Projektbeschreibung

Im Forschungsvorhaben wurden alternative Reaktorkonzepte untersucht. Diese sollen laut deren Entwicklern Vorteile im Bereich Sicherheit, Nachhaltigkeit, Wirtschaftlichkeit und Proliferationsresistenz gegenüber bestehenden Leichtwasserkonzepten aufweisen.

Arbeitspakete

In Arbeitspaket 1 wurden sieben Technologielinien sowie zehn konkrete Reaktorkonzepte bewertet. Folgende Punkte wurden dabei detailliert betrachtet:

• die Gewährleistung von Sicherheit
• Fragen der Ver- und Entsorgung
• Wirtschaftlichkeit
• Proliferationsresistenz
• technischer Entwicklungsstand.
  

In Arbeitspaket 2 wurden internationale Bestrebungen zur Entwicklung und Einführung von alternativen Reaktorkonzepten untersucht. Schwerpunkt der Analyse waren:

• die USA
• Russland
• China
• Südkorea
• Belgien
• Polen.
  

In Arbeitspaket 3 wurden die relevanten Regelwerke untersucht:

• die internationalen Regelwerke der IAEA, der OECD/NEA, der WENRA
• die nationalen Regelwerke der USA, Kanadas sowie des Vereinigten Königreichs.
  

Arbeitspaket 4 untersuchte folgende Fragestellungen:

• Inwiefern unterscheiden sich die anfallenden Abfälle von den Abfällen von Leichtwasserreaktoren?
• Welche Auswirkungen ergeben sich daraus auf die Endlagerung?
• Wie könnten sich die Abfallmengen verändern?

Ergebnisse

Die wesentlichen Erkenntnisse zu den betrachteten Schwerpunkten sind:

• Nachhaltigkeit:
  Ein Endlager bleibt erforderlich. Abfallmengen ließen sich gegebenenfalls geringfügig reduzieren. Mit Blick auf die Entsorgung werden aber keine signifikanten Vorteile erwartet, dafür teils neue Problemstellungen.
• Sicherheit:
  In Teilaspekten haben die Konzepte Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren, dafür kommen neue Sicherheitsfragen hinzu. Aufgrund der frühen Entwicklungsphase liegt noch kein klares Bild vor.
• Wirtschaftlichkeit:
  Alternative Reaktorkonzepte könnten einmal Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Diese reichen absehbar aber nicht aus, um wettbewerbsfähig mit nicht-nuklearen Alternativen zu sein.
• Verfügbarkeit:
  Der Zeitbedarf bis ein marktreifes Konzept vorliegt, liegt vermutlich bei Jahrzehnten. Es ist unwahrscheinlich, dass alternative Reaktorkonzepte bis zur Mitte des Jahrhunderts einen signifikanten Anteil an der Energieversorgung haben werden.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 8 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Erfahren Sie mehr:

• Gutachten zu alternativen Reaktorkonzepten (weiterführende Informationen zu den Ergebnissen)
• Pressemitteilung zur BASE-Studie: Alternative Reaktorkonzepte lösen das Endlagerproblem nicht (März 2024)
• Alternative Reaktorkonzepte (weiterführende Informationen zum Thema)
• Zwischen-Gutachten zu alternativen Reaktorkonzepten (Stand: März 2023)
• Sicherheit von alternativen Reaktorkonzepten: BASE startet Forschungsvorhaben (Meldung des BASE vom 10.04.2022)

Projektbeschreibung

Das BASE hat ein Gutachten zu Small Modular Reactors (SMR) erstellen lassen. Als Small Modular Reactors – also kleine, modulare Reaktoren - definiert die Internationale Atomenergie-Organisation (IAEO) industriell (massen-) gefertigte Kernreaktoren, die einzeln oder multi-modular eingesetzt werden sollen.

Ihren Ursprung hat die Entwicklung der SMR in den 1950er Jahren, insbesondere in dem Versuch, mit der so gewonnenen Energie Militär-U-Boote anzutreiben. Im Kontext der Diskussion um zukünftige Kernreaktoren erfährt das Konzept der SMR seit einiger Zeit wieder größere Aufmerksamkeit.

