Das Projekt "Long-term stability and leak tightness of reactor containments" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Zerna, Schnellenbach und Partner GmbH durchgeführt. Objective: the objective of this research is to study the long-term performance of structures comprising nuclear power plants. The time period of interest for this study is 140 years (this figure is based on maximum periods of 40 years for operation and 100 years of storage). Particular attention will be given to those parts of the plant for which leak tightness and structural integrity are required, both during operation and for long periods after final shutdown. This research will be executed in close cooperation with Taylor Woodrow construction ltd. The specific aim of this research is to investigate the behaviour of complex composite structures, taking as a basis the long-term behaviour of materials. The possible susceptibility to long-term damage will also be assessed, and the areas most prone to such damage will be identified. Further consideration will be given to the possible interaction between sealing steel components (steel containments, steel liners) and load bearing concrete structures. This building survey will be carried out on structural elements of actual pwr stations (e.g. Emsland-Lingen) and bwr stations (e.g. Gundremmingen b and c). Consideration will be given to the validity of the investigations for relevant structures of other commercial nuclear power plants in the European community. This investigation will include the shut-down bwr station of garigliano in Italy. General information: 1. Investigation on reinforced concrete and prestressed concrete structures. 1.1. Selection of structural elements considered important with regard to the integrity of long-term containment. 1.2. Literature study on material behaviour covering long-term properties. 1.3. Analysis of the long-term behaviour of the selected structural elements. 2. Investigation of steel containments. 2.1. Selection of elements susceptible to damage, in particular plastic sealings with concrete and steel. 2.2. Assessment of damage (state of material, types of corrosion, formation of condensed moisture, permeability of the concrete, etc.). 2.3. Optimization of ultrasonic testing techniques (angular sound, weakening, creep wave, etc.) And application of the selected techniques to decommissioned Niederaichbach and Gundremmingen i nuclear power plants. 3. Recommendations for monitoring and enhancing long-term integrity of reinforced and prestressed concrete and for assessment of in-situ corrosion of steel elements. Achievements: The main elements of reinforced concrete and prestressed concrete structures of reactor buildings were investigated concerning their long term performance, a period of about 100 years after decommissioning. As reference plants 2 German nuclear power plants were chosen, one pressurized water reactor (PWR) type and one boiling water reactor BWR type. A survey of the general long term behaviour of the structural elements, and especially of their components, concrete and reinforcement steel, was made. The development of strength and the ...
Das Projekt "Teilprojekt E: Verbesserung des Lower Head-Modelles für Melcor und Melcor-Rechnungen zu Fukushima" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Institut für Kern- und Energietechnik (IKET) durchgeführt. Vorhabenziel: Die im ersten Teilprojekt (TPE-AP1) erzielten Ergebnisse dienen dazu, MELCOR weiter zu qualifizieren, konkret die Modellierung einer Kernschmelze im unteren Plenum. Weiterhin wird ein Nachwuchswissenschaftlers auf dem Gebiet der Sicherheitsforschung qualifiziert. Im zweiten Teilprojekt (TPE-AP2) wird ein MELCOR-Datensatz des KKW Fukushima erstellt und in Abstimmung mit RUB Szenarien gerechnet, um den Hergang des Fukushima-Unfalles besser zu verstehen. Arbeitsplanung: TPE-AP1 wird überwiegend im Rahmen einer Promotion abgearbeitet. Im ersten Jahr des Projektes begleitet ein Wissenschaftler das Projekt, um notwendige Vorarbeiten, um die eigentliche Kopplung des Modelles an MELCOR zu gewährleisten. Danach führt der Doktorrand die Arbeiten weitestgehend selbstständig weiter. In TPE-AP2 wird ab dem zweiten Jahr der Datensatz erstellt, im dritten Jahr werden die Szenarien gerechnet werden.
Das Projekt "Verifikation des ATHLET Rechenprogrammes - Versuche LOFT L2-C5 und CCFT - C212/71" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Battelle Ingenieurtechnik Eschborn durchgeführt. Die Arbeiten stehen im Gesamtzusammenhang mit der Notwendigkeit, dass bei der GRS als umfassendes Analysewerkzeug fuer Stoerfaelle im Kuehlsystem von Druckwasser- und Siedewasserreaktoren entwickelte 'Best Estimate' - Rechenprogramm ATHLET zu verifizieren. Die Arbeiten beziehen sich insbesondere auf die Verifikation der neuen Version ATHLET Mod. 1.2 Cycle A, welche ein sog. 6-Gleichungsmodell enthaelt. Hierzu werden die Versuche LOFT L2-C5 bzw. CCTF C2-12/71 nachgerechnet und durch Vergleich von gemessenen/berechneten Daten die Eignung von ATHLET hinsichtlich der Anwendung auf o.a. Stoerfalltyp untersucht; gegebenenfalls werden konkrete Vorschlaege fuer Modellverbesserungen gemacht sowie Anwendererfahrungen mitgeteilt.
