International Journal for Nuclear Power

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1 Inhalt Content International Journal for Nuclear Power 4 April 2013 Official organ of the Kerntechnische Gesellschaft Dose rate / [msv/h] - log. Scale Average DF = 147 (16 MP) Average: 745 µsv/h Average: 6 µsv/h Dose rate before FSD Dose rate after FSD Plugged tubes positioned mainly in the outer rim of SG 4 Editorial 207 Nuclear Figures 2012: The Geographic Focal Points are Shifting Kernenergie-Zahlen 2012: Die geografischen Schwerpunkte verschieben sich Content in brief SG YB 10 (14,5 m) SG YB 10 (14,5 m) SG YB 10 (17 m) SG YB 10 (17 m) SG YB 20 (14,5 m) SG YB 20 (14,5 m) SG YB 20 (17 m) SG YB 20 (17 m) Dose rates ate the 4 SGs before and after FSD. (Seite 219) SG YB 30 (14,5 m) SG YB 30 (14,5 m) SG YB 30 (17 m) SG YB 30 (17 m) SG YB 40 (14,5 m) SG YB 40 (14,5 m) SG YB 40 (17 m) SG YB 40 (17 m) Chr. Topf 216 Full System Decontamination at German L. Sempere-Belda Nuclear Power Plant Unterweser M. Fischer Vollständige Anlagendekontamination im K. Tscheschlok deutschen Kernkraftwerk Unterweser Chr. Volkmann T.S. Karseka 221 Knowledge Management as an Approach Y.L. Yanev to Strengthen Safety Culture in Nuclear Organizations Wissensmanagement als Weg zur Stärkung der Sicherheitskultur in Nuklearorganisationen Interfaces between Safety Culture and Knowledge Management (Seite 222) Cover: View of the Yonggwang site in the southwest of the Republic Korea. Six reactors with a total gross capacity of 6,137 MWe are currently in operation. The pressurized water reators have been comissioned between 1986 and 2002 and are operated by the Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. (Credit: KHNP) P. Sathiah 225 Hydrogen Risk Assessment Hydrogen S.W. van Haren Combustion Analyses with CFD E.M.J. Komen Beurteilung des Wasserstoffrisikos Wasserstoffbrandanalysen mittels CFD R. Khan, M. Villa 230 Perturbation Analysis of the T. Stummer, H. Böck TRIGA Mark II reactor Vienna Saeedbadshah Störungsanalyse im TRIGA-Mark-II- Reaktor Wien Tae Ho Woo 236 Safety Assessment for Electricity Generation Failure Accident of Gas Cooled Nuclear Power Plant Using System Dynamics (SD) Method Beurteilung der Sicherheit bei einem Störfall mit Ausfall der Stromerzeugung in einem Kernkraftwerk mit gasgekühltem Reaktor unter Verwendung der Anlagendynamikmethode atw Editorial 239 Conclusion of the EU Nuclear Stress Test: Comments on Results and Interpretations Fazit des EU-Nuklear-Stresstests: Anmerkungen zu Ergebnissen und Interpretationen 210 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April

2 Inhalt Content S. Kristiansen 242 Radiation is Invisible but Causes a H. Bonfadelli Change in the Opinions of the People Radioaktive Strahlung ist unsichtbar, löst aber einen Klimawandel in der Bevölkerungsmeinung aus Meinungsklima, Risikoeinschätzung und Informationsverhalten im Nachgang zu Fukushima J. Reinartz 247 Information Policy in Japan two Years after the Tohoku Tsunami Informationspolitik in Japan zwei Jahre nach dem Fukushima-Tsunami Top (XY) view of the current core of TRIGA Mark II reactor (Seite 232) ENS High Scientific Council 249 Position Paper on Maintaining Nuclear Competence Positionspapier zur Kompetenzerhaltung in der Kernenergie A. Krüssenberg 251 Specialized Meeting on Current Topics of Reactor Safety Research in Germany Fachtag Aktuelle Themen der Reaktorsicherheitsforschung in Deutschland J. Reinartz nd Essen Specialized Discussions about Repository Mining 2. Essener Fachgespräch Endlagerbergbau Result of air ingress accident scenarios in HTGR (Seite 239) A. Havenith 253 Education and Training in Nuclear J. Kettler Technology - Maintaining Competence in J. Lethen Times of the German Energiewende Aus- und Fortbildung in der Kerntechnik Kompetenzerhalt in Zeiten der Energiewende Impressum 255 Nachrichten 255 Veranstaltungshinweise 267 KTG-Mitteilungen 269 DAtF-Mitteilungen 270 Insert: Publication of the Informationskreises KernEnergie. Ergebnisse von Meinungsumfragen zur Beurteilung der Zukunft der Kernenergie in Japan zwischen April 2011 und März 2013, (Seite 248) atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April 211

3 Content in brief Full System Decontamination at German Nuclear Power Plant Unterweser (Page 216) Chr. Topf, L. Sempere-Belda, M. Fischer, K. Tscheschlok and Chr. Volkmann The German nuclear power plant Unterweser (KKU) had a high annual collective radiation exposure level in the performance indicators of the World Association of Nuclear Operators (WANO). In order to decrease the high collective personnel dose effectively, Areva GmbH and KKU jointly started planning the chemical decontamination of the primary coolant circuit and the auxiliary systems (FSD) in the beginning of The performance of the FSD at KKU was originally scheduled during the yearly refueling outage in The implementation of the 13th amendment to the German Atomic Energy Act (Atomgesetz), changed the national nuclear policy as a direct consequence of the events in Fukushima. Thus, KKU lost its license for power generation in the first half of 2011 after 31.5 years in operation. Based on these developments, a replanning and rescheduling of the FSD became necessary, which had to take into consideration both a decommissioning scenario and a possible return of the plant to operation. Finally, the FSD was performed in autumn 2012 using mainly plant internal systems and components in combination with the HP/ CORD UV process and AMDA (Automated Modular Decontamination Appliance) Areva s established and proven decontamination technology. With the onsite performance at KKU, the first FSD of a shut down plant in Germany in the aftermath of the Fukushima accident has been completed with great success. Knowledge Management as an Approach to Strengthen Safety Culture in Nuclear Organizations (Page 221) T.S. Karseka and Y.L. Yanev In the last 10 years knowledge management (KM) in nuclear organizations has emerged as a powerful strategy to deal with important and frequently critical issues of attrition, generation change and knowledge transfer. Applying KM practices in operating organizations, in technical support organizations and regulatory bodies has proven to be efficient and necessary for maintaining competence and skills for achieving high level of safety and operational performance. The IAEA defines KM as an integrated, systematic approach to identifying, acquiring, transforming, developing, disseminating, using, sharing, and preserving knowledge, relevant to achieving specified objectives. KM focuses on people and organizational culture to stimulate and nurture the sharing and use of knowledge; on processes or methods to find, create, capture and share knowledge; and on technology to store and assimilate knowledge and to make it readily accessible in a manner which will allow people to work together even if they are not located together. A main objective of this