In dem Gutachten wurden 136 verschiedene historische und aktuelle Reaktoren und Konzepte betrachtet. Es liefert eine wissenschaftliche Einschätzung zu möglichen Einsatzbereichen und den damit verbundenen Sicherheitsfragen und Risiken. Folgende Schlussfolgerungen lassen sich ziehen:

• Die Bandbreite der durch den Begriff SMR erfassten Konzepte reicht von Reaktoren mit geringer Leistung bis hin zu Konzepten, für die bislang wenig oder keine industrielle Vorerfahrung vorliegen. Die diskutierten Einsatzbereiche betreffen neben der regulären Stromversorgung auch eine dezentrale Stromversorgung und Wärme für Industrie und Haushalte. Darüber hinaus werden militärische Nutzungen verfolgt.

• Um mit SMR weltweit dieselbe elektrische Leistung zu erzeugen wie mit heutigen neuen Atomkraftwerken, wäre anstelle von circa 400 Reaktoren der Bau von vielen tausend bis zehntausend SMR-Anlagen erforderlich.

• Gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile erzielen, da sie ein beispielsweise geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen. Die hohe Anzahl an Reaktoren, die für die gleiche Produktionsmenge an elektrischer Leistung notwendig ist, erhöht das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches.

• Anders als teilweise von Herstellern angegeben, muss bisher davon ausgegangen werden, dass für den anlagenexternen Notfallschutz bei SMR die Möglichkeit von Kontaminationen besteht, die deutlich über das Anlagengelände hinausreichen.

• Durch die geringe elektrische Leistung sind bei SMR die Baukosten relativ betrachtet höher als bei großen Atomkraftwerken. Eine Berechnung der Kosten legt nahe, dass im Mittel dreitausend SMR produziert werden müssten, bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Bis heute ist eine breite Einführung von SMR nicht erfolgt.

Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung einer Anwendung von SMR-Konzepten (Small Modular Reactors) (PDF, 3 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

Hochradioaktiver Abfall besteht aus verschiedenen Bestandteilen, von denen einige sehr lange Halbwertszeiten haben. Deshalb muss der hochradioaktive Abfall für einen Zeitraum von einer Million Jahre im Endlager sicher verschlossen werden. Mit Hilfe von Partitionierung & Transmutation (P&T) soll der hochradioaktive Abfall vor der Endlagerung aufbereitet werden. Dies soll dazu führen, dass die Abfallmenge reduziert wird und der dabei resultierende Abfall nur noch für einen kürzeren Zeitraum sicher eingelagert werden müsste. Das Konzept von P&T sieht dabei vor, radioaktive Abfallstoffe mittels verfahrenstechnischer Prozesse erst aufzutrennen (Partitionierung) und einzelne Teile des Abfalls mittels Kernreaktoren gezielt umzuwandeln (Transmutation).

Das Gutachten stellt die verschiedenen Technologien vor, die international im Zusammenhang mit P&T diskutiert werden, beispielsweise Brennstoffe oder Reaktorkonzepte. Es bewertet den Entwicklungsstand dieser Technologien. Ebenfalls stellt das Gutachten dar, welche sicherheitstechnischen Fragestellungen sich mit der Nutzung dieser Technologien ergeben. Weiterhin wurden drei Modellrechnungen durchgeführt, um abzuschätzen, welchen Einfluss P&T auf die Abfallmengen haben könnte und welche Umsetzungszeiträume erforderlich wären.

Das Gutachten ergab, dass nur ein geringer Teil des radioaktiven Abfalls überhaupt praktikabel transmutierbar wäre. Nicht praktikabel transmutierbar wären beispielsweise Spaltprodukte (Stoffe, die bei der Kernspaltung entstehen), verglaste Abfälle (hierbei handelt es sich hauptsächlich um Spaltprodukte, die in der Vergangenheit bei der Wiederaufbereitung von Brennelementen abgetrennt wurden) oder Abfälle aus Forschungsreaktoren (da sich diese Abfälle in der Zusammensetzung deutlich von Abfällen aus Atomkraftwerken unterscheiden). Ein Endlager für hochradioaktive Abfälle bliebe also erforderlich. Ebenfalls würden bei der P&T große Mengen schwach- und mittelradioaktive Abfälle anfallen. Die Schätzungen belaufen sich dabei auf bis zu 316.500 Kubikmetern. Dies entspricht in etwa dem zulässigen Gesamtinventar des Endlagers Konrad.