Das Projekt "Pilot dismantling of the KRB-A BWR. Dismantling of contaminated components of the reactor building and to activated internals of the reactor pressure vessel - Development and application of concrete sawing and melt encapsulation (Onion packa)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kernkraftwerk RWE-Bayernwerk GmbH durchgeführt. Objective: The prototype Boiling Water Reactor Gundremmingen A (KRB-A BWR) of the Kernkraftwerk RWE-Bayernwerk GmbH (KRB) had a capacity of 250 MWe and was operated from 1966 to 1977. Dismantling work has been started for some time (especially the turbine hall has been dismantled), and complete removal of the power station is foreseen to be completed by 2000. The 2 foregoing EC programmes have been involved by 4 R and D contracts in the past dismantling work on KRB-A. KRB-A dismantling is a European undertaking according to the definition of the Euratom Treaty. Considering that the experience to be gained from the dismantling of the first representative nuclear installations in the Community should be made available to all Member States, the Commission selected KRB-A as a pilot dismantling project for the 1989-93 R and D programme on the decommissioning of nuclear installations. The Commission, through shared-cost participation in specific parts of the project, intends promoting the use of advanced techniques and the performance of collateral investigations, in order to enhance the generation of useful knowledge and experience to serve in subsequent decommissioning tasks. In particular, the generation of specific data on costs, working hours and job doses as well as on the amount of created secondary waste is considered as an important objective of this project. The assessment of techniques and procedures will be performed in collaboration with CEN/SCK Mol and VAK-GmbH, which are decommissioning the Pressurised Water Reactor BR-3 and the VAK BWR, respectively. The results and conclusions of the assessment work undertaken in contract FI2D0002 are taken into account for the implementation of work in this contract. As a BWR, KRB-A is representative for such reactors, existing elsewhere in the Community. The first phase of the contract involves the dismantling and segmenting of contaminated components of the reactor building in air (partly with subsequent decontamination), and of activated internals of the reactor pressure vessel (RPV) in remotely controlled underwater operation. Estimations of maximal values for specific contamination or activation are in the order of 10 superscript 4 and 10 superscript 6 Bq/square cm, respectively. The second phase contains the development of specific tools and the segmentation of further steel components and concrete structures as well as the development of procedures for the conditioning of molten steel (onion package) and of decontamination waste. General Information: WORK PROGRAMME. 1. Dismantling in air of contaminated and low-activated components of the reactor building, partly with subsequent decontaminating/melting. 1.1. Dismantling of a secondary steam generator with various tools (band saw, flame cutting). 1.2. Dismantling of a primary circulation pump by band saw. 1.3. Dismantling of a primary clean-up cooler with various tools (band saw, diamond-tipped wire saw). 1.4. Dismantling of a shutdown ...
Das Projekt "Stillegung und Beseitigung kerntechnischer Anlagen und sonstiger Einrichtungen wie z.B. Hdr, Mzfr, Knk, FR 2, Maw-Verschrottung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt durchgeführt. 1) Forschungsreaktor (FR 2): Schwerwasserreaktor; erster Forschungsreaktor, der nach eigenem Konzept in Deutschland gebaut wurde; Betrieb: 1961-81; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: sicherer Einschluss nach weitgehendem Abbau von Teilgebaeuden; Aktueller Stand (Maerz 1997: Sicherer Einschluss vollzogen, Reaktorgebaeude frei zugaenglich; Endtermin: Nov. 1996. 2) Heissdampfreaktor in Karlstein (HDR): Siedewasserreaktor mit interner Dampfueberhitzung; von 1976-92 fuer Reaktorsicherheitsexperimente genutzt; Betrieb: 1969-71; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): Rueckbau und Freimessung der Anlage; Endtermin: 1998. 3) Kernkraftwerk Nideraichbach (KKN): Druckroehrenreaktor; kohlendioxidgekuehlt, schwerwassermoderiert; Betrieb: 1972-74; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: sicherer Einschluss (1975-1981); vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): 'gruene Wiese' wieder hergestellt; Endtermin: Aug. 1995. 4) Kompakte Natriumgekuehlte Kernreaktoranlage (KNK): Versuchsanlage fuer Planung und Betrieb von natriumgekuehlten Kernreaktoren (Schnelle Brutreaktoren); Betrieb: 1971-91; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): Brennelemente enfernt; Turbinenkreislauf abgebaut; Endtermin: 2003. 5) Mehrzweck-Forschungsreaktor (MZFR): Druckwasserreaktor; schwerwassergekuehlt und -moderiert; von 1978-84 Waermeauskopplung zur Gebaeudeheizung; Betrieb: 1965-84; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: vollstaendige Beseitigung; Aktueller Stand (Maerz 1997): Brennelemente entfernt, konventionelle Anlagenteile abgebaut; Endtermin: 2004. 6) Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe (WAK): Pilotanlage fuer die Wiederaufarbeitung von abgebrannten Brennelementen; Betrieb: 1971-90; Stillegungs-/Rueckbaukonzept: a) HAWC-Entsorgung, b) vollstaendige Beseitigung der Anlage; Aktueller Stand (Maerz 1997): Vorbereitungen fuer HAWC-Entsorgung vor Ort und Rueckbau von Teilanlagen; Endtermin: a) 2005, b) 2009.