paper is to describe constructive actions which can sponsor knowledge sharing and solidarity in safety conscious attitude among all employees. All principles and approaches refer primarily to Nuclear Power Plant (NPP) operating organizations but are also applicable to other institutions involved into nuclear sector. Hydrogen Risk Assessment - Hydrogen Combustion Analyses with CFD (Page 225) P. Sathiah, S.W. van Haren and E.M.J. Komen In the event of core degradation during a severe accident, large amounts of hydrogen are generated that may be released into the containment. As the hydrogen mixes with the air in the containment, it can form a flammable mixture that is ready to ignite. Despite the installation of mitigation measures such as passive autocatalytic recombiners, it has been recognized that the temporary existence of flammable gas clouds cannot be fully excluded during certain postulated accident scenario s. Complementary to lumped parameter code modeling, Computational Fluid Dynamics (CFD) modeling is needed for the assessment of the associated residual risk of possible hydrogen deflagrations and for the optimal design of hydrogen mitigation systems in order to reduce this risk as far as possible. The CFD based method described in our companion articles is further validated against 3 ENACCEF experiments in this paper. The applied CFD method is based on the application of an advanced combustion model together with a dynamic grid adaptation method to accurately capture the turbulent flame propagation. For each test, mesh and time step sensitivity analyses were performed. From the presented validation analyses, it could be concluded that the maximum pressures were predicted within 13 % accuracy, while the rate of pressure rise dp/dt was predicted within about 30 %. The eigen frequencies of the pressure wave phenomena were predicted within a few %. Therefore, it was overall concluded that the current model predicts the considered experiments very well. Perturbation Analysis of the TRIGA Mark II Reactor Vienna (Page 230) R. Khan, M. Villa, T. Stummer, H. Böck, and Saeedbadshah The safety design of a nuclear reactor needs to maintain the steady state operation at desired power level. The safe and reliable reactor operation demands the complete knowledge of the core multiplication and its changes during the reactor operation. Therefore it is frequently of interest to compute the changes in core multiplication caused by small disturbances in the field of reactor physics. These disturbances can be created either by geometry or composition changes of the core. Fortunately if these changes (or perturbations) are very small, one does not have to repeat the reactivity calculations. This article focuses the study of small perturbations created in the Central Irradiation Channel (CIC) of the TRIGA mark II core to investigate their reactivity influences on the core reactivity. For this purpose, 3 different kinds of perturbations are created by inserting 3 different samples in the CIC. The cylindrical void (air), heavy water (D 2 O) and Cadmium (Cd) samples are inserted into the CIC separately to determine their neutronics behavior along the length of the core. The Monte Carlo N-Particle radiation transport code (MCNP) is applied to simulate these perturbations in the CIC. The MCNP theoretical predictions are verified by the experiments performed on the current reactor core. The behavior of void in the whole core and its dependence on position and water fraction is also presented in this article. Safety Assessment for Electricity Generation Failure Accident of Gas Cooled Nuclear Power Plant Using System Dynamics (SD) Method (Page 236) Tae Ho Woo The power production failure happens in the loss of coolant of the nuclear power plants (NPPs). The air ingress is a serious accident in gas cooled NPPs. The quantification of the study performed by the system dynamics (SD) method which is processed by the feedback algorithms. The Vensim software package is used for the simulation, which is performed by the Monte-Carlo method. Two kinds of considerations as the economic and safety properties are important in NPPs. The result shows the stability of the operation when the power can be decided. The maximum value of risk is the in 43 rd and the minimum value is 0.0 in several years. So, the success of the circulation of coolant is simulated by the dynamical values. Conclusion of the EU Nuclear Stress Test: Comments on Results and Interpretations (Page 239) The Editor On 4 th October 2012 the European Commission had published their interpretation of the results of the EU Nuclear Stress Test for the nuclear power stations in the individual EU Member States and in Switzerland and the Ukraine, the neighbouring states involved. According to this, the safety standards in nuclear power stations are generally high. None of the plants inspected revealed shortcomings in design, which would have required the service to be interrupted or the decommissioning of the plant. This means inter alia that there are no shortcomings in design in Europe like those in Fukushima Daiichi in Japan. To summarise, it can be stated that, in the opinion of the country-specific peer assessments, or peer reviews, the respective national investigations and the EU Stress Test have demonstrated that 212 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April

4 Content in brief 1. the safety standards in all the European nuclear power stations are generally high and deactivation is not necessary, 2. in all plants the design principles (inter alia seismic intensity, level of floodwater, external pressures) have been correctly defined for each location (cause of the disaster at Fukushima), 3. evidence for the management of all the respective requirements do not merely exist, but are also correct, 4. furthermore, the plants demonstrate to a varying extent additional reserves or robustness as regards incidents which exceed the technical specifications. There is no question of the severe shortcomings claimed by the daily newspaper, Die Welt, a few days before the publication of the EU Stress Test results. What is more relevant is that the Commission Report on the EU Stress Test made only two recommendations for the German nuclear power stations. Radiation is Invisible but Causes a Change in the Opinions of the People (Page 242) S. Kristiansen and H. Bonfadelli The nuclear accident in Japan 2011 was followed by massive media coverage. As nuclear power is a hot political topic and news media coverage is an important factor in opinion building, it is of interest to analyse what impact the catastrophe in Fukushima and the triggered media coverage had on people s opinion on nuclear power and its risks. This article is based on a survey mandated by the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSI), which was carried out one year after the nuclear accident in Fukushima. Yes, the Fukushima accident