Abschlussbericht des Forschungsvorhabens

Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung von Konzepten zu Partitionierungs- und Transmutationsanlagen für hochradioaktive Abfälle (PDF, 3 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Informationen des BASE zum Thema Transmutation

Quelle: BASE

Weltweit forschen Wissenschaftler:innen seit Jahrzehnten an verschiedenen Möglichkeiten, hochradioaktive Abfälle zu entsorgen. Eine Variante, die es bisher nur in der Theorie gibt, ist die Transmutation. Mit diesem Verfahren sollen Menge und Halbwertszeit der Abfälle deutlich verringert werden. Wie funktioniert diese Technologie? Und stellt sie eine Alternative zur Endlagerung in tiefen geologischen Gesteinsschichten dar?

Mehr zum Thema

Projektbeschreibung

Ziel dieses Vorhabens war

• dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMUV) für Ad-hoc-Fragestellungen zur Verfügung zu stehen,
• den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik zu werkstoff- und auslegungsbestimmenden Themen zu beobachten sowie
• den aktuellen Kenntnisstand zu Prüfmöglichkeiten von Rohrleitungen für die Nachwärmeabfuhr aufzuarbeiten und zu bewerten.

Das Vorhaben teilte sich entsprechend in drei Arbeitspakete auf:

Arbeitspaket 1

Die Ad-hoc-Fragestellungen des BMUV betrafen insbesondere Themen aus dem Bereich Materialwissenschaften und Werkstofftechnik. Versuche zum Ausströmverhalten an dünnwandigen Bauteilen - nach dem Auftreten von Werkstoffschädigungen in Dampferzeuger-Heizrohren - wurden durchgeführt. Es ging darum, das Verständnis für solche Vorgänge zu verbessern. Die experimentelle Datenbasis für die Verifikation von Berechnungsprogrammen zur Vorhersage der Lekage-Rate wurde mit diesen Untersuchungen auf dünnwandige Bauteile erweitert.

Arbeitspaket 2

In diesem Arbeitspaket wurde der aktuelle Stand von Wissenschaft und Technik zu werkstoff- und auslegungsbestimmenden Themen beobachtet. Die Weiterentwicklungen des US-amerikanischen kerntechnischen Regelwerks konnten verfolgt und im Hinblick auf ihre Relevanz für das deutsche kerntechnische Regelwerk bewertet werden. Eventueller Änderungsbedarf wurde identifiziert.

Arbeitspaket 3

Die Prüfmöglichkeiten für die Rohrleitungssysteme der nuklearen Nachwärmeabfuhr wurden in Arbeitspaket 3 betrachtet. Im Fokus standen wiederkehrende zerstörungsfreie Prüfungen. Prüfverfahren wurden beschrieben und Regelwerke verglichen. Im Ergebnis konnte festgestellt werden, dass die Prüfverfahren auf dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik stattfinden.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 3 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 1 (PDF, 12 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 2 (PDF, 638 KB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 3 (PDF, 1 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

Im Rahmen des Vorhabens wurde der aktuelle Kenntnisstand zu ausgewählten Themenbereichen für Kernkraftwerkskomponenten aufgearbeitet und nach Stand von Wissenschaft und Technik bewertet. Insbesondere ging es hierbei um Brennelemente und Rohrleitungen nach Reparatur. Des Weiteren wurden Arbeiten zur Verwendung des Dehnungserhöhungsfaktors Ke im Rahmen der Nachweisführung bei Ermüdungsanalysen durchgeführt.

Im ersten Arbeitspaket wurden die Materialanforderungen an Brennelemente aufgearbeitet. Es erfolgte zunächst eine Aufarbeitung des nationalen und internationalen Kenntnisstands der Anforderungen an Materialien anhand der Regelwerke. Diese Anforderungen beschreiben einen Bereich, innerhalb dessen ein Betrieb der Kernkraftwerke mit den Brennelementen zulässig ist. Dieser zulässige Bereich ist den jeweiligen Versagens- oder Schadensgrenzen vorgelagert. Darüber hinaus wurden aktuelle Forschungsergebnisse zu Ursachen von Schäden an Brennelementen und ihre Auswirkungen betrachtet. Dabei wurden Forschungsschwerpunkte ausgewählt, deren Ergebnisse in nächster Zeit zu Änderungen in den Anforderungen an Materialien der Brennelemente führen können.

