how and refining her analytical skills. In the field from other projects within well-established meeting on March 30 2012, optimal sites national and international collaborations, this based on site character and knowledge gained know-how will be directly transferred into our from the pilot project were discussed. As the project. Deckenschotter sites have rather low cosmo-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 281 Project goals Deckenschotter is called cover gravel because the deposits «cover» Molasse or Mesozoic bedrock Based on the Swiss Nuclear Energy Act, authori- and form hill-tops beyond the extent of the Last ties decided upon six deep geological repositories Glacial Maximum. The Deckenschotter are a succes- to be evaluated as potential permanent and safe sion of several glaciofluvial gravel layers intercalated disposal. Five of the repository sites are located with glacial and/or over-bank sediments deposited in the northern Alpine Foreland, which is domi- in (paleo-) valleys. They also contain fluvial deposits nated by Quaternary deposits. In the Quaternary, that record warm intervals. As shown in Figure 1, glaciers advanced and reached the northern Al- between deposition of the HDS and the TDS there pine foreland at least 15 times [1]. In the fore- was a marked phase of incision. The Swiss Decken- lands, four distinct Quaternary stratigraphic units, schotter (HDS and TDS) deposits are separated which are differentiated by their topographical from the younger units by an even more notable position and morphostratigraphy, have been rec- phase of incision [4, 5]. ognized [2]. These are, from oldest to youngest, The timing of events in this complicated terres- Höhere Deckenschotter (HDS; Higher Covergravel), trial stratigraphy of the Quaternary in the northern Tiefere Deckenschotter (TDS; Lower Covergravel), Alpine foreland is not yet completely established. Hochterrasse (HT; High Terrace) and Niederterrasse The chronology of the Late Quaternary glaciations (NT; Low Terrace) (Figure 1). For a long time, the is relatively better constructed compared to the Quaternary stratigraphy of the northern Alpine older ones [e.g. 7, 8]. The timing of Deckenschotter foreland was correlated to that of southern Ger- glaciations is still completely unknown, although many where the four lithostratigraphic units are some attempts were made in the past [e.g. 9]. attributed to Günz, Mindel, Riss and Würm glacia- The first attempt to date Swiss Deckenschotter tions of Penck and Brückner [2]. According to this was the paleontological analysis of the molluscan correlation, HDS was correlated with Günz, TDS fauna abundances in the upper part of the around with Mindel, HT with Riss and NT with Würm [e.g. 11.5 long section of the HDS outcrop at Cholholz 3]. This continued until Schlüchter [1] presented a am Wildstock, NE of Boppelsen, Canton of Zurich new stratigraphy for the northern Swiss foreland [10]. This section, which was interpreted by Jayet based on the detailed field study of geological evi- [10] as possibly extending all the way up into the dence. Holocene, was subsequently reinterpreted by Graf The HDS and TDS are the oldest Quaternary units [4] as being comprised solely of Deckenschotter. in the northern Alpine foreland and referred to In the 1990’s, mammal remains were found in as Swiss Deckenschotter. While the same nomen- the HDS sediments at the Irchel site. An age of clature has been applied as the «Deckenschotter» 2.6 to 1.8 Ma (MN17) was determined [9], which of Penck and Brückner [2] in southern Germany, is still the only available quantitative age for the the precise correlation between these deposits Swiss Deckenschotter until this study. Besides the has not yet been unequivocally established. Swiss paleontological evidence, Graf and coworkers [4] analyzed paleomagnetism of the Swiss Decken- schotter. They concluded that deposition of HDS Figure 1: Schematic stratigraphy likely took place during the Matayuma Chron, thus of the Quaternary more than 780 ka ago. deposits of the northern Alpine fore- Due to the long half-lives of the disposed nuclear land [after 6]. waste, these deep repositories should maintain their integrity at least in the order of several hundred thousand to a million years. Such a long time of residence requires that the strata overlying the repositories should not be eroded neither by fluvial nor glacial action. As a consequence, the Quater- nary landscape evolution of the northern Alpine Foreland needs to be revealed in order to model future change scenarios and to plan long-term residence of nuclear waste disposal in these repositories. In order to quantify this evolution, the absolute chronology of these deposits is required.

282 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 As the present topographical elevation of the is buried deep enough to avoid significant post- Deckenschotter outcrops is known, the uplift and burial nuclide production (either zero or negligible) incision since their deposition can only be deter- and has a simple history of exposure prior to burial mined when their age is known. (preferably long-exposure time to reach steady The goal of our project is to use the in-situ pro- state nuclide concentrations). After burial the nu- duced cosmogenic nuclides 10Be and 26Al to date clide concentrations decrease due to decay. Since key Swiss Deckenschotter (HDS and TDS) outcrops 26Al decays faster than 10Be, a burial age can be on the northern Alpine Foreland. To achieve this calculated by measuring both nuclides. Burial ages goal, we will optimize both the field situation (find are determined based on the difference between the most suitable sites for each applied technique) the 26Al/10Be production ratio at the surface (6.75) and do required method development to reduce and the measured ratio of the buried sample. Buri- uncertainties in the nuclide concentrations. We al dating requires artificial outcrops that are at least propose the applications of several cosmogenic 5 m deep (e.g. gravel pits). Several hundred grams nuclide dating techniques: burial dating [11], iso- of sand or more than 50 clasts are analyzed. In chron-burial dating [12, 13] and depth-profile dat- principle the age of a deposit can be determined ing [14]. with a single sample. Several samples would be Cosmogenic 10Be and 26Al are produced in quartz analyzed to strengthen the underpinning of the grains (as sediment and/or mineral in the rock) at determined age [for details see 11 and 19]. or near the Earth’s surface. These nuclides are most Isochron-burial dating is a variation of burial dat- often used for surface exposure dating. A sample ing. It still uses the difference between the two from the surface of a glacially deposited boulder is half-lives but in a slightly different way. In con- analyzed and an age since deposition can be de- trast to burial dating, isochron-burial dating uses termined. Burial dating and isochron-burial dating timelines. It is assumed that every clast in a suite are fundamentally different from surface exposure of samples from the same timeline (geologic unit) dating and depth-profile dating. The former de- has the same post-burial history. In contrast, the pend on the decay of the nuclides, while the latter clasts should have a range of different inherited depend on the build-up. In addition burial dating nuclide concentrations acquired during different and isochron-burial dating require measurement pre-burial exposure histories (hillslope, intermedi- of both 10Be and 26Al. ate storage, transport) [12, 13]. By determining Depth-profile dating uses the fact that cosmogenic 10Be and 26Al concentrations on several samples nuclide production decreases predictably with from the same horizon, the post-burial compo- depth, i.e. it follows known physical principles. nent can be modeled and the 26Al/10Be ratio at the From the top of a deposit downward for about time of burial (initial ratio) can be calculated. The 2 m, production of 10Be drops off roughly exponen- isochron-burial age is then calculated by using the tially with depth [16]. The attenuation length and initial and measured ratios. As pre-burial (inherit- relative contribution to production due to spall- ed) nuclides accumulated according to the surface ation (ca. 97%) and muons have been studied by production rate ratio of 6.75, 26Al concentrations many researchers [17, 18]. Concentrations of 10Be vs. 10Be concentrations for all samples should fall are measured in numerous samples of sand or >50 on a line. After burial, the concentrations fall again clasts amalgamated together, and a curve is fit to on a line, whose slope is controlled by the differ- the data. The shape of the curve is dependent on ence in the decay rates. The difference between both the age of deposition of the deposit and the the two lines (isochrons) gives the burial age [for erosion (denudation) rate of the top surface. Re- details see 12 and 13]. For isochron-burial dating, cent work by Hidy et al. [14] has greatly improved several individual fist-sized clasts (ideally of various the calculations, allowing Monte Carlo-based sim- quartz-bearing lithologies) or sediment samples ulations for determination of both age and top (sand or >50 clasts) are collected along a single surface erosion rate. For depth-profile dating, sev- stratigraphic horizon. Another version of isochron- eral (6-10) samples are taken at intervals of tens of burial dating is appropriate for dating of sand or centimeters downwards into a deposit. >50 clasts from different depths in a deposit. The Burial dating takes advantage of the difference in difference between the measured ratio and the sur- the half-lives of 10Be (1.4 Ma) and 26Al (0.7 Ma) to face ratio for each sample is determined. In other determine how long sediment has been buried. words, a whole depth profile is burial dated. Note The basic premise of burial dating is that sediment that this method is intended for a «paleo-depth

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 283 profile» below a buried soil layer, so an ancient able sites: at a field meeting on March 30 2012 buried exposed surface [12]. The main advantage (participants Naki Akçar, Susan Ivy-Ochs, Andreas of isochron-burial dating is that it is independent Dehnert and Hansruedi Graf). At this meeting we of erosional modification of the top surface of the discussed the results from the pilot project at the deposit. This method is extremely promising but Mandach outcrop (Figure 2). This critical view can has been applied in only a few settings [15]. now be incorporated in our ongoing site evaluation. Results from the pilot project results and lessons learned at Mandach and Irchel add to infor- Work carried out and mation about choosing an optimal field situation results obtained but also gives us hints about the range of nuclide atoms per gram to be expected from foreland Our project was approved in Mai 2012, and of- Deckenschotter deposits. Based on this latter infor- ficially began in October 1 2012. We chose a PhD mation, we can optimize the sample preparation candidate: Anne Claude. Anne Claude completed and AMS measurement parameters. her MSc study in ETH Zurich under the supervision Burial dating results have been published from of PD Dr. Susan Ivy-Ochs (title of MSc thesis: Geo- a variety of sites, yet our field situation does in- morphology and landscape evolution at the Chi- crease the technical challenge. For both burial and ronico landslide, Leventina). To establish the direct isochron burial dating, concentrations of both 10Be chronology of the landslide, she applied surface and 26Al are required. Only with analytical errors exposure dating with cosmogenic 10Be and 36Cl. that are as low as possible can we estimate ages. Therefore, she has the basic knowledge on and Although AMS can easily attain uncertainties as training for the sample preparation. Since October low as 3% for these nuclides, the Deckenschot- 1st, her focus has been i) literature survey, ii) learn- ter sites have rather low concentrations, thus we ing in detail about the Swiss Deckenschotter, and are working on several fronts to reduce uncertain- iii) refining nuclide extraction laboratory skills. She ties. Low nuclide concentrations stem from a likely recently submitted her first abstract, introducing short period of time in which nuclides built-up the Deckenschotter, to the 8th International Con- prior to burial, as well as to decay during the long ference on Geomorphology of the International burial time. Here we do note that recent devel- Association of Geomorphologists, which will be opments have led to a notable decrease in 10Be held in August 2013 in Paris. measurement uncertainties, especially for samples This project involves challenges on several fronts with very low 10Be content [21]. This was achieved both analytical and field related. We propose the through a combination of optimization of extrac- application of several cosmogenic nuclide dating tion techniques as well as changes in accelera- techniques: burial, isochron-burial and depth-pro- tor mass spectrometry measurement procedures. file dating. Although formally the methodology is Within the scope of this project, we are working well established (has been applied at many sites on similar optimization for 26Al. worldwide) [e.g. 20], for our specific case it involves the challenge of finding the best outcrop situation. For this reason close interaction of all National Cooperation parties is sustained and encouraged. Apart from the start of the PhD candidate, fur- The scientific collaboration on cosmogenic nuclide ther progress was made towards selecting suit- methodology and applications between the In- stitute of Geological Sciences at the University of Figure 2: Bern and the Laboratory of Ion Beam Physics (LIP) Mandach Deckenschot- at ETH Zürich, established in the early 90’s, yielded ter outcrop sampled by Joachim Kuhlemann at several research projects, international publica- the beginning of the tions, PhD and MSc. theses. This consortium has pilot project. a long tradition and a wealth of experience in applying cosmogenic nuclides (10Be, 26Al and 36Cl) to determining the timing of events and rates of landscape change in four different settings: Qua- ternary glaciations, local and large-scale surface erosion, landslides, and neotectonics. In addition,

284 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 the specificity of the LIP group is its 30 years of in- instability along the sides of the landform. novations and experience in AMS, while being the For the reasons described above optimization of largest European tandem accelerator with a broad 26Al is critical. Improvements in 26Al capabilities are AMS program in the European scientific landscape. underway and discussed in detail at LIP, this project does indicate the clear need for these capabilities. Our work will proceed on three fronts: International Cooperation 1. Accuracy of ICP-MS 27Al measurements must be checked with known Al content quartz stan- Our group has several projects in collaboration dards. (Note ICP-MS itself attains excellent preci- with international institutions. We are collaborat- sion, it is the accuracy in the frame-work of our ing with the Norwegian Geological Survey (NGU), extraction procedures that must be looked into),

Norway, and the Istanbul Technical, the Tunceli, 2. Purity of the Al2O3 delivered to the ETH accelera- the Ankara and the Hacettepe Universities in Tur- tor facility must be checked (ICP-MS), key. These projects focus on the dating of several 3. Tests to increase ion source currents for Al at the Quaternary deposits in different geological set- 6 MV tandem are now being performed. tings (e.g. alluvial fans) with different approaches 4. Changes to the detection system on the 0.5 MV of cosmogenic nuclide dating (burial, isochron- Tandy accelerator are being made to allow 26Al burial, depth-profile dating). Here we underline measurements on the smaller machine in addi- our project with the Ankara and the Hacettepe tion to on the 6 MV tandem. Universities. Within this collaboration, we recently We will work closely with LIP, especially the PhD dated two fluvial terraces in Central Turkey with student, to ensure that optimizations are directly isochron-burial dating to 140 ± 30 ka and 1030 ± applicable to this project. 230 ka. These are our first isochron-burial ages and As we employ a three-pronged approach: burial, show that this approach may work in the dating of isochron-burial and depth-profile dating, we have fluvial deposits (s.l.). flexibility and can adjust as results are obtained. With these collaborations, we are improving and With careful site selection, depth-profile dating refining our technique, and this know-how is di- is not expected to be problematic. As described rectly transferred into our project. above, certain challenges are required for burial and isochron-burial dating. These challenges are mainly related to the optimization of 26Al mea- Assessment 2012 and surements. Depending on the requirements of the Perspectives for 2013 approach, candidate sites will be evaluated, and the best will be selected for sampling. The first As our project has only run for three months in sampling campaign will be in the first half of 2013. 2012, we successfully started our project and one In late 2013, we will meet for the second time in PhD candidate with a surface exposure dating order to evaluate the first results and assess the background is allocated. All the conditions were improvements and «to do list» for the next steps. optimal for this period. In addition to the continued literature review by PhD candidate Anne Claude, our work in 2013 Publications will focus on site selection and optimization of 10Be and 26Al determinations. Akçar N., Ivy-Ochs S., Alfimov V., Graf H.R., In early 2013, a meeting of all involved parties Kubik P.W., Rahn M., Kuhlemann J., Schlüchter will take place. The key issue is selection of sam- C. in preparation. End of Deckenschotter Glacia- pling sites. Criteria include not only importance tions in the Swiss Alps. with respect to «the timing of Deckenschotter de- Claude A., Akçar N., Ivy-Ochs S., Graf H.R., Kubik position» but also matching of site character to P.W., Vockenhuber C., Dehnert A., Rahn M., the requirements of each dating method (burial, Schlüchter C. submitted. Cosmogenic nuclide isochron-burial and depth-profile dating). For ex- dating of Swiss Deckenschotter. The 8th Interna- ample, the latter does require an upper surface of tional Conference on Geomorphology of the the deposit which is as unmodified as possible (so- International Association of Geomorphologists, called «flat top») and a sampling site that is tens abstract for poster presentation. of meters away from any fluvial incision or slope

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286 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien

Organisation/Gremium Untergruppe Fachgebiet IAEA Radiation Safety Standards Committee Strahlenschutz (RASSC) Transport Safety Standards Committee Transport und Entsorgung (TRANSSC) Waste Safety Standards Committee (WASSC) Transport und Entsorgung Nuclear Safety Standards Committee (NUSSC) Reaktorsicherheit Nuclear Power and Engineering Section Technical Working Group of Life Management Reaktorsicherheit (NPES) (TWG LM NPP) Technical Working Group on Nuclear Power Plant Reaktorsicherheit Control and Instrumentation (TWG NPPCI) Technical Working Group on Managing Human Mensch-Organisation- Resources (TWG MHR) Sicherheitskultur Incident Reporting System (IRS) Allgemein International Nuclear Event Scale (INES) Allgemein Power Reactor Information System (PRIS) Allgemein International Nuclear Information System Allgemein (INIS) Spent Fuel Performance Assessment Entsorgung and Research International Generic Ageing Lessons Learned Reaktorsicherheit (IGALL) Project DriMa (International Project on Stilllegung Decommissioning Risk Management) Project DACCORD (Data Analysis and Stillegung Collection for Costing of Research Reactor Decommissioning) International Radioactive Waste Technical Abfälle Committee WATEC UNO Working Party 15 Transport International Decommissioning Network IDN Stilllegung OECD NEA NEA Steering Committee for Nuclear Energy Allgemein NEA Regulator Forum Allgemein Committee on Nuclear Regulatory Activities Hauptkomitee Allgemein (CNRA) Working Group on Inspection Practices (WGIP) Reaktorsicherheit Working Group on Public Communication of Nuclear Allgemein Regulatory Organisations (WGPC) Working Group on Operating Experience (WGOE) Reaktorsicherheit Committee on Radiation Protection and Hauptkomitee Strahlenschutz Public Health (CRPPH) Information System on Occupational Exposure (ISOE) Strahlenschutz Working Party on Nuclear Emergency Matters (WPNEM) Strahlenschutz NEA Working Party on Dismantling and Hauptkomitee Stilllegung Decommissioning WPDD NEA Decommissioning Cost Estimation Group DCEG Stilllegung Radioactive Waste Management Committee Hauptkomitee Transport und (RWMC) Entsorgung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 287 Organisation/Gremium Untergruppe Fachgebiet Integration Group for the Safety Case of Radioactive Transport und Waste Repositories (IGSC) Entsorgung Approaches and Methods for Integrating Geologic Information in the Safety Case (IGSC/AMIGO) Working Group on Measurement and Physical Under-standing of Groundwater Flow through Argil- laceous Media (CLAY CLUB) Committee on the Safety of Nuclear Hauptkomitee Reaktorsicherheit Installations (CSNI) Working Group on Fuel Safety (WGFS) Reaktorsicherheit Working Group on Analysis and Management of Reaktorsicherheit Accidents (WGAMA) Best Estimate plus Uncertainty Working Group on Integrity of Components and Reaktorsicherheit 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 Mensch-Organisation- (WGHOF) Sicherheitskultur Task Group on Robustness of Electrical Systems of Reaktorsicherheit NPPs in the Light of the Fukushima Daiichi Accident International Common-Cause Data Exchange Reaktorsicherheit Project (ICDE) Component Degradation an Ageing Reaktorsicherheit Programme (CODAP) Fire Incident Record Exchange (FIRE) Reaktorsicherheit Cabri Water Loop Project Steering Committee Reaktorsicherheit Technical Advisory Group Reaktorsicherheit OECD Halden Reactor Project Halden Board of Management (HBM) Allgemein Halden Programme Group (HPG), MTO Mensch-Organisation- Sicherheitskultur Halden Programme Group (HPG), Fuels & Materials Reaktorsicherheit Schweizerisches Halden-Komitee Allgemein OECD Studsvik Cladding Integrity Project Management Board Reaktorsicherheit (SCIP) Project Review Group Reaktorsicherheit OECD Hydrogen Mitigation Experiments for Programme Review Group PRG Reaktorsicherheit Reactor Safety (HYMERES); PSI/IRSN-Projekt OECD – NEA Data Bank (Liaison Officer) Allgemein OECD – NEA Working Party on Nuclear Reaktorsicherheit Criticality Safety (WPNCS) Generation IV International Forum Risk and Safety Working Group Allgemein Internationale Übereinkommen 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 Ständige Kontaktgruppe (National Contact Point) Transport und Management and on the Safety of Radioac- Entsorgung tive Waste Management Convention on Nuclear Safety and Working Group Practices in the Management of Allgemein Joint Convention the Review Process under CNS and JC Oslo-Paris Commission for the Protection of Radioactive Substances Committee Strahlenschutz the Marine Environment of the North-East Atlantic (OSPAR)

288 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Organisation/Gremium Untergruppe Fachgebiet Deutsch-Schweizerische Kommission für Hauptsitzung Allgemein die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen (DSK) AG1: Anlagensicherheit Reaktorsicherheit AG 2: Notfallschutz Notfallschutz AG 3: Strahlenschutz Strahlenschutz AG 4: Entsorgung Transport und Entsorgung Commission franco-suisse de sûreté nucléaire Allgemein et de radioprotection (CFS) CFS groupe d’experts «Crise nucléaire» Strahlenschutz CFS groupe d’experts «Transports» Transport Nuklearinformationsabkommen Allgemein Schweiz–Österreich Bilaterale Kommission Italien-Schweiz Allgemein Commissione Italo–Svizzera per la coopera- Allgemein zione in materia di sicurezza nucleare (CIS) Internationale Behördenorganisationen Western European Nuclear Regulators Main WENRA Committee Allgemein Association (WENRA) Working Group on Waste and Decommissioning Transport und (WGWD) Entsorgung Reactor Harmonization Working Group (RHWG) Reaktorsicherheit European Nuclear Safety Regulators Group Hauptkomitee Allgemein (ENSREG) European Nuclear Security Regulators Sicherung Association (ENSRA) Heads of European Radiological Protection Hauptkommitee Strahlenschutz Competent Authorities (HERCA) Association of European Competent European Association of Regulators for the Transport Transport und Authorities of Radioactive Material. Entsorgung Network of Regulators of Countries with Allgemein Small Nuclear Programs (NERS) European Network on Operational Experience Reaktorsicherheit Feedback (EU Clearinghouse) 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) Transport und Entsorgung Entsorgungskommission Endlagerung Abfälle radioak-tive Abfälle Entsorgungskommission Abfallbehandlung Abfälle Entsorgungskommission Stilllegung Stillegung Hochschulgremien KTH Stockholm Melt Structure Water Interaction Reaktorsicherheit Fachverbände Deutsch-Schweizerischer Fachverband für Umweltüberwachung (AKU) Strahlenschutz Strahlenschutz e.V. Ausbildung (AKA) Strahlenschutz Praktischer Strahlenschutz (AKP) Strahlenschutz

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 289 Organisation/Gremium Untergruppe Fachgebiet Notfallschutz (AKN) Strahlenschutz Entsorgung (AKE) Transport und Entsorgung Beförderung (AKB) Transport und Entsor-gung Rechtsfragen (AKR) Strahlenschutz European Platform on Training and Education Strahlenschutz in Radiation Protection (EUTERP) Normenorganisationen International Electrotechnical Commission Nuclear Instrumentation Reaktorsicherheit (IEC)

290 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Anhang C: Publikationen und Vorträge 2012

Publikationen: Autoren ENSI Publikation R. Ahlfänger R. Ahlfänger: Arbeitskreis Praktischer Strahlenschutz (AKP). Strahlenschutzpraxis, Heft 4/2012, ISSN 0947-434 X, S. 20-21. B. Bucher, G. Schwarz B. Bucher, L. Rybach, G. Schwarz: Appraisal of long-term radiation trends in the environs of nuclear power plants – Examples from Switzerland. Kerntechnik 77/2012, Carl Hanser Verlag, München. B. Bucher, G. Schwarz B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz, S. Mayer: Aeroradiometric Measurements in the Framework of the Swiss Exercise ARM11. PSI Bericht Nr. 12-04, ISSN 1019-0643, Paul Scherrer Institut, Villigen, Schweiz (2012). B. Bucher, G. Schwarz B. Bucher, G. Butterweck, L. Rybach, G. Schwarz: Aeroradiometrische Messungen, in: Umweltradioak- tivität und Strahlendosen in der Schweiz 2011. Bundesamt für Gesundheit, Abteilung Strahlenschutz (2012), S. 47-50. A. Dehnert V. Wennrich, A. Francke, A. Dehnert, O. Juschus, T. Leipe, C. Vogt, J. Brigham-Grette, P.S. Minyuk, M. Melles, Elgygytgyn Science Party (2012): Modern sedimentation patterns in Lake El'gygytgyn, NE Russia, derived from surface sediment and inlet streams samples. Climate of the Past Discussions 8, 2007-2039. DOI: 10.5194/cpd-8-2007-2012. A. Dehnert A. Dehnert, S.E. Lowick, F. Preusser, F.S. Anselmetti, R. Drescher-Schneider, H.R. Graf, F. Heller, H. Horstmeyer, H.A. Kemna, N.R. Nowaczyk, A. Züger, H. Furrer (2012): Evolution of an overdeepened trough in the northern Alpine Foreland at Niederweningen, Switzerland. Quaternary Science Reviews 34, 127-145. DOI: 10.1016/j.quascirev.2011.12.015. A. Dehnert, J. Kuhlemann D. Hofer, C.C. Raible, A. Dehnert, J. Kuhlemann (2012): The impact of different glacial boundary conditions on atmospheric dynamics and precipitation in the North Atlantic region. Climate of the Past Discussions 8, 63-101. DOI: 10.5194/cpd-8-63-2012. A. Dehnert, J. Kuhlemann D. Hofer, C.C. Raible, A. Dehnert, J. Kuhlemann (2012): The impact of different glacial boundary conditions on atmospheric dynamics and precipitation in the North Atlantic region. Climate of the Past 8, 935-949. DOI: 10.5194/cp-8-935-2012. A. Dehnert, J. Kuhlemann D. Hofer, C.C. Raible, N. Merz, A. Dehnert, J. Kuhlemann (2012): Simulated winter circulation types in the North Atlantic and European region for preindustrial and glacial conditions. Geophysical Research Letters 39, L15805. DOI: 10.1029/2012GL052296. A. Dehnert, M. Rahn Rahn, M., Dehnert, A., Wang, H., Enkelmann, E., Heberer, B. (2012): Low-T thermochronology of the northeastern Tibetan Plateau: Compilation of existing data and preliminary conclusions Thermo2012 – 13th International Conference on Thermochronology, August 24–28, Guilin/China, Abstract volume, 68–69. H. Glasbrenner Y. Dai, V. Boutellier, D. Gavillet, H. Glasbrenner, A. Weisenburger (2012): FeCrAlY and TiN coatings on T91 steel after irradiation with 72 MeV protons in flowing LBE. Journal of Nuclear Materials 431, 1–3, Dec. 2012, pp. 66–67. A. Gorzel J. Voglewede, W. Beck, P. Blanpain, T. Fuketa, A. Gorzel, Z. Hózer, K. Kamimura, Y.-H. Koo, D. Märtens, O. Nechaeva, M. Petit, R. Rehacek, J. M. Rey-Gayo, R. Sairanen, H.-G. Sonnenburg, M. Valach, N. Waeckel, K. Yueh, J. Zhang: Nuclear Fuel Safety Criteria Technical Review, Second Edition, NEA No. 7072, © OECD 2012, ISBN 978-92-64-99178-1. A. Gorzel A. Gorzel: Segments of SBR MOX fuel provided to CABRI International Project Part II : Destructive Post Irradiation Examination, IRSN, RT CWL 2012-128. J. Hansmann J. Hansmann: Analysis of transient surface deformations above the Gotthard Base Tunnel (Switzerland). PhD thesis, ETH Zürich, 2012. J. Hansmann, J. Hansmann, M.L. Sentís, C. Belardinelli, B.J. Graupner, M. Hugi, A.-K. Leuz (2012): Numerical Simula- M.L. Sentís, C. Belardinelli, tions of Radionuclide Transport through Clay and Confining Units in a Geological Repository using B.J. Graupner, M. Hugi, COMSOL. Proceedings of the 2012 COMSOL Conference, Milano, 10.–12.10.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz, M. Rahn M. Rahn, A.-K. Leuz (2012): Sachplan geologische Tiefenlager in der Schweiz: Aktueller Stand und weitere Entwicklungen. 44. Jahrestagung des deutschen Fachverbands für Strahlenschutz, September 17–20, Karlsruhe, Tagungsband. R. Mailänder R. Mailänder: Forschungsprogramm Regulatorische Sicherheitsforschung. In: Bundesamt für Energie (2012): Energieforschung 2011, Überblicksberichte, S. 229-233. Abrufbar unter: http://www.bfe.admin.ch/themen/00519/00524/index.html?lang=de&dossier_id=01155

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 291 Autoren ENSI Publikation M. Rahn Von Hagke, C., Cederbom, C., Oncken, O., Stöckli, D., Rahn, M.K., Schlunegger, F. (2012): Resolving the latest uplift and erosion history of the Northern Alpine Foreland Basin with low-temperature thermochronology. Tectonics 31, DOI: 10.1029/2011TC003078. M. Rahn Weisenberger, T.B., Rahn, M., van der Lelij, R., Spikings, R.A., Bucher, K. (2012): Timing of low-temperature mineral formation during exhumation and cooling in the Central Alps, Switzerland. Earth and Planetary Science Letters 327–328, 1–8. M. Rahn Rahn, M., (2012): Sicherheitstechnische Kriterien des schweizerischen Sachplanverfahrens und Vergleich zum deutschen AkEnd. Loccumer Protokolle 25/12, 67-83. M. Rahn Glotzbach, C., Danišík, M., Rahn, M., van der Beek, P., Spiegel, C. (2012): Early exhumation of the Aiguilles Rouges and Mont Blanc massifs, European Alps. Thermo2012 – 13th International Conference on Thermochronology, August 24–28, Guilin/China, Abstract volume, 28. C. Schneeberger M. Borgerhoff, F. Martínez, J. Rodriguez, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: IRIS_2012 Numerical Simulation Report, Final Workshop IRIS_2012. Ottawa, Kanada, 17.–19.10.2012, G. Schoen, R. Hausherr, G. Schoen, R. Hausherr, R. Beutler: Use of the PSA in the Integrated Regulatory Safety Oversight in R. Beutler Switzerland. Beitrag Nr. 17-Fr2-4 (6 Seiten) zu den Proceedings of the 11th International Probabilistic Safety Assessment and Management Conference and the Annual European Safety and Reliability Conference 2012 (PSAM11 ESREL 2012) in Helsinki, Finland, 25.–29.06.2012. ISBN 978-1-62276-436-5. M. Schröder M. Schröder: Three-dimensional modeling and simulation of vapor explosions in Light Water Reactors. PhD Thesis, IKE 2-150, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme (IKE), Universität Stuttgart, August 2012. M.L. Sentís M.L. Sentís: Two-phase flow modeling with TOUGH2 of a waste geological repository within the FORGE project. Proceedings of the TOUGH Symposium 2012, 8 pages. Lawrence Berkeley National Laboratory, Berkeley, California, 17.–19.09. 2012.

Vorträge: Autoren ENSI Vortrag J. Dus J. Dus: Review of cladding performance investigations in Switzerland. Spent fuel performance assessment and research III, 2nd Research Coordination Meeting. Charlotte (NC), USA, 14.–18.05.2012. H.R. Fierz H.R. Fierz: Post-Fukushima Inspection Activities. 44th Meeting of the NEA/CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP), Paris, 06.-08.11.2012. H.R. Fierz H.R. Fierz: Inspection Related Events, IRRS Mission. 44th Meeting of the NEA/CNRA Working Group on Inspection Practices (WGIP), Paris, 06.–08.11.2012. E. Frank E. Frank: Sicherheitstechnischer Vergleich in Etappe 2: Vorgehen. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Wellenberg, Stans, 06.06.2012. H. Glasbrenner H. Glasbrenner: Chemie im Kernkraftwerk. Kurs 312, Strahlenschutztechnikerausbildung, 14.–16.02.2012 A. Gorzel A. Gorzel: Reaktor- und Brennstoffprojekte. 22. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», Kernkraftwerk Gösgen, 14. 05. 2012 A. Gorzel A. Gorzel: Freigabeverfahren für neue SWR-Brennelementtypen, Symposium: Neue Entwicklungen zum Reaktorkern. TÜV Nord, Hamburg, 23.11.2012 A. Gorzel A. Gorzel: Aktuelle Reaktor- und Brennstoffthemen. 23. Treffen der Expertengruppe «Sicherheitsaspekte beim Brennstoff», BKW, Bern, 07.12.2012 J. Hammer J. Hammer : Externes Lager der Schweizer Kernkraftwerke in Reitnau AG. Arbeitskreis Notfallschutz im Rahmen der Jahrestagung 2012 des Fachverbands für Strahlenschutz, Karlsruhe, 17.09.2012. J. Hammer J. Hammer : Externes Lager der schweizerischen Kernkraftwerke in Reitnau AG. 5. nationale ABC-Schutz Konferenz, Bern, 26.09.2012. J. Hansmann, J. Hansmann, M. L. Sentis, C. Belardinelli, B. J. Graupner, M. Hugi, A.-K. Leuz: Numerical Simulations of M.L. Sentis, C. Belardinelli, Radionuclide Transport through Clay and Confining Units in a Geological Repository using COMSOL. B.J. Graupner, M. Hugi, COMSOL Conference 2012, Milan, Italy, 10.–12.10.2012. A.-K. Leuz H. Hänggi H. Hänggi: Decommissioning of Nuclear Installations – Swiss Experience in Reviewing Cost Estimations. 5th Meeting of WPDD’s Decommissioning Cost Estimation Group, OECD/NEA, Paris, 19.06.2012. M. Herfort M. Herfort: Grundwasserschutz und Oberflächenlagen. Region Jura-Südfuss, Aarau, 24.08.2012. M. Herfort M. Herfort: Wie das ENSI die Arbeit der Nagra überprüft. Fachgruppe Sicherheit der Region Jura-Südfuss, Oberentfelden, 30.10.2012. M. Herfort M. Herfort: Aktuelles zur sicherheitstechnischen Überprüfung in Etappe 2. Regionalkonferenz Jura Ost, Windisch, 10.11.2012. M. Herfort, M. Rahn M. Rahn, M. Herfort: Fragen zu Grundwasser und Zugangsbauwerken. Fachgruppen Oberflächenanla- gen und Sicherheit der Region Jura-Südfuss, Muhen, 14.03.2012. S. Hueber S. Hueber: Handlungsfreiheit dank aktiver Kommunikation. Besuch Stiftung Schürmatt, ENSI, Brugg, 17.08.2012.

292 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Autoren ENSI Vortrag S. Hueber, C. Trösch S. Hueber, C. Trösch: Handlungsfreiheit dank gesamtheitlicher Kommunikation. PSI, Würenlingen 10.05.2012. C. Humbel Haag C. Humbel Haag : Aufsicht über die Sicherheitskultur – Vorgehensweise der Schweizer Aufsichtsbe- hörde ENSI. Arbeitstreffen A 13 «Integrierte Managementsysteme und Sicherheitskultur in Betreiber- organisationen. Möglichkeiten der behördlichen Aufsicht und deren Überprüfung» im Rahmen des «Wissenschaftlich-technischen Erfahrungsaustausch Deutschlands mit der GUS, den Baltischen und den MOE-Staaten sowie Ländern Zentralasiens.» Bratislava, Slowakei, 13.–16.03.2012. C. Humbel Haag C. Humbel Haag : ENSI Management System. Regional Workshop, Asian Nuclear Safety Network (ANSN). Daejeon, Korea, 05.–07.11.2012. C. Humbel Haag C. Humbel Haag: ENSI approach to Oversight of Safety Culture – Using the example of Understand- ing the implications of the Accident in Fukushima for the Safety Culture of the Swiss NPPs. Regional Workshop, Asian Nuclear Safety Network (ANSN). Daejeon, Korea, 05.–07.11.2012. C. Humbel Haag C. Humbel Haag: Human and Organisational Factors (HOF) during NPP Pre-Operational Phases. Regional Workshop, Asian Nuclear Safety Network (ANSN). Daejeon, Korea, 05.–07.11.2012. S.G. Jahn S.G. Jahn: Compilation of Rules and Requirements on Occupational Radiation Protection in Severe Accident Situations. Regulatory Body Meeting Day of ISOE, Prague (Czech Republic), 19.06.2012. S.G. Jahn S.G. Jahn: Reactions on Lessons Learned from Fukushima in Switzerland. ISOE Symposium 2012 Prague (Czech Republic), 20.-22.06.2012. S.G. Jahn S.G. Jahn: Schweizer Strahlenschutzrecht, Ursachen und Auswirkung radiologischer Ereignisse. Fachkundekurse für Strahlenschutzbeauftragte in Kernkraftwerken des Fortbildungszentrum für Technik und Umwelt, Karlsruher Institut für Technologie, 29.03.2012. S.G. Jahn S.G. Jahn: «Strahlenschutzplanung» + «Computerprogramme zur Dosisberechnung», Kurs 312 der PSI-Schule, Strahlenschutztechnikerausbildung, 01.–02.02.2012 S.G. Jahn S.G. Jahn: «Strahlenschutzgesetzgebung», Zusatzkurs zu Fachkundekurse für Strahlenschutzbeauftragte in Kernkraftwerken der IHK Nordschwarzwald, Ausbildung von Sachverständigen im Strahlenschutz, 05.07.2012 S.G. Jahn S.G. Jahn: «Strahlenschutzplanung», Kurs 420 der PSI-Schule, Ausbildung von Sachverständigen im Strahlenschutz, 15.10.2012 H. Knissel, C. Humbel Haag H. Knissel, C. Humbel Haag: Anforderungen an die Organisation von Kernanlagen – Erfahrungen aus der Regelwerkserstellung in der Schweiz; Symposium Sicherheitsmanagement in der Kerntechnik. München 23.-24.10.2012. F. Koch F. Koch: Transportsicherheit. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 29.11.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz: Ausbildungsmodul: Die Aufsichtsbehörde. 1. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Jura Südfuss, Oberentfelden, 23.02.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz: Wie geht das ENSI bei der sicherheitstechnischen Überprüfung der geologischen Standort- gebiete vor? Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 29.03.2012. A.-K. Leuz, M. Rahn A.-K. Leuz: Sicherheitsanalysen des ENSI im Sachplan geologische Tiefenlager. M. Rahn: Auch das ENSI macht Forschung: Welche und warum? Sitzung des Forum VERA Nördlich Lägern, Brugg, 22.06.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz: Wie geht das ENSI bei der sicherheitstechnischen Überprüfung der geologischen Standortgebiete vor? Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Zürich Nordost, Marthalen, 02.07.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz: Fragen vom 29.03.2012. Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Südranden, Schaffhausen, 16.08.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz: Standortauswahl im Rahmen des Schweizer Sachplanverfahrens. Endlager-Symposium, Bonn, 27.09.2012. A.-K. Leuz, M. Rahn A.-K. Leuz: Sicherheitsanalyse des ENSI im Sachplan geologische Tiefenlager. M. Rahn: Auch das ENSI macht Forschung: Welche und warum? Sitzung des Forum VERA Regionalgruppe Nordwest, Brugg, 30.10.2012. A.-K. Leuz A.-K. Leuz: Wie geht das ENSI bei der sicherheitstechnischen Überprüfung der geologischen Standortgebiete vor? Sitzung der Fachgruppe Sicherheit Nördlich Lägern, Niederweningen, 10.11.2012. R. Mailänder R. Mailänder: Swiss activities in the aftermath of the Fukushima accident. Generation IV International Forum, 16th Meeting of the Risk and Safety Working Group RSWG. Böttstein, 17-18.04.2012. H. Mattli H. Mattli: Vorkehrungen des ENSI im Bereich sprengtechnische Grundausbildung mit Clo Gregori BBT und Dr. Konrad Schlatter, 13.01.2012. H. Mattli H. Mattli: Workshop Design Basis Threat mit Einbezug aller relevanten Stellen in der Schweiz (BAG, SUVA, BFE, NDB, seco, AC Labor, EDA); mit Gastreferent Prof. Dr. Steinhäusler. Universität Salz- burg, 18.–19.01.2012 H. Mattli H. Mattli: Future Role of European Nuclear Security Regulators Association ENSRA on Nuclear Security, Bruxelles AHGNS, 20.02.2012 H. Mattli H. Mattli: Physical Protection on Nuclear Power Plant in Switzerland, Bruxelles, 11.04.2012. O. Mauron, M. Rahn O. Mauron: Gestion des déchets nucléaires et du combustible usé en Suisse M. Rahn: Que faire des déchets radioactifs? TecDay am Gymnasium Bugnon, Lausanne, 06.12.2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 293 Autoren ENSI Vortrag F. Meynen F. Meynen: How to improve safety in regulated industries - The nuclear accident in Fukushima. Vortrag im Rahmen eines EMCO-Workshops. Luxembourg, 16.–17.10.2012. F. Meynen F. Meynen: Sicherheitsrelevante Projekte / Betriebserfahrungen - Meldepflichtige Vorkommnisse CH und Nuklearkatastrophe in Fukushima, Vortrag im Rahmen des 12. bilateralen Nuklearexpertentreffen mit Österreich. Bern, 07.05.2012. F. Meynen F. Meynen: Erdbeben mit folgenden Tsunami in Japan am 11.03.2011 – Notfallkommunikation und Entscheidung, Vortrag Amt für Bevölkerungsschutz und Militär (ABSM). Fribourg, 26.04.2012. J. Minges J. Minges: Fukushima-Konsequenzen für die KKW in der Schweiz. Weiterbildungstagung für Strahlenschutzsachverständige. PSI Villigen, 27.06.2012. M. Rahn M. Rahn: Endlagerung und Wirt(s)gesteine: Geologische Anforderungen an eine sichere Lösung. Universität Bonn, 02.02.2012. M. Rahn M. Rahn: Tiefengrundwasser und die Neuhausen-Störung, 4. Sitzung der Fachgruppe Oberflächenan- lage, Marthalen, 14.04.2012. M. Rahn M. Rahn: Über «Mythen und Sagen» der geologischen Tiefenlagerung, Lions-Club Waldshut, 16.10.2012. M. Rahn M. Rahn: Aspects of Nuclear Regulation in Switzerland, Besuch des OSART-Teams am Felslabor Mont Terri, 21.10.2012. M. Rahn M. Rahn, P. Jost: Fragen der Fachgruppe OFA NL zu Grundwasser und Zugangsbauwerken, Fachgruppe Oberflächenanlagen der Region Nördlich Lägern, Bülach, 18.12.2012. M. Rahn, M. Herfort M. Rahn, M. Herfort: Fragen zu Grundwasser und Zugangsbauwerken. Fachgruppen Oberflächenanlagen und Sicherheit der Region Jura-Südfuss, Muhen, 14.03.2012. A. Ramezanian, A. Ramezanian, R. Hausherr: Modeling of Operator Action Dependencies in Small-Event-Tree-Large- R. Hausherr Fault-Tree (SELF) Models. PSAM11 & ESREL 2012, Helsinki, Finland, 25.–29.06.2012. R. Rusch R. Rusch: Notfallschutz in der Schweiz. Vortrag am ENSI im Rahmen einer Informationsveranstaltung für die Mahnwache der Anti-AKW-Bewegung, 22.08.2012. C. Ryser C. Ryser: Menschliche und organisatorische Faktoren in der Aufsicht, Lehrveranstaltung «Safety Management», Masterstudiengang Angewandte Psychologie der FHNW Olten, ENSI Brugg, 10.1.2012. C. Ryser C. Ryser: Menschliche und organisatorische Faktoren in der Aufsicht, Orientierungsmodul über die Vertiefung in «Human Factors», Masterstudiengang Angewandte Psychologie der FHNW Olten, Olten, 25.9.2012. R. Sardella, R. Mailänder, R. Sardella, R. Mailänder, M. Rahn: ENSI – General role and activities, research programme, and M. Rahn activities in the disposal of radioactive waste. Besuch einer Delegation des Nuclear Industry Geology Bureau aus Shaanxi (China) beim ENSI, 30.04.2012. Th. Sigrist Th. Sigrist: Possible blockage of the special emergency system water intake in case of extreme flooding; June 2011, NPP Muehleberg INES-1. 11th meeting of the Working Group on Operational Experience (WGOE), Paris, 26.–29.03.2012. Th. Schange Th. Schange: Quelltermermittlung. Einführungskurs Kerntechnik E-2, Reaktorschule des PSI, Würenlingen, 03.09.2012. R. Scheidegger R. Scheidegger: Radiobiology and Radiation Protection, Vorlesung «Master Course in Nuclear Engineering». ETH Zürich/PSI, 15.–19.11.2012. R. Scheidegger R. Scheidegger: Strahlenbiologie, Kantonale Weiterbildung Aargauer Rettungsdienste 2012, Thema Strahlenunfall, KKL, 24.10.2012 und 08.11.2012. R. Scheidegger R. Scheidegger: Strahlenbiologie, Kurs 420 Strahlenschutz-Sachverstand für den Umgang mit offenen und geschlossenen radioaktiven Quellen, Arbeitsbereiche B + C, Schule für Strahlenschutz PSI 19.04.2012, 07.06.2012 und 11.10.2012. R. Scheidegger R. Scheidegger: Radiation Injury. Kaderkurs Weiterbildung der Militärärzte. Kaserne Moudon, 03.09.2012. M. Schröder M. Schröder: Three-dimensional modeling and simulation of vapor explosions in Light Water Reactors. Vortrag zur mündlichen Doktorprüfung, Fakultät 4: Energie-, Verfahrens- und Biotechnik, Universität Stuttgart, 6. Juli 2012 C. Schneeberger C. Schneeberger: Current Topics of Interest concerning Swiss Nuclear Power Plants. OECD/NEA/ 17th Meeting of the WGIAGE Concrete Sub-Group Paris 18.04.2012. C. Schneeberger M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Bending Case F1. IMPACT III, 1st Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 13.-15.06.2012. C. Schneeberger M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Combined Bending and Punching Case X1. IMPACT III, 1st Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 13.–15.06.2012. C. Schneeberger C. Schneeberger: International Projects Studying Missile Impact on Reinforced Concrete Targets, IPSF2012 – 14th International Physical Security Forum, Singapore, 07.–12.10.2012. C. Schneeberger M. Borgerhoff, F. Martínez, J. Rodriguez, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Bending B1 Test Simulations. Final Workshop IRIS_2012, Ottawa, Kanada, 17.–19.10.2012.

294 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Autoren ENSI Vortrag C. Schneeberger M. Borgerhoff, F. Martínez, J. Rodriguez, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Punching P1 Test Simulations. Final Workshop IRIS_2012, Ottawa, Kanada, 17.–19.10.2012. C. Schneeberger M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Combined Bending Test X2. IMPACT III, 2nd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 12.–14.06.2012. C. Schneeberger M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Vibration Test V1. IMPACT III, 2nd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 12.–14.06.2012. C. Schneeberger M. Borgerhoff, C. Schneeberger, F. Stangenberg, R. Zinn: Presentation of ENSI/SPI Computations for Bending Tests F1 and F2. IMPACT III, 2nd Technical Advisory Group Meeting, Espoo, Finnland, 12.–14.06.2012. G. Schwarz G. Schwarz: EU Stress Tests: Experiences of Switzerland, ISPRA National Seminar EU Stress tests: Experience, Outcomes and Perspectives, Rom. 12.07.2012 D. Suchet D. Suchet: Expertise et communication: du jargon à la vulgarisation, «Intervention et assistance en radioprotection: les experts au service de la population». Journée de l’ARRAD, Meyrin, 15.11.2012. T. Szczesiak T. Szczesiak: Erdbebensicherung von Tragwerken II – Inelastische (statische) Analyseverfahren. Vorträge im Rahmen des Fortbildungskurses für Bauingenieure an der Hochschule für Technik und Wirtschaft HTW Chur am 9. März 2012 und am 27. April 2012 T. Szczesiak T. Szczesiak: Überprüfung der Erdbebensicherheit der Schweizer KKW. Vortrag im Rahmen der Generalversammlung der Schweizer Gesellschaft für Erdbebeningenieurwesen und Baudynamik (SGEB) am 6. Juli 2012 in Brugg. G. Testa G. Testa: Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen. Kurs Sachbereich ABC-Schutz, Labor Spiez, 05.07.2012 und 29.11.2012. G. Testa G. Testa: L’IFSN: centrales nucléaires et protection en cas d’urgence. Seminar der AWP-Instruktoren, Labor Spiez, 05.12.2012. A. Treier A. Treier: Ihre Sicherheit ist unser oberstes Gebot (Porträt und Aufgaben des ENSI). Volkshochschule Region Brugg. ENSI, Brugg, 22.02.2012. C. v. Arx C. v. Arx: Notfallschutz in der Umgebung von Kernanlagen. Kurs Sachbereich ABC-Schutz, Labor Spiez, 12.04.2012 und 22.11.2012. C. v. Arx C. v. Arx: Das ENSI: Kernkraftwerke und Notfallschutz. Seminar der AWP-Instruktoren, Labor Spiez, 5.12.2012. H. Wanner H. Wanner: ENSI’s Action Taken after Fukushima – From Emergency Response to Lessons Learned. Koriyama, Japan, Ministerial Conference on Nuclear Safety, 15.–17.12.2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 295

Fett gedruckte Titel beziehen sich auf Richtlinien, die in Kraft sind.

Bold printet titles are valid and have been translated. (Enlish is not an official language of the Swiss Confederation. English translation is provided for information purposes only and has no legal force).

Die Sicherungsrichtlinien sind nicht aufgeführt. Aktuelle Liste per Dezember 2012.

G-Richtlinien (Generelle Richtlinien) Ref. Titel Stand G01 Sicherheitstechnische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke Januar 2011 G02 Spezifische Auslegungsgrundsätze für Kernkraftwerke mit Leichtwasser-Reaktoren G03 Spezifische Auslegungsgrundsätze für geologische Tiefenlager und Anforderungen April 2009 an den Sicherheitsnachweis G04 Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und abgebrannte März 2012 Brennelemente (Revision 1) G05 Transport- und Lagerbehälter für die Zwischenlagerung April 2008 G06 Anforderungen an die Baudokumentation G07 Organisation von Kernanlagen April 2008 G08 Anforderungen an die systematischen Sicherheitsbewertungen G09 Betriebsdokumentation G11 Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Planung, Herstellung Mai 2010 und Montage (Revision 1) G12 Festlegungen von baulichen und organisatorischen Strahlenschutz-Massnahmen für den überwachten Bereich von Kernanlagen G13 Strahlenschutzmessmittel in Kernanlagen: Konzepte, Anforderungen und Prüfungen Februar 2008 G14 Berechnung der Strahlenexposition in der Umgebung aufgrund von Emissionen Dezember 2009 radioaktiver Stoffe aus Kernanlagen G15 Strahlenschutzziele für Kernanlagen November 2010 G16 Sicherheitstechnisch klassierte Leittechnik: Auslegung und Anwendung G17 Stilllegung von Kernanlagen G18 Auslegung und Qualifikation elektrischer Ausrüstungen G20 Auslegung und Betrieb von Reaktorkern, Brennelementen und Steuerelementen in Kernkraftwerken

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 297 A-Richtlinien (Richtlinien für Anlagebegutachtung) Ref. Titel Stand A01 Anforderungen an die deterministische Störfallanalyse für Kernanlagen: Umfang, Metho- Juli 2009 dik und Randbedingungen der technischen Störfallanalyse A02 Gesuchsunterlagen für den Bau von Kernkraftwerken A03 Anforderungen an die 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 Gefähr- dungspotential A08 Quelltermanalyse: Umfang, Methodik und Randbedingungen Februar 2010 A15 Gesuchsunterlagen für Betriebsbewilligungen

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 Mai 2010 (Revision 1) B07 Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Qualifizierung September 2008 der zerstörungsfreien Prüfungen 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 Dezember 2010 Ausrüstungen

R-Richtlinien (von der früheren Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen HSK verabschiedet) Nr. Arbeitstitel/definitiver Titel Datum der gül tigen Ausgabe/ issue date R-4 Aufsichtsverfahren beim Bau von Kernkraftwerken, Projektierung von Bauwerken Dezember 1990 R-6 Sicherheitstechnische Klassierung, Klassengrenzen und Bauvorschriften für Ausrüstungen Mai 1985 in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren 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 Mai 1976 die Bauausführung 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 Oktober 2003 elektrische Ausrüstungen R-35 Aufsichtsverfahren bei Bau und Änderungen von Kernkraftwerken, Systemtechnik Mai 1996

298 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 Nr. Arbeitstitel/definitiver Titel Datum der gül tigen Ausgabe/ issue date R-39 Erfassung der Strahlenquellen und Werkstoffprüfer im Kernanlagenareal Januar 1990 R-40 Gefilterte Druckentlastung für den Sicherheitsbehälter von Leichtwasserreaktoren, März 1993 Anforderungen für die Auslegung R-46 Anforderungen für die Anwendung von sicherheitsrelevanter rechnerbasierter Leittechnik April 2005 in Kernkraftwerken 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- Mai 1987 Reaktoren R-102 Auslegungskritierien für den Schutz von sicherheitsrelevanten Ausrüstungen in Dezember 1986 Kernkraftwerken gegen die Folgen von Flugzeugabsturz R-103 Anlageninterne Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfälle November 1989

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 299 Herausgeber Eidgenösisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI CH-5200 Brugg Telefon 0041 (0)56 460 84 00 Telefax 0041 (0)56 460 84 99 [email protected] www.ensi.ch

Zusätzlich zu diesem Erfahrungs- und Forschungsbericht… …informiert das ENSI in weiteren jährlichen Berichten (Aufsichtsbericht, Strahlenschutzbericht) aus seinem Arbeits- und Aufsichtsgebiet.

300 ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 ENSI-AN-8301 ISSN 1664-3178

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