Das Projekt "Bestimmung der 131-J-Komponenten in der Ab- und Fortluft von Siedewasserreaktoren" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH, Laboratorium für Aerosolphysik und Filtertechnik durchgeführt. Ziel dieser Untersuchung ist die Bestimmung der Anteile der Radiojodkomponente in der Abluft und Fortluft von Kernkraftwerken mit Siedewasserreaktoren. Das Vorhaben ist im Bundesinteresse und foerderungswuerdig.
Das Projekt "Development of segmenting tools and remote handling systeme sand application to the dismantling of VAK BWR reactor pressure vessel internals" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Versuchsatomkraftwerk Kahl durchgeführt. Objective: The experimental Boiling Water Reactor Kahl (VAK-BWR) of 16 MWe has been shut down after 25 years of operation. Dismantling has been going on for some time. The present estimation of the radioactive inventory of the reactor is in the order of 5E15 Bq. The aim of the present contract is the development, qualification and practical application of different underwater (UW) segmenting and remote handling techniques on a series of internal components out of the reactor pressure vessel (RPV). Important targets are: minimization of operators' dose uptake and of primary and secondary waste generation and economics of the procedure. Specific radioactivity of such components is in the order of magnitude of 1E5 to 1E8 Bq/g (activation) and of 1E4 to 1E5 Bq/square cm (contamination). Due to its long-term operation, VAK dismantling can be considered to a large extent (dose rates, activation, contamination, material ageing) as representative for the future decommissioning of LWRs. In particular, the generation of specific data on costs, working hours and job doses as well as on the amount of created secondary waste is considered as an important objective of this project. Work will be implemented in close cooperation with the pilot dismantling projects BR-3/Mol and KRB-A. The results of the comparative assessment study made by KRB will be considered in the implementation of the contract. General Information: WORK PROGRAMME: 1. Conceptual studies and construction of a 1:1 scale facility for UW testing of cutting tool and devices for remote operation; 2. Preliminary tests on nonradioactive components, including devices for segmentation, remote operation techniques, definition of generated secondary waste and studies of dismantling scenarios; 3. Qualification of dismantling procedures for an application to radioactive components; 4.Dismantling of a series of RPV internals (upper grid plate, chimney above the core, control systems); 5. Generation of specific data on costs, radioactive job doses, working time and secondary waste arisings, derived from the execution of items 2, 3 and 4. Achievements: The aim of the present contract is the development, qualification and practical application of different underwater (UW) segmenting and remote handling techniques on a series of internal components out of the reactor pressure vessel (RPV). After evaluation of 7 decommissioning studies the principal choice of the cutting and handling technology was made. This resulted in a dismantling concept based on cutting technologies that produced a minimum of aerosols. As a result, plasma melt cutting (PMC) for dismantling of core internals was exchanged for mechanical cutting techniques like milling, grinding and electro discharge machining (EDM). Sawing and milling tests with a welding cladded RPV sample, both under water and in air were successfully performed.
Das Projekt "Teilprojekt G: Simulation des Unfalls in Fukushima-Daiichi zur Bewertung von ATHLET-CD (SUBA)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Bochum, Ingenieurwissenschaften, Institut für Energietechnik, Lehrstuhl Energiesysteme und Energiewirtschaft durchgeführt. Das Gesamtziel des Verbundvorhaben ist es, vor dem Hintergrund der Ereignisse in Fukushima zum einen die Modellierung von Siedewasserreaktorkomponenten sowie der Gebäudekühlung weitergehend zu ertüchtigen, um somit die Leistungsfähigkeit von Schwerstörfallcodes weiter zu erhöhen, und zum anderen Notfallmaßnahmen anhand von Reaktorrechnungen zu bewerten und zu optimieren. Hierzu sollen sowohl die Anlage in Fukushima wie auch deutsche Anlagen (DWR-KONVOI, SWR) berücksichtigt werden. Dazu soll in dem Teilvorhaben WASA-BOSS-G zunächst eine Harmonisierung der Datenlage zu dem Unfall im japanischen KKW Fukushima-Daiichi basierend auf bisherigen Analysen zahlreicher nationaler und internationaler Institutionen durchgeführt werden. Damit wird eine vergleichende Übersicht und Bewertung des Stands der derzeitigen Datenlage erarbeitet. Diese Informationen dienen anschließend zur Simulation des Anlagenverhaltens unter den in Fukushima beobachteten Unfallbedingungen mit dem Störfallanalysecode ATHLET-CD. Durch die Analyse des simulierten Anlagenverhaltens kann besonders die Fähigkeit des Codes zur Abbildung der späten Unfallphase mit massiver Kernzerstörung bewertet und gezielt weiterentwickelt werden.
Das Projekt "Qualifizierung von CFX für die Simulation der Thermohydraulik im Sicherheitseinschluss" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Aufbauend auf den bisherigen Erkenntnissen (insbesondere ISP-47) und den Diskussionen im Rahmen der Fachgruppe 'Sicherheitseinschluss' des CFD-Verbunds erbringt die GRS einen wichtigen Beitrag zur Qualifizierung von CFX für die Simulation der Gasverteilung im Sicherheitseinschluss und wendet CFX exemplarisch für die Simulation der Gasverteilung in einem Sicherheitsbehälter bei einem schweren Störfall an. Die bereits in anderen Vorhaben bewilligten Arbeiten zu H2-Verbrennung (ISP H2-Thematik) werden erweitert, um so die Möglichkeit der H2-Modellierung belastbarer beurteilen zu können. Der Arbeitsplan sieht drei zentrale Schwerpunkte vor: 1. Beitrag zur gezielten Erweiterung der Möglichkeiten von CFX und zu seiner Validierung für die Simulation der Gasverteilung im Sicherheitseinschluss. 2. Statuserhebung der H2-Verbrennungsmodellierung in CFX. 3. Erstellung generischer Datensätze für den Sicherheitsbehälter einer KONVOI bzw. SWR-Anlage. Aufgrund der bei der GRS vorliegenden Erfahrung über die thermohydraulischen Vorgänge im Sicherheitseinschluss und die Einbindung im sog. CFD-Verbund steht zu erwarten, dass die vorgesehenen Arbeiten erfolgreich durchgeführt werden.
Das Projekt "Teilprojekt F: Beiträge zur Codevalidierung anhand von SWR-Daten und zur Bewertung und Optimierung von Störfallmaßnahmen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR) durchgeführt. Das Teilprojekt konzentriert sich auf die Validierung der ASTEC-Modelle zur Beschreibung des Kernverhaltens bei Kernschmelzeunfällen eines Siedewasserreaktors (SWR) anhand von SWR-relevanten CORA-Experimenten des KIT. Die verbesserten Simulationstools werden dann zur Bewertung des Störfallablaufs von Siedewasserreaktoren und zur Optimierung von Maßnahmen zur Störfallbeherrschung und Folgenminimierung angewandt werden. Das Teilprojekt F gliedert sich folgendermaßen: - AP2.1: Entwicklung eines Datensatzes für einen Deutschen Siedewasserreaktor für ASTEC für die vorgesehenen Untersuchungen und Szenarien (SBO, LOCA, Ausfall der Speisewasserversorgung, etc. ) wie z.B. Modellierung der Notkühlsysteme, Steuerung der Aktionen durch Reaktorschutz-Signale, etc.- AP2.2: Durchführung der systematischen Analysen unter Berücksichtigung unterschiedlichen Einspeisungsmöglichkeiten (Zeitpunkte, Ort der Einspeisung), Auswertung der erzielten Ergebnisse und Abfassung eines Teilberichtes. - AP3: Mitarbeit an der Ausarbeitung von Empfehlungen für optimale Notfallmaßnahmen sowie zur Bewertung Leistungsfähigkeit der Modelle aktueller Simulationscodes und die damit behafteten Unsicherheiten.