Im zweiten Arbeitspaket wurden die Anforderungen an zusätzliche Nachweise nach Reparaturen von Rohrleitungen beschrieben. Im ersten Schritt wurde der aktuelle nationale Kenntnisstand anhand von Herstellerspezifikationen und kerntechnischem Regelwerk bezüglich für ohne Druckprüfung eingesetzte oder veränderte Bauteile dargestellt. Ebenso wurden Beispiele entsprechender Reparaturen aus deutschen Kernkraftwerken zusammengetragen. Als zweiter Schritt wurde darüber hinaus rechnerisch analysiert, ob und in welcher Weise eine Wasserdruckprüfung zur Reduzierung von Schweißeigenspannungen führt.

Das dritte Arbeitspaket behandelte den Kenntnisstand zur Verwendung von Dehnungserhöhungsfaktoren Ke im Rahmen der Nachweisführung bei Ermüdungsanalysen und die Ermittlung von realistischen Ke-Faktoren. Zunächst wurden die aktuellen Festlegungen im deutschen kerntechnischen Regelwerk hinsichtlich der vereinfachten elastisch-plastischen Ermüdungsanalyse dargestellt. Des Weiteren wurden die Vorgehensweisen im deutschen konventionellen Regelwerk und in ausländischen kerntechnischen Regelwerken sowie aktuelle Vorschläge zur Veränderungen dieser vorgestellt. Es wurden weiterhin relevante elastisch-plastische Finite-Elemente (FE)-Analysen aus der Literatur zusammengetragen und verschiedenen Regelwerkskurven gegenübergestellt sowie eigene Berechnungen durchgeführt.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 477 KB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 1 (PDF, 2 MB, Datei ist nicht barrierefrei)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 2 (PDF, 5 MB, Datei ist nicht barrierefrei)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 3 (PDF, 4 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

Ziel dieses Vorhabens war:

1. die Weiterentwicklung der Erkenntnisse aus abgeschlossenen Vorhaben zur Förderung der Sicherheitskultur sowie
2. der Transfer in einen praktisch anwendbaren Managementprozess für ein IMS eines Kernkraftwerks.

IMS steht für Integriertes Management System und wird analog zum Begriff Sicherheitsmanagementsystem verwendet. Es hat sich gezeigt, dass für ein funktionierendes Sicherheitsmanagementsystem die einzelnen Managementsysteme wie Umweltmanagementsystem, Qualitätsmanagement etc. integriert und aufeinander abgestimmt sein sollten.

Bei den oben genannten abgeschlossenen Vorhaben handelt es sich um:

• Entwicklung und Erprobung eines kurzen Leitfadens für die Beurteilung wesentlicher Merkmale der Sicherheitskultur deutscher Kernkraftwerke durch die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden (FKZ 4711R01313)
• Erhaltung und Weiterentwicklung der Sicherheitskultur in Kernkraftwerken unter Berücksichtigung der aktuellen Randbedingungen der Kernenergienutzung in Deutschland (FKZ 4713R01378)
• Entwicklung einer Methode zur Überprüfung der Wirksamkeit von Managementsystemen in Kernkraftwerken (FKZ 4712R01341)

Die Verknüpfung zwischen Sicherheitskultur und IMS sowie deren Wirkungskette wurden untersucht und begründet. Die erarbeiteten Methoden zur Förderung der Sicherheitskultur und der Wirksamkeit von Managementsystemen wurden inhaltlich abgegrenzt und auf Verknüpfungen geprüft.

Alle Konzepte und Methoden der oben genannten Projekte wurden in einem Handbuch zusammengefasst. Dieses dient den Aufsichts- und Genehmigungsbehörden zur praxisnahen Anwendung für die Aufsicht über Sicherheitskultur und IMS.

Dabei wurden die spezifischen Herausforderungen des Ausstiegs aus der Erzeugung elektrischer Energie durch Kernkraftwerke berücksichtigt.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 1 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

In der Kerntechnik werden vermehrt softwarebasierte Leittechniksysteme mit sicherheitstechnischer Bedeutung verwendet. Die Frage nach der Ermittlung der Zuverlässigkeit derartiger Systeme mithilfe eines allgemein anerkannten Verfahrens ist dabei noch nicht abschließend geklärt. Wie die Erfahrung zeigt, hängt das Risiko eines Versagens entscheidend von der Komplexität der Software in Verbindung mit dessen Betriebsprofil ab.