did affect people s opinion on nuclear power. Even before the accident the majority of the Swiss population was against nuclear power and after the accident the negative opinion was stronger. The trust in the authorities, science and nuclear power plant operators also suffered under Fukushima, but they did catch up quite well until one year after the accident. This also reflects that the survey participants are more worried about a nuclear accident abroad than in Switzerland. Are those results based on the accident and the following media coverage? Almost 80 % mentioned to have heard or read about nuclear power and nuclear power plants in the media, so to assume an influence is not far-fetched. However only 15 % did actively search for information about nuclear power, but the big majority did talk to others about nuclear power. Thus the media coverage triggered interest and follow-up interpersonal communication. Information Policy in Japan two Years after the Tohoku Tsunami (Page 247) J. Reinartz Two years have passed since the strongest tsunami ever measured in Japan which, ultimately, was the cause of an accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant. In retrospect, the question arises about the consequences of the accident, and also about the conclusions not drawn in Japan. It is a fact that Japan will stick to nuclear power. However, it is also a fact that information policy at the time, especially by the Tepco operating company, had failed. What has since been achieved by dialog with the Japanese society and people all over the world who want to know? Today s slogan is as much information to the public as possible. Now, Tepco is only one out of 11 operating companies. Also the power utilities not affected by the natural disaster have used the opportunity to initiate a more open dialog. Recent opinion polls indicate that the majority of the population in Japan have no intention to give up nuclear power. Position Paper on Maintaining Nuclear Competence (Page 249) ENS High Scientific Council The ENS Higher Scientific Council (HSC) is concerned about the current negative developments within some Member States of the EU and the consequential reduced perspectives in the field of nuclear energy technology, education, research and development. The HSC believes that the use of nuclear energy provides an essential contribution to the secure, clean and affordable energy supply for electricity generation, and that this will remain for at least the rest of this century. The HSC, therefore, strongly recommends that within the EU the resources that are allocated to nuclear education and training and to nuclear R&D reflects the increasing globalization of nuclear power and the needs of Member States that will have nuclear power or decommissioning programmes for decades to come. In addition, the HSC recommends that the nuclear industry should actively encourage the setting up of knowledge transfer mechanisms to ensure that the knowledge, knowhow and experiences of the current generation of professionals within the industry is not lost to the young people entering nuclear careers. Mobility programmes to support and encourage young professionals to work across the EU to gain wider experience of nuclear power operations should be set up. These activities should help young professionals working in the nuclear technology field to expand long-life networks and business connections and thereby be better prepared for the challenges of the 21 st century. Specialized Meeting on Current Topics of Reactor Safety Research in Germany (Page 251) A. Krüssenberg On October 11 and 12, 2012, the 2-day specialized meeting organized by the Thermodynamics and Fluid Dynamics Group together with the Dresden-Rossendorf Helmholtz Center and TÜV NORD SysTec GmbH & Co.KG was held at the Dresden-Rossendorf Helmholtz Center within the series of events on Current Topics of Safety Research in Germany. The program of lectures was supplemented by poster presentations and exhibitions by the members of the joint research groups and companies working in the fields. The meeting again was very well attended by over 100 persons. 2 nd Essen Specialized Discussions about Repository Mining (Page 252) J. Reinartz The final storage of nuclear waste in Germany right now is more a political and societal than technical process. To promote the exchange of experience in the sophisticated field of mining technology, and put the focus back on finding a repository solution, the DMT in cooperation with GNS and DBE Technology initiated the Essen Specialized Discussions about Repository Mining. On February 28, more than 120 participants sought information about recent developments, exchanged experience, and maintained contacts. Education and training in nuclear technology - maintaining competence in times of the German Energiewende (Page 253) A. Havenith, J. Kettler and J. Lethen Scientific advances and developments in nuclear technology have made a great contribution to the prosperity of Germany and supported a broad-based and advanced R&D landscape in Germany. The change in social/political attitudes towards nuclear technology, especially nuclear energy, in Germany however, has contributed a decline in the attractiveness of nuclear education and training. The current phase-out decision of the Federal Government and the Energiewende will accelerate this negative trend. In such a situation, it is important to adopt the content of the courses to the actual situation, and to offer additional training opportunities. These training opportunities should include the state of science and technology beyond sole academic aspects. With its training program, the Aachen Institute for Nuclear Training offers opportunities in addition to the academic education. The program includes the involvement of many different teachers and a special focus on relevant topics. atw Vol. 58 (2013) No. 4»atomwirtschaft-atomtechnik«is published monthly by INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft mbh Robert-Koch-Platz 4, Berlin, Germany phone fax Publisher: atw@atomwirtschaft.de Editorial: editorial@atomwirtschaft.com atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April 213

5 Content in brief (German) Vollständige Anlagendekontamination im deutschen Kernkraftwerk Unterweser (Seite 216) Chr. Topf, L. Sempere-Belda, M. Fischer, K. Tscheschlok und Chr. Volkmann Das deutsche Kernkraftwerk Unterweser (KKU) wies bei der von der World Association of Nuclear Operators (WANO) verfassten Aufstellung der Betriebsdaten eine hohe jährliche kollektive Strahlenbelastung auf. Um die hohe kollektive Personendosis wirksam zu senken, begannen Areva GmbH und KKU Anfang 2009 mit der Planung einer chemischen Dekontamination des Primärkühlkreislaufs und der Hilfsanlagen. Ursprünglich sollte die vollständige Dekontamination im KKU während des jährlichen Stillstands zum Brennstoffwechsel 2011 stattfinden. Mit der Umsetzung der 13. Novelle zum deutschen Atomgesetz änderte sich die nationale Kernenergiepolitik in unmittelbarer Folge der Vorfälle in Fukushima. So verlor das KKU nach 31,5 Betriebsjahren in der ersten Hälfte 2011 seine Genehmigung für den Leistungsbetrieb. Auf Grund dieser Entwicklungen musste die vollständige Anlagendekontamination neu geplant und terminiert werden. Dabei waren sowohl eine mögliche Stilllegung als auch die Wiederaufnahme des Anlagenbetriebs zu berücksichtigen. Die vollständige Anlagendekontamination wurde schließlich im Herbst 2012 hauptsächlich unter Einsatz der Anlagensysteme und komponenten in Verbindung mit dem HP/CORD UV-Verfahren und von AMDA (Automated Modular Decontamination Appliance), der eingeführten und bewährten Areva-Dekontaminationstechnik, durchgeführt. Diese vor Ort im KKU vorgenommene vollständige Anlagendekontamination ist die erste an einem abgeschalteten Kernkraftwerk im Nachgang zu Fukushima mit großem Erfolg durchgeführte Maßnahme dieser Art in Deutschland. Wissensmanagement als Weg zur Stärkung der Sicherheitskultur in Nuklearorganisationen (Seite 221) T.S. Karseka und Y.L. Yanev In den letzten 10 Jahren hat sich das Wissensmanagement (WM) in Nuklearorganisationen als erfolgreiche Strategie im Umgang mit wichtigen und häufig kritischen Fragen, wie etwa Personalschwund, Generationenwechsel und Wissenstransfer, erwiesen. Der Einsatz dieser WM-Maßnahmen bei Betriebsorganisationen, technischen Hilfsorganisationen und Überwachungsbehörden ist erwiesenermaßen wirksam und notwendig zur Kompetenzerhaltung und Bewahrung der Fähigkeiten zur Erreichung eines hohen Sicherheitsniveaus und zufriedenstellenden Betriebsverhaltens. Die IAEO definiert WM als integrierten, systematischen Ansatz zur Feststellung, Gewinnung, Umwandlung, Entwicklung, Verbreitung, Nutzung, Weitergabe und Bewahrung von Wissen, das für die Erreichung vorgegebener Ziele relevant ist. Das WM konzentriert sich auf Menschen und eine Organisationskultur, um so die gemeinsame Nutzung von Wissen anzuregen und zu stärken; ferner auf Prozesse oder Methoden, mit denen Wissen gefunden, geschaffen, erfasst und weitergegeben werden kann; schließlich auf Techniken zur Speicherung und Verarbeitung von Wissen zu dessen leichter Zugänglichkeit, damit alle Menschen zusammenarbeiten können, auch wenn sie sich nicht am selben Ort befinden. In der vorliegenden Arbeit sollen vor allem konstruktive Maßnahmen beschrieben werden, mit denen die gemeinsame Nutzung von Wissen und Solidarität in einer sicherheitsbewussten Haltung bei allen Mitarbeitern gefördert werden können. Alle Grundsätze und Vorgehensweisen beziehen sich vor allem auf Organisationen, die Kernkraftwerke betreiben, gelten aber ebenso für andere Einrichtungen in Nuklearsektor. Beurteilung des Wasserstoffrisikos Wasserstoffbrandanalysen mittels CFD (Seite 225) P. Sathiah, S.W. van Haren und E.M.J. Komen Bei einer Kernzerstörung im Verlauf eines schweren Unfalls entstehen große Mengen Wasserstoff, die unter Umständen in die Sicherheitshülle freigesetzt werden können. Da sich der Wasserstoff mit der Luft in der Sicherheitshülle vermischt, kann es zur Bildung eines brennbaren, jederzeit entzündlichen Gemischs kommen. Trotz aller Einrichtungen zur Eindämmung solcher Vorfälle, wie etwa passiver autokatalytischer Rekombinatoren, hat sich herausgestellt, dass die kurzzeitige Bildung von brennbaren Gaswolken unter bestimmten postulierten Unfallszenarien nicht völlig auszuschließen ist. In Ergänzung zur Modelldarstellung mittels eines Lumped Parameter Codes muss zur Beurteilung des vorhandenen Restrisikos einer möglichen Wasserstoffverpuffung und zur optimalen Auslegung von Wasserstoff-Abschwächungseinrichtungen eine Modellierung mittels Computational Fluid Dynamics (CFD) vorgenommen werden, um dieses Risiko zu mindern soweit möglich. Das auf CFD aufsetzende Verfahren, wie es in unserem anderen Artikel /1,2/ beschrieben ist, wird in der vorliegenden Arbeit noch im Vergleich mit drei ENACCEF-Experimenten validiert. Das angewandte CFD-Verfahren beruht auf der Verwendung eines weiterentwickelten Verbrennungsmodells zusammen mit einer dynamischen Gitteranpassungsmethode, womit die turbulente Flammenausbreitung genau erfasst werden soll. Für jeden Versuch wurden Gitter- und Zeitschrittempfindlichkeitsanalysen durchgeführt. Aus den vorgelegten Validierungsanalysen war zu folgern, dass die höchsten Drücke mit einer Genauigkeit von 13 % vorhergesagt wurden, während die Druckanstiegsgeschwindigkeit dp/dt mit rund 30 % prognostiziert wurde. Die Eigenfrequenzen der Druckwellenphänomene wurden bis auf einige Prozent genau vorausgesagt. Insgesamt wurde daraus geschlossen, dass das gegenwärtige Modell die betrachteten Versuche sehr gut voraussagt. Störungsanalyse im TRIGA-Mark-II- Reaktor Wien (Seite 230) R. Khan, M. Villa, T. Stummer, H. Böck und Saeedbadshah Die Sicherheitsauslegung eines Kernreaktors muss dafür sorgen, dass ein stationärer Betrieb auf dem gewünschten Leistungsniveau stattfindet. Für einen sicheren und zuverlässigen Reaktorbetrieb sind umfassende Kenntnisse der Kernmultiplikation und deren Veränderungen während des Reaktorbetriebs erforderlich. Deshalb ist es häufig interessant, die Veränderungen der Kernmultiplikation auf Grund von geringen Störungen in der Reaktorphysik zu berechnen. Diese Störungen können durch Änderungen in der Geometrie oder der Zusammensetzung des Kerns hervorgerufen werden. Wenn diese Veränderungen (oder Störungen) sehr gering sind, brauchen zum Glück die Reaktivitätsberechnungen nicht wiederholt zu werden. Im vorliegenden Beitrag geht es um die Untersuchung von kleinen Störungen im mittleren Bestrahlungskanal des TRIGA-Mark-II-Kerns mit dem Ziel, deren Einfluss auf die Reaktivität des Kerns zu ermitteln. Dazu werden drei Arten von Störungen hervorgerufen, indem drei verschiedene Proben in den mittleren Bestrahlungskanal eingeführt werden. Die zylindrischen Blasen (Luft)-, Schwerwasser(D 2 O)- und Cadmiumproben (Cd) werden getrennt in den Kanal eingesetzt. Damit wird ihr Einfluss auf das Neutronenverhalten über die Kernlänge bestimmt. Zur Simulation dieser Störungen im Kanal dient der Monte Carlo N Particle Strahlungstransportcode (MCNP). Dessen theoretische Voraussagen werden an Hand von Versuchen im gegenwärtigen Reaktorkern verifiziert. Das Verhalten von Dampfblasen im gesamten Kern und deren Abhängigkeit von der Lage und dem Wasseranteil werden im Artikel ebenfalls behandelt. Beurteilung der Sicherheit bei einem Störfall mit Ausfall der Stromerzeugung in einem Kernkraftwerk mit gasgekühltem Reaktor unter Verwendung der Anlagendynamikmethode (Seite 236) Tae Ho Woo Der Kühlmittelverluststörfall in einem Kernkraftwerk führt zum Ausfall der Stromerzeugung. Der Zutritt von Luft ist in einem gasgekühlten Reaktor ein schwerwiegender Störfall. Die mittels der Methode der Anlagendynamik durchgeführte Untersuchung wird mit Rückkoppelungsalgorithmen quantifiziert. Zu der nach der Monte-Carlo-Methode durchgeführten Simulation dient das Softwarepaket Vensim. In Kernkraftwerken sind Wirtschaftlichkeit und Sicherheit gleich bedeutende Faktoren. Das Ergebnis zeigt die Stabilität im Betrieb bei festgelegter Leistung. Der Höchstwert des Risikos beträgt 11,77 im 43., der niedrigste Wert 0,0 über mehrere Jahre. Der erfolgreiche Kühlmittelumlauf wird also durch die dynamischen Werte simuliert. Fazit des EU-Nuklear-Stresstests: Anmerkungen zu Ergebnissen und Interpretationen (Seite 239) atw-redaktion Die Europäische Kommission hatte am 4. Oktober 2012 ihre Interpretation der Ergebnisse des EU- Nuklear-Stresstests für die Kernkraftwerke in den einzelnen EU-Mitgliedsländern sowie den beteiligten benachbarten Ländern Schweiz und Ukraine veröffentlicht. Demnach sind die Sicherheitsstandards der Kernkraftwerke im Allgemeinen hoch. Bei keiner untersuchten Anlage wurden Auslegungsdefizite festgestellt, die eine sofortige Betriebsunterbrechung oder Stilllegung erfordert hätten. Das bedeutet unter anderem, dass es in Europa keine Auslegungsdefizite wie im japanischen Fukushima Daiichi gibt. Zusammenfassend lässt sich festhalten, dass die jeweiligen nationalen Untersuchungen und der EU-Stresstest nach dem Abschluss der länderspezifischen Begutachtungen gezeigt haben, dass 1. die Sicherheitsstandards aller europäischen Kernkraftwerke im Allgemeinen hoch sind und eine Abschaltung nicht erforderlich ist, 214 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April

6 Content in brief (German) 2. für alle Anlagen die Auslegungsgrundlagen standortspezifisch korrekt definiert sind (Ursache für die Havarien in Fukushima), 3. Nachweise für die Beherrschung aller jeweils geforderten Anforderungen nicht nur vorliegen, sondern auch korrekt sind, 4. die Anlagen ferner in unterschiedlichem Maß zusätzliche Reserven bzw. Robustheit gegenüber auslegungsüberschreitenden Ereignissen aufweisen. Von den einige Tage vor der geplanten Veröffentlichung der EU-Stresstest-Ergebnisse erstmals in Medien behaupteten schweren Mängeln ist keine Rede. Vielmehr gilt: Der Kommissionsbericht zum EU-Stresstest weist für die deutschen Kernkraftwerke lediglich zwei Empfehlungen aus. Radioaktive Strahlung ist unsichtbar, löst aber einen Klimawandel in der Bevölkerungsmeinung aus Meinungsklima, Risikoeinschätzung und Informationsverhalten im Nachgang zu Fukushima (Seite 242) S. Kristiansen und H. Bonfadelli Der Reaktorunfall in Japan 2011 hatte ein gewaltiges Medienecho zur Folge. Da die Kernenergie ein umstrittenes politisches Thema ist und die Behandlung in den Nachrichtenmedien einen wichtigen Faktor bei der Meinungsbildung darstellt, ist eine Analyse der Auswirkungen der Katastrophe von Fukushima und der dadurch ausgelösten Behandlung in den Medien auf die öffentliche Meinung über die Kernenergie und deren Risiken von Interesse. Der Artikel stützt sich auf eine von der Eidgenössischen Nuklearen Sicherheitsbehörde (ENSI) in Auftrag gegebene Untersuchung, die ein Jahr nach dem Reaktorunfall von Fukushima durchgeführt wurde. Der Unfall von Fukushima hat die öffentliche Meinung über die Kernenergie durchaus beeinflusst. Schon vor dem Unfall war die Bevölkerung in der Schweiz mehrheitlich gegen die Kernenergie eingestellt. Nach dem Unfall überwog die negative Meinung noch stärker. Auch das Vertrauen zu Behörden, der Wissenschaft und den Betreibern von Kernenergieanlagen litt unter Fukushima, erholte sich jedoch innerhalb eines Jahres nach dem Unfall wieder. Daraus lässt sich auch entnehmen, dass sich die an der Umfrage Beteiligten um einen Störfall im Ausland mehr sorgen als um ein solches Ereignis in der Schweiz. Gehen diese Ergebnisse auf den Unfall und die darauf folgende Behandlung in den Medien zurück? Fast 80 % der Befragten hatten in den Medien über Kernenergie und Kernkraftwerke gehört oder gelesen. Es ist also nicht übertrieben, wenn man daraus einen Einfluss ableitet. Allerdings waren nur 15 % aktiv um Informationen über Kernenergie bemüht. Die große Mehrheit sprach mit anderen über Kernenergie. Die Behandlung in den Medien hat also Interesse und anschließende Kommunikation unter den Menschen ausgelöst. Informationspolitik in Japan zwei Jahre nach dem Fukushima-Tsunami (Seite 247) J. Reinartz Zwei Jahre sind seit dem stärksten jemals in Japan gemessenen Seebeben, das schlussendlich einen Unfall im Kernkraftwerk Fukushima-Daiichi verursachte, vergangen. Rückblickend stellt sich die Frage, welche Folgen der Unfall hatte. Aber auch: Welche Schlüsse wurden in Japan nicht gezogen? Japan bleibt der Kernenergie treu, dies ist eine Tatsache. Tatsache ist aber auch eine zum damaligen Zeitpunkt verfehlte Informationspolitik insbesondere des Betreiberunternehmens Tepco. Was hat sich seit dem getan im Dialog mit der japanischen Gesellschaft und mit wissenshungrigen Menschen weltweit. Das Credo lautet heute: as much information to public as possible. Dabei ist Tepco nur eines von 11 Betreiberunternehmen. Auch die nicht von der Naturkatastrophe betroffenen Energieproduzenten haben die Chance für einen offeneren Dialog genutzt. Neuste Umfragen belegen, dass die Kernkraft in Japan im überwiegenden Teil der Bevölkerung nicht zur Debatte steht. Positionspapier zur Kompetenzerhaltung in der Kernenergie (Seite 249) ENS High Scientific Council Der ENS Higher Scientific Council (HSC) ist besorgt über die gegenwärtigen negativen Entwicklungen in einigen EU Mitgliedstaaten und die entsprechend geminderten Aussichten in Kernenergietechnik, -ausbildung, -forschung und entwicklung. Der HSC glaubt, dass die Nutzung der Kernenergie einen wesentlichen Beitrag zur Versorgung mit sicherer, sauberer und erschwinglicher Energie zur Stromerzeugung darstellt und dass sich daran mindestens bis zum Ende dieses Jahrhunderts nichts ändert. Der HSC empfiehlt deshalb nachdrücklich, dass innerhalb der EU die für die Ausbildung in der Kerntechnik und für nukleare F&E bereitgestellten Mittel der wachsenden Globalisierung der Kernenergie und den Bedürfnissen derjenigen Mitgliedstaaten entsprechen, die auf viele Jahrzehnte hinaus die Kernenergie nutzen oder Stilllegungsprogramme verfolgen. Außerdem empfiehlt der HSC der Kernenergieindustrie, aktiv die Einrichtung eines Mechanismus zum Wissenstransfer zu verfolgen, damit sichergestellt ist, dass Kenntnisse, Know-how und Erfahrungen der heutigen Generation von in der Branche Tätigen dem Nachwuchs zugute kommen, der in der Kernenergie arbeiten will. Mobilitätsprogramme sollten geschaffen werden, um Berufseinsteiger zu ermutigen und zu unterstützen, in der ganzen EU tätig zu werden und so breitere Erfahrungen im Betrieb von Kernenergieanlagen zu sammeln. Diese Aktivitäten sollten junge Mitarbeiter in der Branche dabei unterstützen, sich zu vernetzen, lebenslange Geschäftsbeziehungen zu knüpfen und sich so besser für die Aufgaben im 21. Jahrhundert zu rüsten. Fachtag Aktuelle Themen der Reaktorsicherheitsforschung in Deutschland (Seite 251) A. Krüssenberg Am 11. und 12. Oktober 2012 fand im Helmholtz- Zentrum Dresden-Rossendorf der von der KTG-Fachgruppe Thermo- und Fluiddynamik zusammen mit dem Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf sowie der TÜV NORD SysTec GmbH & Co. KG im Rahmen der Veranstaltungsreihe Aktuelle Themen der Reaktorsicherheitsforschung in Deutschland organisierte 2-tägige Fachtag statt. Das Vortragsprogramm wurde ergänzt durch Poster- und Ausstellungspräsentationen der Mitglieder der Forschungsverbünde sowie in diesen Themenfeldern tätiger Unternehmen. Mit über 100 Teilnehmern war der dieser Fachtag wiederum sehr gut besucht. 2. Essener Fachgespräch Endlagerbergbau (Seite 252) J. Reinartz Die Endlagerung atomarer Abfälle ist in Deutschland zurzeit ein mehr politischer und gesellschaftlicher Prozess, als ein technischer. Um den Erfahrungsaustausch für die anspruchsvolle Bergbautechnik zu fördern und den Fokus wieder mehr auf die eigentliche Realisierung der Endlagerung zu legen hat die DMT in Zusammenarbeit mit der GNS und DBE Technology das Essener Fachgespräch Endlagerbergbau ins Leben gerufen. Am 28. Februar wollten sich mehr als 120 Teilnehmer über die neusten Entwicklungen informieren, Erfahrungen austauschen und Kontakte pflegen. Aus- und Fortbildung in der Kerntechnik Kompetenzerhalt in Zeiten der Energiewende (Seite 253) A. Havenith, J. Kettler und J. Lethen Die wissenschaftlichen Fortschritte und Entwicklungen in der Kerntechnik haben einen großen Beitrag zum Wohlstand in Deutschland geleistet als auch den Aufbau einer breit aufgestellten sowie fortschrittlichen F&E-Landschaft in Deutschland unterstützt. Der Wandel der gesellschaftlichen/politischen Einstellung gegenüber der Kerntechnik, insbesondere der Kernenergie, hat jedoch dazu beigetragen, dass die Attraktivität für ein kerntechnisches Studium abgenommen hat. Getrieben durch den jetzigen Ausstiegsbeschluss der Bundesregierung als Folge der Energiewende wird sich diese negative Trendentwicklung verstärken. Gerade in einer solchen Situation ist es wichtig, nicht nur die Inhalte von Studiengängen den aktuellen Entwicklungen anzupassen, sondern auch zusätzliche Fortbildungsmöglichkeiten anzubieten, die über einen akademischen Kontext hinaus den Stand von Wissenschaft und Technik vermitteln. Mit seinem Trainingsprogramm bietet das Aachen Institute for Nuclear Training eine Ergänzung zu der akademischen Ausbildung an, die sich in ihrer Konzipierung und Durchführung, insbesondere durch die Einbindung vieler unterschiedlicher Dozenten/-innen und die fachliche Fokussierung von anderen Fortbildungsmöglichkeiten unterscheidet. atw Vol. 58 (2013) No. 4»atomwirtschaft-atomtechnik«is published monthly by INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesellschaft mbh Robert-Koch-Platz 4, Berlin, Germany phone fax Publisher: atw@atomwirtschaft.de Editorial: editorial@atomwirtschaft.com atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April 215

7 Decontamination technologies Full System Decontamination at German Nuclear Power Plant Unterweser Christian Topf, Luis Sempere-Belda, Michael Fischer, Erlangen Kai Tscheschlok, Stadland Christian Volkmann, Greifswald the framework of the existing operating license. Based on these developments, a replanning and rescheduling of the FSD became necessary, which had to take into consideration both a decommissioning scenario and a possible return of the plant to operation. Finally, the FSD was performed in autumn 2012 using mainly plant internal systems and components in combination with the HP/CORD UV process and AMDA (Automated Modular Decontamination Appliance) Areva s established and proven decontamination technology. With the onsite performance at KKU, the first FSD of a shut down plant in Germany in the aftermath of the Fukushima accident has been completed with great success. HP/CORD UV Concept and AMDA Technology Introduction The German nuclear power plant Unterweser (KKU) had a high annual collective radiation exposure (CRE) level in the performance indicators (PIs) of the World Association of Nuclear Operators (WANO). In order to decrease the high collective personnel dose effectively, Areva GmbH and KKU jointly started planning the chemical decontamination of the primary coolant circuit and the auxiliary systems (FSD) in the beginning of The performance of the FSD at KKU was originally scheduled during the yearly refueling outage in 2011, similar to the FSD carried out at the German nuclear power plant (NPP) Grafenrheinfeld in The implementation of the 13 th amendment to the German Atomic Energy Act (Atomgesetz, AtG), changed the national nuclear policy as a direct consequence of the events in Fukushima. Thus, KKU lost its operating license for power generation in the first half of 2011 after 31.5 years in operation. Since then, the plant has been in the state of non-power operation, maintaining its ability to return to service within Addresses of the authors: Dr. Christian Topf and Luis Sempere-Belda Michael Fischer AREVA GmbH Paul-Gossen-Straße 100, Erlangen Kai Tscheschlok E.ON Kernkraft GmbH, Kernkraftwerk Unterweser Dedesdorfer Straße 2, Stadland Christian Volkmann Engineering Services GmbH Mühlenweg 40, Greifswald NPP / Country Year Type / OEM Decommissioning FR 2 / Germany 1986 PWR / AREVA Gundremmingen A / Germany 1989 BWR / GE BR 3 Mol / Belgium 1991 PWR / Westinghouse VAK Kahl / Germany 1992 / 93 BWR / GE / AEG Rheinsberg / Germany 1994 PWR / VVER MZFR / Germany 1995 PHWR / AREVA Würgassen / Germany 1997 / 98 BWR / GE Connecticut Yankee / USA 1998 PWR / WH Lingen / Germany 2001 BWR / GE Caorso / Italy 2004 BWR / GE Trino / Italy 2004 PWR / Westinghouse Stade / Germany 2004 PWR / AREVA Obrigheim / Germany 2007 PWR / AREVA Barsebäck 1 / Sweden 2007 BWR / ABB Barsebäck 2 / Sweden 2008 BWR / ABB Chooz A / France 2011 / 12 PWR / AREVA Unterweser / Germany 2012 PWR / AREVA Neckarwestheim 1 / Germany 2013 *) PWR / AREVA Return to Service Oskarshamn 1 / Sweden 1994 BWR / ABB Loviisa 2 / Finnland 1994 VVER / AEE Fukushima 3 / Japan 1997 BWR / GE Fukushima 2 / Japan 1998 BWR / GE / Toshiba Fukushima 5 / Japan 2000 BWR / Toshiba Fukushima 1 / Japan 2001 BWR / GE Grafenrheinfeld / Germany 2010 PWR / AREVA *) Scheduled for May 2013 Tab. 1. Areva s FSD experience worldwide. Areva has gained great experience worldwide in decontaminating operating NPPs as well as NPPs to be decommissioned. Using proprietary technology, Areva has performed more than 20 FSD projects since 1986 including NPPs years after 216 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April

8 Decontamination technologies Fig. 1. The principle of the HP/CORD UV process. shutdown and after reopening safe enclosure (see Table 1). Areva s CORD family comprises multi-cycle, regenerative chemical decontamination processes. One of the major advantages of CORD is the possibility to tailor the process according to site-specific requirements and special customer s needs to obtain optimal results going hand in hand with low waste generation. Minimizing the amount of radwaste is one of the special features of Areva s decontamination processes. The internationally recognized HP/ CORD UV process, applied in KKU, is versatile for the application in operating NPPs as well as for decontamination prior to decommissioning. The principle of HP/CORD UV is shown in Figure 1. CORD is applied as a multi-cycle process according to the specified decontamination targets (e.g. decontamination factor, waste, time) using the following steps per cycle: Step 1: Preoxidation with permanganic acid (HP) Step 2: Reduction of HP using decontamination chemical Step 3: Decontamination Step 4: UV decomposition of the decontamination chemical to minimize the amounts of waste, incl u d i n g s o lve n t clean-up. Dissolved corrosion products and activity from the oxide layer are continuously removed from solution by ionexchange resins during step 3, regenerating the decontamination chemical for further treatment. The main advantages may be summarized as follows: Fig. 3. Minimizing personnel radiation exposure during treatment Low concentration of process chemicals by regeneration thereof Minimizing waste generation. The number of cycles applied is adapted to the decontamination targets. It is based on AREVA s long-term experience and results of radiochemical and metallurgical tests and studies performed with representative samples of actual material provided by the power plant. 02 Fig Kick-off 02 Detailed time schedule for the FSD at KKU Planning and Engineering (FSD for Return to Service) Full System Decontamination at Unterweser Nuclear Power Plant Project Planning and Scheduling Originally planned as a FSD for return to service, the project was divided into several phases (see Figure 2). With a kick-off meeting the planning and engineering phase commenced beginning of In the first half of 2010 the project was held in abeyance for 6 months, as the teams were deeply involved into the FSD for return to service at the German NPP Grafenrheinfeld. After the Fukushima event and the following moratorium, KKU was among 8 German plants to lose their operating license in mid The new scenario took into consideration both decommissioning and a possible return to service for the plant including rescheduling of the application. This adaptation period was accompanied by a second approval phase. Finally, in May 2012, authority approval to perform the FSD during the 3 rd quarter of 2012 was received. The application of 5 cycles of the HP/CORD UV process was performed in October and November A detailed time schedule for the FSD is given in Figure Authority Approval Process Amendment Version A Fukushima Accident Moratorium 02 8 NPPs Lost Operating License 2012 FSD Replanning and Rescheduling 2nd Approval Process FSD at Unterweser Nuclear Power Plant (KKU). Overall project schedule Amendment Version B Authority Approval FSD atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April 217

9 Decontamination technologies To minimize application time and the plant s operational costs, a variety of operation modes were developed to optimize the decontamination effect in particular parts of the decontamination area. Additionally, the reactor water clean-up system (RWCU) was integrated into the decontamination loop to support the system clean-up and decrease the overall application time. Decontamination Targets The FSD concept for KKU, designed in close collaboration between Areva and E.ON Unterweser experts with support by Engineering Services GmbH (ESG) was based on the following main targets: Minimization of the plants total activity inventory Reduction of dose rates at plant systems, especially the primary circuit with its heavy components to facilitate further handling Minimization of the ambient dose rates with regard to personnel dose savings for all future activities (ALARA) Avoidance of a significant shift of the gamma-to-alpha ratio Removal of loosely adherent, smearable surface contamination, including possible residual actinides, if necessary Minimization of waste generation with focus on manageable activity inventory. With the ALARA principle being the main goal, both parties contractually agreed upon an average target decontamination factor (DF) of 50, with maximum dose reduction for possible future decommissioning activities. Decontamination System and Engineering Definition of the total decontamination including all necessary plant auxiliary systems, the connections as well as the operation in combination with process control and monitoring via the AMDA, was based on lessons learned from previous applications. Specifically, lessons learned were employed from the FSD for return to service at Grafenrheinfeld NPP in A schematic drawing of the decontamination area including all major flow paths is given in Figure 4. The decontaminated area included the complete primary circuit including reactor pressure vessel (RPV) and reactor internals (without fuel), all 4 residual heat removal systems (RHR), the volume control system (VCS) and the RWCU. The reactor coolant storage system (RCSS), the liquid waste water treatment and storage system (WWTS) and the plant s nuclear exhaust system were Fig. 4. Schematic drawing of the decontamination area at KKU including all major flow paths. Base Material System used as support systems to the FSD application. Additionally, an extensive integration of drain and vent lines into the decontamination area via hose connections was performed to increase the exchange of matter in areas with low flow and in dead legs to maintain an additional decontamination success and, furthermore, reduce the risk of sedimentation of hot particles inherent in NPP systems. All technical modes of operation during the application as well as the chemical process analysis and control were performed in close cooperation between the plant and Areva personnel. The chemical process was adapted to the given plant size and dimensions. The volume of the decontamination area [m²] Surface Area ~[ft²] Incoloy 800 SG tubes 17, ,000 Austenitic weld cladding Primary circuit, RPV incl. core shroud 4,500 48,000 Austenitic CrNi steel Auxiliary systems 500 5,400 Tab. 2. Main surface and materials of the decontamination area. amounted to 540 m 3 (approx. 142,000 gal) with a total surface of 22,500 m 2 (approx. 242,000 ft 2 ). Table 2 lists the surface distribution of the predominant materials. The steam generators (SG) account for 78 percent of the total surface. During the FSD, the following plant systems and components were configured and operated as described below: All 4 main coolant pumps (RCP) as well as the pumps of the RHR system provided process heat and circulation of the decontamination solution. The CVCS charging pumps were replaced by an external pump to ensure smooth operation, but were kept in stand by for redundancy. All 4 RHR systems provided temperature regulation. 218 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April

10 Decontamination technologies Activity & Corrosion Products Removed Corrosion products (Fe, Cr, Ni) 459 kg Total activity removed (> 99% Co-60) 9.1 E13 Bq (2,460 Ci) DFs Achieved DF overall (83 measuring points, MP) 94.5 DF primary circuit (26 MP) 158 DF SG tubes (16 MP) 147 DF auxiliary systems (CVCS, RHR, 41 MP) 35 Tab. 3. FSD results at KKU. Negative pressure suction head (NPSH) for the RCP was accomplished with one of the RHR accumulators. The pressurizer (PZR) was solid to maintain decontamination success on the complete surface. All spray lines were operated continuously to maintain an optimum decontamination result. Additionally, during certain phases, the RWCU system supported clean-up of the decontamination solution. Plant spent resin tanks were employed for all spent decon resins FSD mode of operation: System temperature: up to 95 C (203 F) System pressure: ~21 bar (305 psi). The external decontamination equipment AMDA was used for: Injection of chemicals Representative sampling for process control Mechanical filtration of the decon solution By-pass clean-up of the decon solution through ion-exchange resins UV decomposition of the decontamination chemicals after each cycle to minimize waste Results The FSD on-site performance was applied as scheduled (see Figure 3). In total 5 HP/CORD UV decontamination cycles were performed giving excellent results. The removal of a total activity inventory of 9.1 E+13 Bq (2,460 Ci) resulted in an average overall decontamination factor of The results obtained are summarized in Table 3. Figure 5 outlines the reduction of the contact dose rate during FSD progression at loop line 20. This is exemplary for the outstanding results in the whole primary system. The average contact dose rate at all 4 loop lines resulted in 40 µsv/h (0.04 mrem/h). Dose rate / [µsv/h] - log. Scale - key: VCS line to RHx Sprayline Crossover Loop "cold leg" after RCP Loop "cold leg" Loop "hot leg" Surgeline elbow Surgeline horizontal Surgeline vertical 1st cycle 2nd cycle 3rd cycle 4th cycle 5th cycle Progression of dose rate loop 20 during FSD (cycle 5 incl. final clean up / flushing program) Fig. 5. Reduction of the contact dose rate during FSD progression at loop line 20. Dose rate / [msv/h] - log. Scale - Fig SG YB 10 (14,5 m) SG YB 10 (14,5 m) Average DF = 147 (16 MP) Average: 745 µsv/h Average: 6 µsv/h SG YB 10 (17 m) SG YB 10 (17 m) SG YB 20 (14,5 m) SG YB 20 (14,5 m) SG YB 20 (17 m) SG YB 20 (17 m) Dose rates ate the 4 SGs before and after FSD. SG YB 30 (14,5 m) SG YB 30 (14,5 m) Dose rate before FSD SG YB 30 (17 m) SG YB 30 (17 m) SG YB 40 (14,5 m) Dose rate after FSD Plugged tubes positioned mainly in the outer rim of SG 4 SG YB 40 (14,5 m) SG YB 40 (17 m) SG YB 40 (17 m) The excellent results are illustrated in Figure 6 by the low contact dose rates at the 4 SGs. Figure 6 also features a comparison of contact dose rates at all 4 SGs before and after the FSD application. Due to plugged tubes in the complete periphery of SG 4 (YB40) minimally increased dose rates were measured in the SG after the FSD. In addition to dose rate measurements, SG 4 (YB 40) was inspected by opening the manhole. Figure 7 shows metallically clean surfaces inside the water chamber (hot leg) after the FSD. Smear tests of the surfaces inside the water chamber (chamber, tubes and divider plate) demonstrated that the resulting loose surface contamination and the actinides are within a manageable range for health physics to plan and perform all future activities. Therefore, no additional cycle to remove loose superficial contamination was performed. During FSD an overall of 459 kg of corrosion products (Fe, Cr, Ni) were removed from the decontamination area. This atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April 219

11 Decontamination technologies Fig. 7. resulted in a total volume of 19 m 3 (678 ft 3 ) of ion-exchange resins. This amount already includes the quantity for the manganese resulting from the pre-oxidation step. Example for metallically clean surfaces inside the water chamber (hot leg) after the FSD. Chemicals Planned Actual The coherence of activity output and oxide layer removed during the single cycles is shown in Figure 8. Efficient and optimal control of the chemical process resulted in lower consumption of chemicals and extensive savings of radioactive waste generated along with overall cost-savings for the plant (see Table 4). The primary coolant was permanently filtered by applying the fully automated, TÜV-certified AMDA bag filter module. The first bag filter exchange (mesh size 10 µm, 8 filters) was already performed during commissioning phase. At that time, the contact dose rate at the module was high and the filter modules only filtered primary coolant. Single bag filter dose rates amounted to the average of 150 msv/h. In the course of the decontamination, the filter mesh size was reduced to 1 µm. In total 8 bag filter changes were performed with an average filter dose rate of 200 msv/h. In total approximately 9E+12 Bq of activity (Co-60) was removed during the application only by filtration. Permanganic acid (m³) Oxalic acid (Mg) Hydrogen peroxide (m³) Radioactive Waste Planned Actual Evaporator concentrate (m³) 30 ~ 11.5 Ion-exchange resins (m³) AMDA bag filter (number of changes) NPP filter (number of changes) Tab. 4. Oxide layer removed / [µm] Fig. 8. FSD at KKU: Comparison planned/actual data E E E E E E st cycle 1 2nd 2cycle 3rd cycle 3 4th 4cycle 5th cycle 5 Gesamt total 1.0E E+13 1,0E E E E+09 Coherence of activity output and oxide layer removed during the single cycles of the FSD. Activity removed / [Bq] Conclusion FSD at KKU the first FSD of a shut down plant in Germany in the aftermath of the Fukushima accident was completed on schedule with great success. The overall collective personnel dose was less than 70 msv for all on-site activities. FSD provided high dose reduction in the primary and auxiliary systems of the plant. The resulting low contact dose rates at the heavy components of the primary system will facilitate all planned activities in the future. The ambient dose rate in the areas of the primary system was lowered by up to a factor of 100. This will effectively decrease the CRE for all personnel involved in the following on site activities. This great success is the achievement of the excellent team work between both project teams of E.ON Unterweser and Areva during planning and execution of the FSD. The effective application of the HP/ CORD UV process in addition with the decontamination equipment AMDA lowered the amount of radioactive waste and led to overall cost-savings for the plant. FSD application ensures the plant s ability to return to service within the framework of its existing operating license. At the same time it creates outstanding conditions for possible future decommissioning activities. 220 atw Vol. 58 (2013) Issue 4 April