In diesem Forschungsvorhaben wird eine Methodik zur Messung der Komplexität der Software CPU-basierter Steuerungen dargestellt, und ihre Anwendbarkeit zur Messung der Komplexität programmierbarer Logik auf FPGA-Basis erweitert.

Das Komplexitätsmessverfahren wird beschrieben und seine praktische Anwendbarkeit auf Leittechnikfunktionen nachgewiesen. Aus den verschiedenen Komplexitätscharakteristika wird ein Vektor gebildet, der der Vielschichtigkeit des Komplexitätsbegriffs Rechnung trägt. Er ist der Ausgangspunkt für die Ableitung von Kriterien zur Bewertung der Zuverlässigkeit digitaler Leittechniksysteme.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 4 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

Der Betrieb der Kernkraftwerke in Deutschland erfordert, trotz der begrenzten Restlaufzeit, dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechende Regelwerke. Daher wird das Regelwerk des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) regelmäßig überprüft um Änderungen am Stand von Wissenschaft und Technik berücksichtigen zu können.

Im Rahmen dieses Vorhabens wurde der aktuelle nationale und internationale Kenntnisstand im Hinblick auf die für das KTA-Regelwerk relevanten Themen für Werkstoffe und mechanische Komponenten aufgearbeitet. Hierbei wurde insbesondere das in den USA verwendete Regelwerk der American Society of Mechanical Engineers (ASME) betrachtet.

Die für Werkstoffe und mechanische Komponenten besonders relevanten KTA-Regeln KTA 1403, 3201.2, 3203, 3205.3, 3206, 3211.3, 3211.4, 3902, 3903 und 3905 wurden gesichtet und der aus Sicht der Forschungsnehmerin identifizierte Änderungsbedarf in die jeweiligen KTA-Gremien eingebracht.

Fachlicher Abschlussbericht (PDF, 1 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Projektbeschreibung

Das Ziel dieses Vorhabens war die Bearbeitung folgender Schwerpunkte:

Arbeitspaket 1

Erster Schwerpunkt war die Aufarbeitung des nationalen und internationalen Kenntnisstandes bezüglich primärwasserinduzierter Spannungsrisskorrosion (primary water stress corrosion cracking, PWSCC). Dieser wurde im Hinblick auf die deutschen Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor bewertet. In ausländischen Anlagen mit Druckwasserreaktoren waren verschiedentlich Rissbildungen und zum Teil gravierende Schäden infolge PWSCC festgestellt worden. Verschiedene Besonderheiten des Werkstoffkonzepts deutscher Anlagen führen dazu, dass die anfälligen Werkstoffe weit weniger eingesetzt werden. Die Gefahr von Schäden infolge PWSCC ist somit im internationalen Vergleich geringer.

Arbeitspaket 2

Im zweiten Arbeitspaket konnte der nationale und internationale Kenntnisstand bezüglich folgender Schwerpunkte zusammengestellt und bewertet werden:

• die Auswirkung von Erdbebeneinwirkungen auf die Werkstoffschädigung (Ermüdungsverhalten in Kombination mit fortschreitender Deformation) und
• das Versagensverhalten (Leckage, Bruch) von Rohrleitungskomponenten.

Schäden an Rohrleitungen nach Starkbeben wurden kaum festgestellt oder berichtet. Auch ein Versuch mit einer Rohrleitung, die eine Wanddickenschwächung aufwies, zeigte erst nach hoher Beanspruchung ein Versagen durch ein Leck.

Arbeitspaket 3

Der dritte Schwerpunkt beschäftigte sich mit der Definition eines Grenzdehnungskonzepts zur Dehnungsabsicherung. Dessen Anwendbarkeit auf reale Bauteilgeometrien und –größen wurde durch numerische Analysen demonstriert und durch experimentelle Untersuchungen verifiziert.

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 1 (PDF, 2 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 2 (PDF, 1 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)

Fachlicher Bericht zu Arbeitspaket 3 (PDF, 2 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm)