atw - International Journal for Nuclear Power | 04.2024
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atw - International Journal for Nuclear Power | 04.2024

Ever since its first issue in 1956, the atw – International Journal for Nuclear Power has been a publisher of specialist articles, background reports, interviews and news about developments and trends from all important sectors of nuclear energy, nuclear technology and the energy industry. Internationally current and competent, the professional journal atw is a valuable source of information. www.nucmag.com

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ISSN: 1431-5254 (Print) | eISSN: 2940-6668 (Online)<br />

32.50 €<br />

<strong>International</strong> <strong>Journal</strong> <strong>for</strong> <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong><br />

2024 4<br />

Reaktivierung der Kernenergie im Rahmen<br />

eines konventionellen Kraftwerksparks<br />

Interview with Meirzhan Yussupov:<br />

It can be said that at least every third nuclear reactor<br />

in the world runs on Kazakh uranium<br />

nucmag.com<br />

Development of VVER Fuel Engineering Services<br />

at Framatome<br />

Seit 68 Jahren im Dienste der Kerntechnik

Editorial<br />

3<br />

Kernenergie und die Rolle des Staates<br />

– eine Perspektive aus Australien<br />

In Australien, dessen Stromerzeugung je nach Bundesstaat teils stark von Steinkohleverstromung, teils von Energiewendepolitiken<br />

ähnlich der deutschen mit einem Ziel der Vollversorgung durch erneuerbare Energien geprägt ist, wird<br />

seit einigen Jahren über die Nutzung der Kernenergie diskutiert. Dies geschieht vor dem Hintergrund, dass in Australien –<br />

2022 der viertgrößte Uranproduzent der Welt mit den größten bekannten Uranreserven weltweit – die Nutzung der Kernenergie<br />

zur Energieerzeugung seit 1998 auf Initiative der australischen Grünen verboten ist.<br />

Die Diskussion hat deutlich an Intensität gewonnen, seit der<br />

Oppositionsführer Peter Dutton einen Vorschlag zur Errichtung<br />

von Kernkraftwerken im Staatseigentum an sieben<br />

Standorten zum Ersatz klimaschädlicher und alternder<br />

Kohlekraftwerke gemacht hat. Aus dieser so weit entfernten<br />

Diskussion können aber gleichwohl wichtige Erkenntnisse<br />

für die Kernenergiedebatte in Europa gewonnen werden.<br />

Dies wird aus einem Analysepapier des australischen Think<br />

Tanks Centre <strong>for</strong> Independent Studies mit dem Titel „How<br />

to Build Low-Cost <strong>Nuclear</strong>: Lessons from the world” deutlich.<br />

Das bemerkenswerte an dem Papier ist nicht die aus<br />

globalen Erfahrungen gewonnene Erkenntnis, dass Kernenergie<br />

ökonomisch durch Skaleneffekte auf Anlagenund<br />

Standortebene, durch Konsolidierung der Technologie<br />

sowie durch Zentralisierung und vertikale Integration auf<br />

unternehmerischer Ebene profitiert. Diese Erkenntnisse<br />

sind bekannt und wurden in europäischen Kernenergieprogrammen<br />

der Vergangenheit in unterschiedlichen<br />

Varianten erfolgreich umgesetzt.<br />

Bemerkenswert an dem australischen Diskussionsbeitrag ist<br />

vielmehr der daraus abgeleitete pragmatische Umgang mit<br />

der Rolle des Staates bei der Nutzung der Kernkraft. In dem<br />

Papier wird festgestellt, dass tendenziell der Staatanteil am<br />

Kernenergiesektor umso höher ist, je stärker die Zentralisierung/Konsolidierung<br />

vorangeschritten ist, die zu günstigen<br />

Stromgestehungskosten über das Programm führt und<br />

daher die Kosten tendenziell am niedrigsten sind, wo die<br />

Rolle des Staates am größten ist. Anders als in den meisten<br />

anderen Wirtschaftsbereichen funktioniert also bei der<br />

Kernenergie eine intensive Staatsaktivität ökonomisch gut.<br />

Ein Grund für den Erfolg staatszentrierter Kernenergieprogramme<br />

ist zunächst einmal die Größe des Vorhabens an<br />

sich, da das Ausmaß der Zentralisierung und Konsolidierung<br />

in einem substanziellen Teil der Energieversorgung, wie sie<br />

für ein erfolgreiches Kernenergieprogramm er<strong>for</strong>derlich ist,<br />

die Finanzierungs- und Risikotragfähigkeit privater Unternehmen<br />

übersteigt. Umgekehrt müsste ein priv<strong>atw</strong>irtschaftliches<br />

Unternehmen, dass eine solche Anstrengung stemmen<br />

könnte, exzessiv groß sein. Das liegt daran, dass Unternehmen<br />

natürlicherweise versuchen, ihre Investitionen<br />

über Anlagevermögen und Projekte zu streuen, um nicht<br />

einem überproportional großen Klumpenrisiko ausgesetzt<br />

zu sein. Ein Unternehmen, das ein ökonomisch sinnvolles<br />

großes Kernkraftwerk mit vier Blöcken in Gigawattdimension<br />

errichtet, muss also sehr groß sein, um ein solches Projekt<br />

als Teil einer ausgewogenen Risikostreuungsstrategie<br />

verkraften zu können. Eine Alternative zu einem staatlichen<br />

Unternehmen kann bei der Lösung dieses Problems ein<br />

Konsortium mehrerer großer Privatunternehmen sein, wie<br />

es in verschiedenen Ländern auch praktiziert wurde, wenn<br />

auch nicht ganz in der oben skizzierten Dimension. Ein<br />

solches Konsortium kann allerdings nicht die hohe vertikale<br />

Integration über Design, Errichtung, Eigentümerschaft und<br />

Betrieb gewährleisten, die sich ebenfalls als zweckmäßig<br />

und ökonomisch vorteilhaft erwiesen hat.<br />

Ein weiterer Aspekt ist die Langlebigkeit von Kernkraftwerken,<br />

die in den Vereinigten Staaten zu Genehmigungsanträgen<br />

auf eine Verlängerung des Betriebs auf 80 Jahre<br />

geführt hat, und die in anderen Staaten erwogen werden.<br />

Diese Langlebig keit führt nach anfangs sehr hohen Investitionen<br />

und Kapitaldienst zu hohen Gewinnen im späteren<br />

Leben der Anlage, die aber wegen der üblichen Diskontierung<br />

von zukünftig erwarteten Gewinnen meist stark abge wertet<br />

werden. Hinzu tritt das Problem, dass die lange Betriebs dauer<br />

über Verlängerungsgenehmigungen gewährt wird und nicht<br />

umstandslos vorausgesetzt werden kann, sondern die stetige<br />

Gewährleistung der Anlagensicherheit zur Voraussetzung hat.<br />

Staatliche Akteure können nicht nur zu günstigeren Konditionen<br />

Kredite aufnehmen, sie können auch die langfristigen<br />

Erträge der Investition in Kernenergie höher gewichten.<br />

Darüber hinaus haben Kernkraftwerke positive externe<br />

Effekte für die nationale (Energie)Sicherheit, die Umwelt<br />

sowie das Stromnetz und seine Stabilität, die sich nicht oder<br />

nur unzureichend in Erträge für private Investoren ummünzen<br />

lassen. Zu guter Letzt liegt ein erheblicher Teil des<br />

wirtschaftlichen Projektrisikos im regulatorischen Bereich,<br />

so dass bei einer zentralen staatlichen Rolle die Verursachung<br />

und Tragung dieses Risikos in einer Hand liegen. Ergänzend<br />

zum australischen Analysepapier sei genannt, dass die Verantwortung<br />

(i.d.R. weltweit) des Staates für alle radioaktiven<br />

Abfälle in logischer Konsequenz zusätz lich für ein staatliches<br />

Engagement in der Kernenergie nutzung spricht.<br />

Zusammenfassend empfiehlt die australische Analyse die<br />

Kernenergie aufgrund ihrer technisch-ökonomischen Eigenschaften<br />

als eine Art natürliches Monopol zu betrachten wie<br />

andere große Energieinfrastrukturen, etwa Strom- und Gasnetze<br />

oder große Wasserkraftwerke, und sie einmal durch<br />

einen kompetenten, integrierten und großen Akteur richtig<br />

zu realisieren, statt darauf zu hoffen, durch einen Wett bewerb<br />

verschiedener Angebote zu einem günstigen Preis zu gelangen.<br />

Für eine Kernkraftdiskussion in Deutschland verheißen diese<br />

Erkenntnisse und Empfehlungen allerdings nichts Gutes: sind<br />

doch die linken Parteien, die sich mit einer dominierenden<br />

Rolle des Staates anfreunden könnten, zugleich dogmatisch<br />

gegen die Kernkraft voreingenommen. Und die rechten<br />

Parteien, die für Kernkraft in technischer und wirtschaftlicher<br />

Hinsicht offen sind oder sie dezidiert befürworten, sind oftmals<br />

undifferenziert gegen eine Rolle des Staates in wirtschaftlichen<br />

Belangen und Tätigkeiten voreingenommen. Für<br />

die europäische Diskussion kann die beschriebene Perspektive<br />

aus Australien aber gewiss wichtige Impulse liefern.<br />

Nicolas Wendler<br />

– Chefredakteur –<br />

Vol. 69 (2024)

4<br />

Contents<br />

Inhalt<br />

Editorial<br />

Kernenergie und die Rolle des Staates<br />

– eine Perspektive aus Australien . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3<br />

Ausgabe 4<br />

2024<br />

Juli<br />

Did you know?<br />

Rechenzentren als Triebfeder für integrierte<br />

dezentrale Energiezentren und den SMR-Einsatz . . . . . . . . . . . . . . 5<br />

Kalender 2024/2025 6<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

Reaktivierung der Kernenergie im Rahmen<br />

eines konventionellen Kraftwerksparks . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7<br />

Dr. Thomas Jobsky<br />

Interview with Meirzhan Yussupov<br />

It can be said that at least every third nuclear reactor<br />

in the world runs on Kazakh uranium. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21<br />

Nicolas Wendler<br />

Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />

Wegweisendes Urteil zur Zwischenlagerung in Deutschland . . . . . 25<br />

Tobias Leidinger<br />

Fuel<br />

Development of VVER Fuel Engineering Services at Framatome . . . 28<br />

Bruno Miglierini, Matías Zilly, Mira Pashtrapanska, Stefan Balzus, Veit Marx,<br />

Elmar Werner Schweitzer, Johann Plancher<br />

A hybrid experimental and numerical investigation on<br />

the Cr 2 AlC-coated zirconium <strong>for</strong> accident-tolerant fuel systems . . . 33<br />

Boyu Pan, Fuhui Shen, Markus Könemann, Sebastian Münstermann,<br />

Decommissioning and Waste Management<br />

A Proposed Pathway to Improve Reliability Claims <strong>for</strong> Robotic<br />

Systems in <strong>Nuclear</strong> Decommissioning Safety Cases . . . . . . . . . . . 38<br />

Cuebong Wong, Howard Chapman, Stephen Lawton, Michal Szulik, Olivia Tuck,<br />

John-Patrick Richardson<br />

Cover: Diablo Canyon:<br />

Kernkraftwerk Diablo Canyon in Kali<strong>for</strong>nien<br />

Research and Innovation<br />

Fuel Per<strong>for</strong>mance Comparison of Uranium Nitride and<br />

Uranium Carbide in VVER-1200 using OpenMC . . . . . . . . . . . . . . 45<br />

Meekal Jamil, Majid Ali, Khurram Mehboob<br />

KTG-Fachinfo 54<br />

Vor 66 Jahren 56<br />

KTG Inside 63<br />

Impressum . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36<br />

Ausgabe 4 › Juli

Did you know?<br />

5<br />

Did you know?<br />

Rechenzentren als Triebfeder für integrierte<br />

dezentrale Energiezentren und den SMR-Einsatz<br />

In der Kurzstudie „<strong>Power</strong>ing the 4 th industrial age – Pioneering a Data Centre Partnership with Advanced <strong>Nuclear</strong> Technologies“,<br />

die gemeinsam von Tractebel Engie und RED Engineering veröffentlicht wurde, stehen Einsatzmöglichkeiten für<br />

Small Modular Reactors und Micro Modular Reactors zur Stromversorgung von Rechenzentren im Mittelpunkt. Dabei wird<br />

ein Ansatz entwickelt, Rechenzentren als Keimzellen künftiger dezentraler Energiezentren zu betrachten, die es einerseits<br />

ermöglichen, den hohen Energiebedarf von Rechenzentren klima- und umweltfreundlich mit Hilfe vom MMR und SMR zu<br />

decken und die es andererseits erlauben, mit dem dort initiierten Einsatz von SMR auch einen Beitrag zur Netzversorgung,<br />

zur Wasserstofferzeugung und zur Deckung des Wärmeverbrauchs von nahen Verbrauchern zu leisten.<br />

Ausgangspunkt der Überlegungen ist der stark wachsende<br />

Strombedarf von Rechenzentren im Zusammenhang mit KI-<br />

Anwendungen, der in der Kurzstudie als hyper-exponentiell<br />

bezeichnet wird. Zugleich sind Rechenzentren auf eine sehr<br />

hohe Verfügbarkeit der Stromversorgung und planbare,<br />

möglichst konstante Stromkosten angewiesen. Auch müssen<br />

die vorgegebenen An<strong>for</strong>derungen an Klima- und Umweltfreundlichkeit<br />

der Stromversorgung erfüllt werden, die<br />

zusammen mit einer lokalisierten Wertschöpfung auch<br />

Schlüsselfaktoren für die gesellschaftliche Akzeptanz großer<br />

und rasch wachsender Rechenzentren sind.<br />

Wesentliches Element für die Auflösung des skizzierten<br />

Energie- Quadrilemma ist die Synergie von Rechenzentren und<br />

Micro- oder kleinen modularen Reaktoren. Einerseits bieten<br />

Umfang und Struktur des Strombedarfs der Rechenzentren in<br />

Verbindung mit der kapitalkräftigen Wachstumsbranche der<br />

Technologieunternehmen ein ideales Anwendungsfeld für die<br />

Errichtung von MMR und SMR, andererseits bieten diese eine<br />

modular mit den Rechenzentren wachsende Versorgungsoption,<br />

die Klima- und Umweltfreundlichkeit, geringen<br />

Flächen- und Ressourcenbedarf mit planbaren, konstanten<br />

Kosten und hohen Verfügbarkeiten bietet. Bei Implementierung<br />

der Kombination aus Rechenzentrum und MMR/SMR<br />

kann der hohe Leistungsbedarf netzschonend und durch<br />

Ersparnis eines Teils der Netzkosten günstig gedeckt werden.<br />

Die Autoren gehen davon aus, dass von diesem Entwicklungskeim<br />

ausgehend ggf. auch zusätzliche Leistung aus SMR<br />

dem Stromnetz zur Verfügung gestellt sowie CO 2 -armer<br />

Wasserstoff erzeugt wird. Die Netzeinspeisung und die<br />

Wasser stofferzeugung dienen dabei der Refinanzierung einer<br />

notwendigen Redundanz bei den MMR-/SMR-Anlagen, da<br />

Rechenzentren eine Up-Time von 99,99 Prozent benötigen.<br />

Die Wasserstofferzeugung in Verbindung mit Wasserstoffspeicherung<br />

vor Ort und Brennstoffzellen soll auch als Backup-<br />

System ohne Rückgriff auf Dieselgeneratoren, fossile<br />

Brennstoffe oder ressourcenintensive Batterien dienen. Als<br />

zusätzliche Energieanwendungen können in einem solchen<br />

Energiezentrum auch industrielle Verbraucher mit Wärme<br />

und Wasserstoff versorgt sowie Fernwärme für Gebäude<br />

bereitgestellt werden. Da Rechenzentren aus Gründen der<br />

Energie- und Kosteneinsparung häufig mit Verdunstungskühlung<br />

gekühlt werden, kann ein hoher Wasserverbrauch<br />

entstehen, der sich durch Abwärmenutzung und andere<br />

Kühlverfahren mit allerdings höherem Strombedarf senken<br />

lässt. Die damit verbundenen Stromkosten werden durch<br />

den Einsatz der direkt verbundenen Kernreaktoranlagen<br />

begrenzt, die ihrerseits mit entsprechenden Kühltechnologien<br />

einen niedrigen oder bei gegebenen Voraussetzungen<br />

gar keinen Wasserverbrauch aufweisen.<br />

In der Zusammenschau geht die Kurzstudie davon aus, dass<br />

Rechenzentren einen strategischen Faktor beim Erfolg der<br />

SMR-Technologie bilden können, so wie umgekehrt die SMR<br />

den Rechenzentren zu einer zentralen Rolle als Drehscheibe<br />

einer weiteren industriellen Revolution verhelfen können.<br />

Rechenzentren verbrauchen mehr als ganze Länder<br />

Stromverbrauch in 2020 in TWh<br />

Vereinigtes Königreich<br />

Indonesien<br />

Rechenzentren<br />

Südafrika<br />

Ägypten<br />

Argentinien<br />

Kolumbien<br />

Nigeria<br />

Datenquelle: US Energy In<strong>for</strong>mation Administration<br />

Die größten unternehmerischen Verbraucher<br />

erneuerbarer Energien<br />

Beschaffung erneuerbarer Energie in MW<br />

Google<br />

Facebook<br />

Amazon<br />

Microsoft<br />

BHP Group<br />

QTS Reality Trust<br />

Wal-mart<br />

Ball Corp<br />

Anheuser-Bush<br />

starbucks<br />

Quelle: <strong>International</strong> Energy Agency<br />

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1500<br />

200<br />

2000<br />

250<br />

Betreiber von<br />

Rechenzentren<br />

2500<br />

300<br />

3000<br />

Vol. 69 (2024)

6<br />

Calendar<br />

Kalender 2024/2025<br />

01. – 03.07.2024<br />

Global Energy Transition<br />

Congress & Exhibition (GET).<br />

Milan, Italy<br />

https://www.getcongress.com/<br />

02. – 03.07.2024<br />

NPPES 2024 – 10 th <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Plants<br />

Expo & Summit.<br />

Istanbul, Turkey<br />

https://www.nuclearpowerplantsexpo.com/<br />

02. – 06.07.2024<br />

IYCE 2024 – <strong>International</strong> Youth<br />

Conference on Energy.<br />

Colmar, France<br />

https://www.iyce-conf.org/<br />

08. – 12.07.2024<br />

MIMOSA Summer School on MSR.<br />

Delft, Netherlands<br />

https://snetp.eu/event/<br />

mimosa-summer-school-on-msr/<br />

21. – 25.07.2024<br />

TOFE 2024 – 26 th Technology of Fusion<br />

Energy.<br />

Madison, WI, USA<br />

https://www.ans.org/meetings/tofe2024/<br />

04. – 08.08.2024<br />

ICONE31 – 31 st <strong>International</strong> Conference<br />

on <strong>Nuclear</strong> Engineering.<br />

Prague, Czech Republic<br />

https://event.asme.org/ICONE<br />

25. – 28.08.2024<br />

NUTOS – 14 th <strong>International</strong> Topical<br />

Meeting on <strong>Nuclear</strong> Reactor Thermal-<br />

Hydraulics, Operation, and Safety.<br />

Vancouver, BC, USA<br />

https://nuthos-14.org/<br />

27.08.2024<br />

Öffentlicher Fachworkshop zur<br />

BASE-Forschungsagenda 2024-2028.<br />

Berlin<br />

https://www.base.bund.de/SharedDocs/<br />

Termine/BfE/DE/2024/fachworkshop<strong>for</strong>schungsagenda<br />

04. – 06.09.2024<br />

World <strong>Nuclear</strong> Symposium 2024.<br />

London, UK<br />

https://www.wna-symposium.org/<br />

10. – 12.09.2024<br />

13. Freigabesymposium – Entlassung von<br />

radioaktiven Stoffen aus dem Geltungsbereich<br />

des Strahlenschutzes.<br />

Hamburg, Germany<br />

https://www.tuev-nord.de/de/<br />

unternehmen/veranstaltung/details/<br />

akademie/freigabesymposium/<br />

22. – 27.09.2024<br />

Symposium on Fusion Technology.<br />

Dublin, Ireland<br />

https://soft2024.eu/<br />

29.09. – 03.10.2024<br />

TopFuel 2024.<br />

Grenoble, France<br />

https://www.euronuclear.org/<br />

topfuel-2024/<br />

06. – 10.10.2024<br />

GLOBAL2024.<br />

Tokyo, Japan<br />

https://global2024.org/<br />

08. – 09.10.2024<br />

PWR Prague 2024.<br />

Prague, Czech Republik<br />

https://pwr-prague.com/<br />

21. – 25.10.2024<br />

IAEA – <strong>International</strong> Conference on Small<br />

Modular Reactors and their Applications.<br />

Vienna, Austria<br />

https://www.iaea.org/events/smr2024<br />

03. – 07.11.2024<br />

<strong>Nuclear</strong> Inter Jura 2024.<br />

Warsaw, Polen<br />

https://dise.org.pl/en/inter-jura-2024/<br />

16.11.2024<br />

Karriereportal Kerntechnik.<br />

Ruhr-Universität Bochum, Germany<br />

https://karriereportal.actimondo.com/<br />

18. – 21.11.2024<br />

ICOND 2024.<br />

Aachen, Germany.<br />

www.icond.de<br />

22. – 23.11.2024<br />

3. Forum Endlagersuche.<br />

Würzburg<br />

https://www.base.bund.de/<br />

SharedDocs/Termine/BfE/DE/2024/<br />

1122_<strong>for</strong>um-endlagersuche<br />

19.11.2024<br />

<strong>Nuclear</strong> Lifting 2024.<br />

Manchester, UK<br />

https://events.imeche.org/<br />

ViewEvent?e=7698<br />

25. – 28.11.2024<br />

Clay Conference 2024.<br />

Hannover, Germany<br />

https://www.bge.de/de/endlagersuche/<br />

clay-conference/<br />

2025<br />

22. – 24.01.2025<br />

<strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Plant Long-Term<br />

Operation Summit 2025.<br />

Andermatt, Switzerland<br />

https://swissnuclear.ch/<br />

09. – 13.03.2025<br />

WM Symposia 2025.<br />

Phoenix, AZ, USA<br />

https://www.wmsym.org/conferencein<strong>for</strong>mation/wm2025-conference/<br />

06. – 10.07.2025<br />

SOFE 2025 Symposium on Fusion<br />

Engineering.<br />

Boston, MA, USA<br />

https://www.psfc.mit.edu/sofe2025<br />

31.08. – 05.09.2025<br />

NURETH-21 – <strong>International</strong> Topical<br />

Meeting on <strong>Nuclear</strong> Reactor Thermal<br />

Hydraulics.<br />

Busan, South Korea<br />

https://www.nureth-21.org/<br />

17. – 19.09.2025<br />

KONTEC 2025.<br />

Dresden, Germany<br />

https://www.kontec-symposium.com/<br />

05. – 09.10.2025<br />

TopFuel 2025.<br />

Nashville, TN, US<br />

https://www.ans.org/meetings/view-435/<br />

18. – 16.09.2024<br />

World Utilities Congress.<br />

Abu Dhabi, UAE<br />

https://www.worldutilitiescongress.com/<br />

19. – 20.09.2024<br />

Roadmaps to New <strong>Nuclear</strong> 2024.<br />

Paris, France<br />

https://oecd-nea.org/jcms/pl_87046/<br />

roadmaps-to-new-nuclear-2024<br />

09. – 11.10.2024<br />

Zwentendorf, Austria<br />

https://www.gemeinsame-nwt.org/<br />

Nachwuchstagung der Jungen Generation:<br />

KTG JG, ÖKTG JG, SGK YG.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

7<br />

‚Zukunftspfad Kernenergie‘ –<br />

ein rationaler Reset<br />

Reaktivierung der Kernenergie<br />

im Rahmen eines konventionellen Kraftwerksparks<br />

› Dr. Thomas Jobsky<br />

Niemand investiert in ein Land, in dem eine unsichere und sehr teure Strom -<br />

versorgung vorprogrammiert ist. Das Maschinenhaus Deutschlands ist die<br />

Verar beitende Industrie und der Mittelstand. Hier werden Arbeitsplätze, volkswirtschaftlicher<br />

Kapitalstock und Wohlstand realisiert. Die sich rasch verstärkende, erzwungene<br />

Deindustrialisierung Deutschlands – vornehmlich bedingt durch politisch gewollte langfristig<br />

weiter ansteigende Strompreise – ist nicht mehr zu übersehen. Für jedermann ist mittlerweile<br />

auch evident, dass die Schaffung eines ‚Klimaneutralen Deutschland 2045‘ auf Basis<br />

nicht kontrollierbarer wetter-, tages- und jahreszeitabhängiger Wind- und Solarenergie in der<br />

Praxis und im globalen Wettbewerb so wie geplant weder operativ umsetzbar noch von den<br />

Endver brauchern und Steuerzahlern jemals zu bezahlen ist.<br />

Die volkswirtschaftliche Sinnhaftigkeit des eskalativen,<br />

flächendeckenden Massenausbaus mit Wind- und<br />

Solaranlagen ist nicht gegeben. Der damit verbundene<br />

Anstieg der gesamten Systemkosten über die nächsten<br />

beiden Jahrzehnte wird für Deutschland ohne konsequentes<br />

Gegensteuern in sehr schmerzhafter sozialer<br />

Dimension wirksam werden. Allein für die Stromwirtschaft<br />

werden bis 2045 weitere Kosten von 1.500 Mrd.<br />

Euro prognostiziert. Bei allen Bestrebungen zur<br />

Dekarbonisierung bleiben Versorgungssicherheit und<br />

international wettbewerbsfähige Strompreise die<br />

zentralen wirtschaftlichen und gesellschaftlichen Imperative<br />

einer Industrienation. Mit der Reaktivierung<br />

der Kernenergie im Rahmen eines konventionellen<br />

Kraftwerksparks und einer neuen Betreiberstruktur<br />

kann in Zusammenarbeit mit den Übertragungsnetzbetreibern<br />

und den großen EVU hierzu ein robuster<br />

Beitrag zum Nutzen der Verbraucher und Steuerzahler<br />

geleistet werde.<br />

Nationale Sicherheit<br />

Deutschland muss seine Energie-, Rohstoff- und Wirtschaftspolitik<br />

endlich unter dem Gesichtspunkt der<br />

nationalen Sicherheit begreifen. Diese politischen<br />

Felder dürfen grundsätzlich kein ideologisches<br />

Experimentierfeld für Wunschträume und parteipolitische,<br />

im Zeitverlauf ständig wechselnde opportunistische<br />

Interessenslagen sein.<br />

Für Länder wie USA, China, Indien oder Japan hat die<br />

Weiterentwicklung und Stabilität ihrer Wirtschaft für<br />

jede Regierung immer oberste Priorität. Im Gegensatz<br />

zu Deutschland schützen diese Länder ihre Wirtschaft<br />

und Arbeitsplätze, anstatt sie einem gefährlichen Großexperiment<br />

auszusetzen. In Deutschland wurde ein<br />

Versuch gestartet, eine Idee direkt von der grünen<br />

Blaupause aus an der viertgrößten Industrienation der<br />

Welt und ihren über 83 Millionen Einwohnern auszuprobieren.<br />

Zitate: „Voll ins Risiko – und vielleicht gelingt<br />

es ja auch“. „Die Debatte um das Gebäude energiegesetz,<br />

also wie heizen wir in Zukunft, war ja ehrlicherweise<br />

1, 14<br />

auch ein Test“.<br />

Aus technologischer Sicht ist die gegenwärtige deutsche<br />

Energiepolitik eine zielplanwirtschaftliche Steuerung<br />

über Technologieverbote und -gebote in Kombination<br />

mit massiven Dauersubventionen. Dementsprechend<br />

werden in fast allen relevanten Energiestudien implizit<br />

auch nicht alle Technologien als gleichberechtigte<br />

Optionen analysiert. Dieses ‚Technology-Exclusion-<br />

Framing‘, auch „Politisierung der Wissenschaft“<br />

genannt, führt dazu, dass beispielsweise die Kernenergie,<br />

der großindustrielle CCS/CCU Einsatz oder<br />

die Nutzung der großen heimischen Schiefergasreserven<br />

bislang überhaupt nicht berücksichtigt<br />

wurden. Ohne Auswahl zwischen verschiedenen<br />

Optionen können aber keine rationale Entscheidungen<br />

getroffen werden.<br />

Vol. 69 (2024)

8<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

Abb. 1.<br />

Global Primary Energy Consumption, Population /Our World in Data, UN/<br />

Aus ökonomischer Sicht können ohne Auswahl<br />

zwischen verschiedenen Optionen, deren ‚Preisschilder‘<br />

und ‚Budgets‘ sowie unter Berücksichtigung<br />

von Opportunitätskosten erst recht keine rationale Entscheidungen<br />

getroffen werden. Gleiches gilt für ökologische<br />

Zusammenhänge im Kontext ‚CO2 Footprint‘.<br />

In der Abstraktion besteht der derzeitige ‚Grüne Masterplan‘<br />

lediglich aus einem Narrativ, einem parlamentarisch<br />

unkontrollierbaren Flickenteppich von Einzelmaßnahmen<br />

und sich fast täglich ändernden Kostenfragmenten.<br />

Kein Unternehmen würde auf dieser Basis<br />

essenzielle Ent scheidungen treffen. Deutschland fliegt<br />

mit hoher Geschwindigkeit im Nebel ohne Plan B.<br />

Die Widersprüche der Energiewende sind mittlerweile<br />

dermaßen eklatant, dass ein parteiübergreifendes<br />

Gegensteuern zwingend er<strong>for</strong>derlich ist. Fachkundige<br />

Politiker und die Gewerkschaften haben die Be drohlich<br />

keit der Situation erkannt. Wesentliche Korrekturmaßnahmen<br />

wurden bereits in die Grundsatzprogramme<br />

eingebracht und von der Parteibasis beschlossen.<br />

Auch das mediale Omertà der bislang weniger<br />

kritischen Leitmedien weicht zunehmend auf. Physikalische<br />

Gesetzmäßigkeiten und ökonomische Fakten<br />

werden stärker berücksichtigt.<br />

Globale Einordnung<br />

Die globale Dimension zeigt eindrucksvoll, wie weit<br />

sich Deutschland von der Realitätswahrnehmung<br />

entfernt hat. Etwa 80 % der 8 Milliarden Menschen<br />

leben in Ländern des globalen Südens, die mittler weile<br />

zu 95 % für das weltweite Wachstum und die Entwicklung<br />

der Weltbevölkerung stehen. Der weltweite<br />

Verbrauch an Kohle, Öl und Erdgas wird allein durch<br />

das Bevöl kerungswachstum weiter ansteigen und noch<br />

bis tief in das 22. Jahrhundert bestehen bleiben.<br />

In 2022 hatten 2,4 Mrd. Menschen noch keinen dauerhaften<br />

Zugang zu Nahrung. 0,7 Mrd. Menschen gelten<br />

als unterernährt und 0,7 Mrd. Menschen haben noch<br />

keinen Zugang zu Strom. Insbesondere die von Global<br />

Energy Solutions mit ‚Challenge-Group‘ 2 adressierten<br />

Entwicklungs- und Schwellenländer haben Nachholbedarf<br />

an Energie, Lebensmitteln, Wachstum, Bildung<br />

und Gesundheit. Für diese Länder sowie beispiels weise<br />

für China, Indien oder Indonesien sind Degrowth, gezielte<br />

Angebotsverknappung und Wokeness bestenfalls<br />

Phänomene der EU aber keine Problemlösungen für<br />

ihre Bevölkerung. Und solange Klimavereinbarungen<br />

keine harten, durchsetzbaren Pönalisierungen beinhalten,<br />

sind es lediglich Willenserklärungen und oft<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

9<br />

nichts anderes als ‚Emissions- und Geld- Ver schiebebahnhöfe‘.<br />

Letztendlich ist ein ganz wesentlicher Auftrag der<br />

Welt an die Industrieländer, bezahlbare Technologien<br />

und Lösungen zu entwickeln, die insbesondere auch<br />

die Länder der ‚Challenge-Group‘ für ihre Bedürfnisse<br />

einsetzen können. Nur global durchgeführte Maßnahmen<br />

können die Klimathematik lösen. Hier ist der<br />

entscheidende Hebel für globalen Wohlstand und<br />

rationale Umweltpolitik. Die sich ständig weiterentwickelnden<br />

Technologien der Kernenergie-Generationen<br />

werden hierzu weltweit noch sehr lange einen<br />

Beitrag leisten.<br />

Nationale Einordnung<br />

Die bisherigen Ergebnisse der deutschen Energiewende<br />

nach über 20 Jahren:<br />

1. Lediglich 6 % Primärenergieanteil von Wind und<br />

Solar bei rd. 300 Mrd. Euro Förderung bisher<br />

und noch ausstehenden weiteren 300 Mrd. Euro<br />

Zahlungs verpflichtungen für Folgekosten<br />

2. Mit die höchsten Strompreise im internationalen<br />

Wett bewerb ohne erkennbares Ende der Preisspirale<br />

3. Exponentiell steigender Finanzbedarf bei sozial<br />

nicht mehr darstellbaren Kostenbelastungen<br />

4. Beschleunigter Abbau von Arbeitsplätzen<br />

in Industriekernen<br />

5. Investitionsstopp, ungebremster Kapitalabfluss<br />

von etwa 100 Mrd. Euro pro Jahr ins Ausland<br />

6. Erodiertes Vertrauen der Kapitalmärkte<br />

in Deutschland<br />

7. Drohendes AAA-Downgrading kann sich zum D-Day<br />

für Deutschland und das Eurosystem entwickeln<br />

Der volkswirtschaftliche Nutzen – das ‚Quid pro quo‘ –<br />

des vorgegebenen Ziels ‚Klimaneutrales Deutschland<br />

2045‘, dem sich alles und jeder fügen soll, koste es, was<br />

es wolle, ist bis heute unklar. Der deutsche Einfluss auf<br />

die globale Erderwärmung ist trotz des damit verbundenen<br />

enormen Aufwandes gleich Null, das Versprechen<br />

von grünem Billigstrom entbehrt aufgrund<br />

der zukünftig progressiv steigenden Systemkosten<br />

jeder Grundlage und ein zweites Wirtschaftswunder<br />

nach Vorbild Ludwig Erhards ist gegenüber der Realität<br />

lediglich ein woker Wunschtraum. Eine sinnvolle<br />

Umweltsensibilität wurde durch Klimahysterie und<br />

Angst ersetzt.<br />

‚Klimaneutralitätsnetz‘<br />

Das Lebenselixier einer Industriegesellschaft ist die<br />

jederzeit versorgungssichere Strombereitstellung auf<br />

die Sekunde genau. Zur Schaffung der deutschen ‚All<br />

Electric/Renewable Only‘ Welt wurde mit dem Aufbau<br />

eines sogenannten ‚Klimaneutralitätsnetzes‘ begonnen.<br />

Dieses umfasst die vollumfängliche flächendeckende<br />

wind- und solarbasierte Stromerzeugung, den Ausbau<br />

der Übertragungs- und Verteilernetze und zig<br />

millionenfache Anschlüsse. Zur Sicherstellung der Versorgungssicherheit<br />

sind ‚8-fach Backup-Strukturen‘<br />

vorgesehen. Planungsbasis ist ein hochdetaillierter<br />

Netzentwicklungsplan Strom (NEP) 3 der vier großen<br />

Übertragungsnetzbetreiber (ÜNB).<br />

Abb. 2.<br />

Installierte Leistung nach Energieträger, NEP 2037/2045 (2023), 2. Entwurf, Stand 27. Juli 2023, Szenario B; Ankündigung BMWK<br />

vom 27. Februar 2024 zur neuen Kraftwerksstrategie, noch nicht in einem NEP veröffentlicht /NEP 3 , BMWK 13 , Naldera/<br />

Vol. 69 (2024)

10<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

300 Mrd. Euro Folgekosten aus Zahlungsverpflichtungen bisheriger Maßnahmen<br />

300 -400 Mrd. Euro geplante Investitionen Ausbau erneuerbare Energien bis 2035<br />

300 - 350 Mrd. Euro Übertragungsnetze<br />

150 - 250 Mrd. Euro Verteilernetze<br />

50 - 60 Mrd. Euro H2ready Gaskraftwerke<br />

60 - 75 Mrd. Euro H2 Netzausbau bis 2035<br />

100 Mrd. Euro H2 Netzausbau 2036 - 2045<br />

120 Mrd. Euro Netzengpassmaßnahmen (5,4 Mrd. Euro pro Jahr)<br />

(Redispatch, Einspeisemanagement, Netzreserve, Countertrading)<br />

/Prof. M. Frondel/<br />

/BNetzA, McKinsey, Outdoor Chiemgau/<br />

/BNetzA, NEP, Outdoor Chiemgau/<br />

/Bundesrechnungshof, BNetzA/<br />

/DIW, Agora/<br />

/NEP H2, Chemietechnik/<br />

/NEP H2, Naldera/<br />

/Bundesrechnungshof/<br />

1.380 - 1.655 Mrd. Euro (avg rd. 1.500 Mrd. Euro)<br />

Tab. 1.<br />

Prognostizierte Kosten der Energiewende in der deutschen Stromwirtschaft 2023 – 2045<br />

Die wesentlichen Rahmenbedingungen wurden den<br />

Netzbetreibern vom Staat vorgegeben. Technologieverbote<br />

und -gebote sind Bestandteile dieser Zielvorgaben,<br />

andere Lösungsoptionen sind zensiert. In<br />

diesem Kontext betonen die Netzbetreiber deshalb<br />

auch ausdrücklich, dass es nicht ihre Aufgabe war, die<br />

Versorgungssicherheit des vorgegebenen Kraftwerksparks<br />

und die Existenz notwendiger „Investitionsanreize“<br />

(Subventionen) zu prüfen oder zu testieren.<br />

Allein für die Stromwirtschaft werden für die Zukunft<br />

bis 2045 weitere Kosten in einer Größenordnung von<br />

1.500 Mrd. Euro prognostiziert (Tabelle 1). Die in dieser<br />

Summe enthaltenen rd. 300 Mrd. Euro Folge kosten aus<br />

Zahlungsverpflichtungen für bisherige, die erneuerbaren<br />

Energien betreffende Maßnahmen sowie etwa<br />

120 Mrd. Euro für Netzengpassmaßnahmen bleiben<br />

meistens gegenüber der Öffentlichkeit unerwähnt.<br />

Konsequenzen für Netzbetreiber und EVU<br />

Für die Übertragungsnetzbetreiber und EVU sind mit<br />

dem ‚Grünen Masterplan‘ in den nächsten beiden Jahrzehnten<br />

erhebliche Investitionen verbunden. Je nach<br />

Unternehmen werden teilweise bis zu 8 Mrd. Euro pro<br />

Jahr genannt. Unabhängig von der Finanzierung dieser<br />

Investitionen müssen diese Kosten auch wieder verdient<br />

werden. Es müssen also Gewinne in einem Verbraucherumfeld<br />

durchgesetzt werden, das infolge<br />

der gebetsmühlenartigen politischen Beteuerungen<br />

fallende Strompreise aufgrund des Massenausbaus mit<br />

Wind- und Solaranlagen erwartet.<br />

Die Argumentation von sinkenden oder zumindest auf<br />

hohem Niveau stabilen Strompreisen auf Basis Wind<br />

und Solar hält der Realität aber nicht stand. Genau das<br />

Gegenteil ist der Fall. Die Systemkosten müssen mit<br />

dieser Strategie in den nächsten beiden Jahrzehnten<br />

zwangsläufig progressiv weiter ansteigen. Und diese<br />

Kosten trägt der Endverbraucher über die Strompreise<br />

oder – bei Übernahme von Kosten aus Haushaltsmitteln<br />

– der Steuerzahler. Jetzt so<strong>for</strong>t oder abgewälzt<br />

auf die zukünftigen Generationen mit allen unschönen<br />

Konsequenzen. Dieser Strompreisanstieg und der allein<br />

damit verbundene signifikante Kaufkraftentzug wird<br />

für Deutschland in sehr schmerzhafter sozialer Dimension<br />

wirksam werden. Und dies ist auch kein vorübergehendes<br />

Phänomen, das mit ein paar Jahren ‚Brückenstrompreisen‘<br />

so einfach wegsubventioniert werden<br />

kann.<br />

‚Kostendämpfend‘ wird sich auswirken, dass die vorgegebenen<br />

Zielplanungen für den Wind- und Solarkapazitätsaufbau<br />

von 142 GWe (Nov. 2023) auf 360 GWe<br />

in 2030 und dann auf 560 GWe in 2037 nicht realistisch<br />

sind. Gleiches gilt für die Zielplanungen des komplementär<br />

zwingend er<strong>for</strong>derlichen Übertragungs- und<br />

Verteilnetzausbaus. Hinzu kommt, dass eine in Deutschland<br />

sowie in der EU vollkommen außer Kontrolle<br />

geratene Bürokratie die operative Umsetzung zusätzlich<br />

ausbremsen wird. Die Anzahl der Genehmigungen<br />

und Verwaltungsverfahren die es braucht, um die<br />

Strominfrastruktur auszubauen, wird ohne substanzielle<br />

Änderungen die Realisierung der geplanten<br />

Energie wende nachhaltig behindern.<br />

Für die Argumentation pro Kernenergie ist im Endeffekt<br />

aber entscheidend, dass selbst die bis 2037 geplante<br />

Vervierfachung der Wind- und Solarkapazität<br />

für die Versorgungssicherheit in der Stromwirtschaft<br />

praktisch keine Rolle spielt.<br />

Residuallast – Problematik<br />

Die in Abbildung 3 am Beispiel des Jahres 2023 dargestellten<br />

Größenordnungen und Interdependenzen<br />

werden als bekannt vorausgesetzt. Im Folgenden wird<br />

nach Überschlagsrechnungen bis 2045 ein konservativer<br />

Anstieg der Residuallast von derzeit rd. 70 GWe<br />

auf lediglich 95 GWe unterstellt. Dabei wird von einem<br />

Netto-Strombedarf von etwa 750 TWh im Jahre 2045<br />

ausgegangen. Der aktuelle NEP geht dagegen für 2045<br />

noch von über 1.100 TWh aus. Diese Prognose des NEP<br />

reflektiert noch nicht die sich in Deutschland rasch<br />

verstärkende Deindustrialisierung, die insbesondere<br />

die stromintensiven Branchen betrifft.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

11<br />

Abb. 3.<br />

Residuallast (Versorgungssicherheit) am Beispiel des Jahres 2023 /Agorameter, Energy-Charts, Naldera/<br />

‚8-fach Backup-Strukturen‘<br />

Während die Residuallast in der Vergangenheit durch<br />

Kernenergie, Braunkohle- und Steinkohle-Kraftwerke<br />

sowie in der Spitzenlast durch konventionelle Erdgaskraftwerke<br />

abgesichert war, sieht der ‚Grüne Masterplan‘<br />

äußerst kostspielige ‚8-fach Back-up Strukturen‘<br />

vor (Abb. 4). Dieses Experiment ist weltweit einmalig.<br />

1. Massive flächendeckende Installation von Windund<br />

Solaranlagen (Vervierfachung bis 2037)<br />

2. Aufbau eines ‚Klimaneutralitätsnetzes‘<br />

(Übertragungsnetze, Verteilernetze, Infrastrukturanschlüsse)<br />

3. Aufbau einer großindustriellen, überwiegend<br />

grünen H2 Wirtschaft (Umbau gesamte Gasinfrastruktur)<br />

4. Pumpspeicher-, Wasser- und Biomasse-Kraftwerke<br />

5. Kleine und große Batteriespeicher<br />

6. Demand-Side-Management (DSM) und<br />

‚ Flexibili täten‘ sowie neuerdings ‚Kapazitätsvergütungsmechanismen‘<br />

7. Stromimporte<br />

8. Aufbau einer 35 GWe Flotte von H2 Gasturbinen-<br />

Kraftwerke bis 2045, letztendlich alle ab spätestens<br />

2038 mit 100 % grünem H2 betrieben, davon rd.<br />

25 GWe Neuzubau, Stand 27. Juli 2023<br />

Gemäß neuer Ankündigung des BMWK vom<br />

27. Februar 2024 soll der bisher geplante rd.<br />

25 GWe Neuzubau an Gas turbinen-Kraftwerken<br />

(H2ready, Hybrid, Sprinter) jetzt durch lediglich<br />

10 GWe H2ready-Anlagen und einen sogenannten<br />

marktbasierten ‚Kapazitätsvergütungsmechanismus‘<br />

ersetzt werden, der noch erarbeitet und<br />

mit der EU abgestimmt werden muss.<br />

De facto gibt es derzeit somit keine belastbare Kraftwerksstrategie.<br />

Und wohlgemerkt, welche Maßnahmen<br />

auch immer ergriffen werden, sie müssen in der Gesamtheit<br />

alle operativ realisiert, vernetzt, koor diniert,<br />

gesteuert sowie letztendlich vom Endver braucher und<br />

Steuerzahler auch über Jahrzehnte hinweg bezahlt und<br />

subventioniert werden.<br />

Pumpspeicher-, Wasser- und Biomasse-Kraftwerke,<br />

kleine und große Batteriespeicher sowie DSM und<br />

‚ Flexibilitäten‘ sind wichtige, aber eher komplemen täre<br />

Maßnahmen. Bei den Kraftwerken bestehen Restriktionen<br />

hinsichtlich des Kapazitätsausbaus. Bei den<br />

Batteriespeicherlösungen bestehen Techno logie- und<br />

Kostenunsicherheiten. Eine ökonomische Skalierung<br />

bei gleichzeitiger Kostendegression ist derzeit weder<br />

gesichert noch in naher Zukunft sehr wahrscheinlich.<br />

Vol. 69 (2024)

12<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

Abb. 4.<br />

‚Grüner Masterplan‘, Basis NEP 2037/2045 (2023) mit ‚8-fach Backup-Strukturen‘ ohne Kohle- und Kernkraftwerke zur Absicherung von 70 - 95 GWe<br />

Residuallast (2022 – 2045); Ankündigung BMWK 27. Feb 2024 neue Kraftwerksparkstruktur und ‚Kapazitätsmarkt‘-Strategie /NEP 3 , BMWK 13 , Naldera/<br />

Das flächendeckende Zusammenwirken von DSM und<br />

sogenannten ‚Flexibilitäten‘ in einer auf fluktuierender<br />

Stromeinspeisung basierenden filigranen Netzstruktur<br />

ist in dieser Dimension ein weltweit einzigartiges und<br />

unerprobtes weiteres Großexperiment. Zudem ist<br />

der Beitrag von DSM zur Residuallastabsicherung bei<br />

<strong>for</strong>tschreitender Deindustrialisierung der strom intensiven<br />

Betriebe überschaubar.<br />

Kapazitätsvergütungsmechanismen<br />

Bei den angekündigten, aber noch nicht aus<strong>for</strong>mulierten<br />

‚Kapazitätsvergütungsmechanismen‘ stellt sich<br />

zwangsläufig zunächst die Frage, warum diese bei einer<br />

Dimension von über 20 GWe nicht von Beginn an<br />

im ‚Grünen Masterplan‘ so eingeplant waren. Letztlich<br />

geht es hier aber um die sich jetzt rasch konkretisierende<br />

Befürchtung, dass der Energy-Only-Markt (EOM)<br />

bedingt durch den geplanten Massenausbau von Wind<br />

und Solar keinen oder nur noch einen geringen Teil zur<br />

Amortisation der Investitionskosten beitragen kann.<br />

Statt dessen sollen im Grundprinzip ersatzweise unerprobte<br />

großindustrielle Kapazitätsvergütungsmechanismen<br />

ab 2028 in Deutschland eingeführt werden, die<br />

nicht die produzierte Strommenge sondern die bereitgestellte<br />

Erzeugungskapazität vergüten. Die hohe Komplexität<br />

und Folgelastigkeit von Kapazitätsmechanismen<br />

sind bekannt 16 . Die damit verbundenen Kosten<br />

sind bislang noch nicht kommuniziert.<br />

Teure Stromimporte sind keine Strategie<br />

Gemäß dem Osterpaket 2022 könnte Deutschland<br />

bereits 2030 nicht mehr in der Lage sein, seine<br />

Spitzenlast aus inländischer Erzeugung zu decken. Es<br />

müsste dann auf eine ausländische Kraftwerkskapazität<br />

von über 30 GW zugegriffen werden, was ca. 20<br />

Großkraftwerken entspricht.<br />

Deutschland versucht das europäische Ausland zur<br />

Ausregelung seiner eigenen Stromnetzdefizite immer<br />

stärker praktisch als ‚virtuellen Speicher‘ zu nutzen, was<br />

in der EU Gemeinschaft zunehmend auf Widerstand<br />

trifft. Bei Extremereignissen ist die Versorgungssicherheit<br />

Deutschlands somit fragil und nicht gesichert.<br />

Mit dieser Problemverlagerung wird im Endeffekt der<br />

Zu- und Aufbau von Kernkraftwerken in unmittelbarer<br />

Nachbarschaft (Frankreich, Polen, Tschechien etc.)<br />

durch den deutschen Endverbraucher und Steuerzahler<br />

mitfinanziert. Arbeitsplatz- und Kapitalstockaufbau<br />

finden dann dort und nicht in Deutschland statt.<br />

Fragile H2ready Gaskraftwerks-Strategie<br />

Die oft argumentierte Vorstellung, dass mit H2 Gaskraftwerken<br />

der Ersatz von Kernkraftwerken und<br />

Kohle kraftwerken zur Grundlastabsicherung möglich<br />

sei, war von Beginn an realitätsfremd. Neben den<br />

genannten 30 – 35 GWe Stromimporten auf Abruf sollte<br />

nach dem ‚Grünen Masterplan‘ bis vor kurzem noch<br />

ein Zubau von rd. 25 GWe H2 Gaskraftwerks kapazität<br />

erfolgen. Dieser sollte aus H2ready Gas kraftwerken<br />

(umrüstbar) sowie Hybrid- und Sprinter-Kraftwerke,<br />

letztere von Beginn an für 100 % H2 ausgelegt, bestehen.<br />

Bei genauer Betrachtung der Fakten, war schon diese<br />

Strategie nicht zu Ende gedacht und sehr fragil. Die H2<br />

Kraftwerke der er<strong>for</strong>derlichen Leistungsklassen sind<br />

noch gar nicht fertig entwickelt, benötigen einen sehr<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

13<br />

teuren und versorgungs un sicheren Brennstoff und<br />

sollen Betriebszeiten unter 1.000 h p.a. haben. Dies<br />

hätte letztendlich massive Dauersubventionen für den<br />

Steuerzahler zur Folge gehabt, damit der teure H2-<br />

Strompreis wegen der geltenden Merrit-Order nicht<br />

den ganzen Strommarkt preislich nach oben zieht.<br />

Mit der neuesten Änderung dieser Strategie sollen jetzt<br />

bis Ende 2026 lediglich 4 Tranchen zu je 2,5 GWe<br />

für H2ready Anlagen aus geschrieben werden. Erste<br />

Anlagen könnten dann nach 2030 ans Netz gehen. Die<br />

Industrie plant hier grosso modo mit der sogenannten<br />

1-2-3 Regel: 1 Jahr Planung, 2 Jahre Betriebsgenehmigung<br />

und 3 Jahre Bauzeit. Dies kann die Residuallast-<br />

Problematik aber weder in der Dimension noch auf der<br />

Zeitachse lösen. Die Realisierung der jetzt als Ersatz<br />

geplanten Einführung eines ‚marktbasierten Kapazitätsvergütungsmechanismus‘<br />

bis 2028 sei dahingestellt.<br />

H2 Einsatz zur Verstromung nicht realistisch<br />

Die zeitliche Entwicklung einer globalen H2 Wirtschaft,<br />

die H2 Verfügbarkeit für Deutschland sowie die<br />

zukünftige Preisentwicklung von H2 sind derzeit unklar.<br />

Alles beruht auf zielplanwirtschaftlichen Vorgaben abgeleitet<br />

von unrealistischen Bedarfsplanungen, Szenarien<br />

nach ‚Interessenlage‘ und Wunschvorstellungen.<br />

In die Lösungsvorschläge der verschiedenen in- und<br />

ausländischen Akteure fließen natürlich regelmäßig<br />

Eigeninteressen ein, die nicht zwingend komplementär<br />

mit den Interessen Deutschlands sind. Für Details sei<br />

auf die Studie des Senats der Wirtschaft 8 verwiesen.<br />

Ungeachtet dessen ist aber letztlich entscheidend, dass<br />

H2 ein Premiumenergieträger ist. H2 wird deshalb noch<br />

über lange Zeit hinweg für den Einsatz zur Stromversorgung<br />

nicht in Frage kommen. Dies begründet sich<br />

zum einen in dem schlechten Wirkungsgrad der gesamten<br />

Prozesskette von 24 – 37 % je nach gewählter<br />

Technologie. Zum anderen steht die Stromerzeugung<br />

mit H2 im harten Wettbewerb mit anderen Einsatz<strong>for</strong>men<br />

wie H2 als Rohstoff für die Chemie, Petro chemie<br />

oder für die Stahlindustrie. Diese Einsatz <strong>for</strong>men<br />

werden gegenüber der Verstromung zunächst immer<br />

Vorrang haben.<br />

Mit der grünen H2 Gaskraftwerksstrategie hat sich<br />

Deutschland somit für die teuerste, versorgungsunsicherste<br />

und risikoreichste Lösung entschieden.<br />

Eine Korrektur ist unabdingbar.<br />

Konventioneller Kraftwerkspark zur Absicherung<br />

der Versorgungssicherheit und Netzstabilität<br />

Auf den Punkt gebracht leitet sich die er<strong>for</strong>derliche Veränderungsleistung<br />

daraus ab, dass die Verantwortlichen<br />

auf biegen und brechen, koste es, was es wolle,<br />

die Stromversorgung und letztendlich die gesamte<br />

deutsche Energieversorgung auf bilanztechnisch 100 %<br />

Wind und Solar umstellen wollen. Hieraus resultieren<br />

5 grundsätzliche Problemfelder:<br />

⁃ Zwangsläufig signifikant steigende Systemkosten<br />

durch Massenzubau von Wind- und Solaranlagen,<br />

gleichwohl kein Beitrag zur Versorgungssicherheit<br />

⁃ Hohe Fragilität der H2 Gaskraftwerksstrategie<br />

Abb. 5.<br />

Konventioneller Kraftwerkspark zur Absicherung der Residuallast und Netzstabilität (2022 – 2045) /Naldera, NEP/<br />

Vol. 69 (2024)

14<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

Grundaufbau des konventionellen Kraftwerksparks<br />

⁃ Braunkohle Kraftwerke mit CCS /CCU, 10 GWe (‚Clean Coal‘, Energieautarkie)<br />

⁃ Steinkohle Kraftwerke mit CCS /CCU, 10 GWe (‚Clean Coal‘, Diversifizierung)<br />

⁃ Reaktivierung aller technisch möglichen Kernkraftwerke, 10 GWe über 20 Jahre, 85 TWh p.a.<br />

⁃ Einsatz von Small Modular Reactors (SMR), kommerzieller Netzanschluss ab 2035<br />

⁃ Sukzessive Reduzierung aktuelle 32 GWe Gaskraftwerks Flotte auf 10 – 15 GWe bis 2045<br />

⁃ Prüfung Umrüstungspotential auf CCS / CCU mit Brennstoff heimisches Schiefergas<br />

⁃ Selektiver Zubau H2 Gaskraftwerke (Absicherung Technologie Knowhow)<br />

⁃ Gesamtoptimierung im Rahmen der Strommarkt Modelrechnungen<br />

⁃ Adjustierung der Ausbauplanung der Wind- und Solaranlagen (signifikante Gesamtkostenreduzierung)<br />

⁃ Marktwirtschaftliche Kriterien ohne Einspeiseprivileg<br />

⁃ Wind in Regionen mit hoher Windfrequenz vor allem Offshore<br />

⁃ PV in urbanen Siedlungsstrukturen unter Vermeidung Flächenverbrauch im Agrarsektor<br />

⁃ Einführung unerprobter großindustrieller ‚Kapazitätsvergütungsmechanismen‘<br />

bis 2028<br />

⁃ Realisierung des ‚Grünen Masterplans‘ weder<br />

operativ umsetzbar noch jemals bezahlbar<br />

⁃ Massiver CO2 Footprint durch Umbau der gesamten<br />

Energieversorgungsstruktur<br />

Dies macht eine Adjustierung in der deutschen Stromwirtschaft<br />

unabdingbar. Dementsprechend argumentieren<br />

auch national und international hoch<br />

angesehene Ökonomen wie beispielsweise Prof. Sinn<br />

und Prof. Fuest oder der Physik - Nobelpreisträger und<br />

ehemalige US-Energieminister Prof. Steven Chu 10, 11, 12 .<br />

Große Industrieländer benötigen zur Absicherung<br />

ihrer Versorgungssicherheit und Netzstabilität einen<br />

konventionellen Kraftwerkspark mit ausreichender<br />

Kapazität. Alle Industrieländer sind so aufgestellt.<br />

Keines dieser Länder folgt deshalb den ständig<br />

wechselnden deutschen volkswirtschaftlichen Hochrisikoexperimenten.<br />

Es ist nun einmal Fakt, dass fluktuierend eingespeister<br />

‚grüner Strom‘ als Komplement zwingend entweder<br />

Strom aus fossilen Quellen oder Atomstrom benötigt.<br />

Allein der Streit um die Taxonomie in Brüssel zeigt,<br />

dass auch Deutschland einen konventionellen Kraftwerkspark<br />

braucht 10 .<br />

Der in Abbildung 5 dargestellte konventionelle Kraftwerkspark<br />

ist eine Perspektive für eine pragmatische<br />

Lösung. Unter Nutzung vorhandener Standorte können<br />

hiermit die sehr kostenintensiven Maßnahmen zum<br />

Infrastrukturumbau des Gesamtsystems nachhaltig<br />

reduziert werden. Technologieverbote für Kern energie,<br />

für den großindustriellen Einsatz der CCS/CCU Tech nologien<br />

sowie für die Nutzung von heimischem Schiefergas<br />

bestehen hier nicht. In oben stehender Grafik ist<br />

der Grundaufbau dieses Kraftwerksparks stichwortartig<br />

beschrieben.<br />

Im zeitlichen Ablauf wird unterstellt, dass sowohl bei<br />

der Reaktivierung aller technisch möglichen Kernkraftwerke<br />

als auch bei der Markteinführung von SMR die<br />

zur Entscheidungsfindung er<strong>for</strong>derlichen Machbarkeitsstudien<br />

kurzfristig eingeleitet werden. Detaillierte<br />

Planungen zur SMR Markteintrittsstrategie zeigen,<br />

dass der Aufbau von SMR-Kapazitäten bis 2045 je nach<br />

politscher Unterstützung insbesondere seitens der<br />

Bundesländer in einer Größenordnung von 25 – 30 GWe<br />

zwar ambitioniert aber möglich ist. Hinsichtlich<br />

der Kohlekraftwerke sind die geplanten Abschaltungen<br />

bis 2030 respektive 2038 durch die erläuterte Gaskraftwerksproblematik<br />

ohnehin in Frage gestellt. Dementsprechend<br />

enthält der Ende April 2024 auf dem<br />

G7-Gipfel beschlossene Kohleausstieg bis 2035 insbesondere<br />

für Deutschland, Japan und USA auch<br />

Öffnungsklauseln und keine harten Vereinbarungen.<br />

Der hier vorgestellte konventionelle Kraftwerkspark<br />

unter Nutzung der Kernenergie muss selbstverständlich<br />

auf Grundlage des NEP zwecks Vergleichbarkeit<br />

in Verbindung mit Strommarktmodellen detailliert,<br />

optimiert und verifiziert werden. Dies in Zusammenarbeit<br />

zwischen den hochqualifizierten Spezialisten<br />

der ÜNB, der EVU, der GRS, der RSK, der Technischen<br />

Überwachungsvereine und den Fachbeamten der<br />

relevanten Behörden und Ministerien unter neutraler<br />

Projektleitung.<br />

‚Alternativpfad‘ McKinsey<br />

In diesem Kontext ist bemerkenswert, dass von<br />

McKinsey im Januar 2024 ein ‚Alternativpfad‘ gegenüber<br />

der derzeitigen Zielplanwirtschaft des soge nannten<br />

‚Osterpaket 2022‘ erarbeitet wurde 4 . Trotz der auch<br />

hier implizit enthaltenen Technologieverbote hinsichtlich<br />

Kernenergie und der Nutzung von hei mischem<br />

Schiefergas sind die grundsätzlichen Überlegungen<br />

ähnlich. Ziel ist, durch deutliche Reduzierung des<br />

flächendeckenden Ausbaus mit Wind- und Solaranlagen<br />

die damit verbundenen hohen Systemkosten<br />

zu vermindern.<br />

Wesentliche Eckdaten im ‚Alternativpfad‘ von McKinsey<br />

sind: Der bis 2035 geplante Neuzubau von Wind- und<br />

Solaranlagen wird um -156 GWe gegenüber dem Osterpaket<br />

reduziert. Dagegen wird die disponible H2ready<br />

Gaskraftwerkskapazität von 38 GWe (Osterpaket) um<br />

+42 GWe auf 80 GWe bis 2035 erhöht. (Abbildung 6)<br />

Die Realisierbarkeit solch eines ambitionierten Zubaus<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

15<br />

Abb. 6.<br />

Vergleich Osterpaket 2022 und McKinsey ‚Alternativpfad‘ bis 2035 –<br />

Investitionen in das deutsche Stromsystem und Stromerzeugungskapazitäten, Januar 2024 /McKinsey 4 /<br />

an H2ready Gaskraftwerken innerhalb von knapp<br />

12 Jahren sei dahingestellt. Mit der neuen Kraftwerksstrategie<br />

des BMWK (lediglich 10 GWe H2ready und<br />

20 GWe ‚Kapazitätsmarktmodel‘) haben sich die Zielplanungen<br />

jetzt wieder geändert. Letztlich spielt dies<br />

alles in der folgenden Argumentation aber auch keine<br />

entscheidende Rolle.<br />

Entscheidend sind die mit Reduzierung des unnötigen<br />

Zubaus von Wind- und Solaranlagen realisierten Kosteneinsparungen<br />

von insgesamt 150 Mrd. Euro. Für<br />

Haushaltsstrompreise würde sich nach der Prognose<br />

von McKinsey ein für 2035 um etwa 5 Cent/KWh reduzierter<br />

Strompreis auf 42 – 44 Euro Cent/KWh ergeben.<br />

Mit der Nutzung von Freilandkabel statt teurer Erdkabel<br />

ist ein zusätzliches Kosteneinspar potential von<br />

20 – 40 Mrd. Euro möglich.<br />

‚Zukunftspfad Kernenergie‘<br />

Gedankenlogisch können mit dem ‚Zukunftspfad<br />

Kernenergie‘ durch eine weitere Adjustierung beim<br />

Wind- und Solaranlagenausbau zusätzliche Kosten einsparungen<br />

erzielt werden. Der geplante H2 Gaskraftwerkszubau<br />

– in welcher Größenordnung auch immer<br />

– kann weitgehend durch Kernenergie ersetzt werden.<br />

Zudem wird teure Spitzenstromerzeugung durch günstige<br />

Grundlaststromerzeugung ersetzt. Deutschland<br />

kann somit auch Zeit gewinnen, die tatsächliche Entwicklung<br />

der globalen H2 Wirtschaft zu beobachten<br />

und sich zunächst auf die wichtigere H2 Importstrategie<br />

für andere Einsatzzwecke konzentrieren.<br />

Im Rahmen des ‚Zukunftspfad Kernenergie‘ kann die<br />

Nukleartechnik hinsichtlich Versorgungssicherheit,<br />

24 × 7 Verfügbarkeit, international wettbewerbs fähiger<br />

Strompreise und Klimaneutralität einen pragmatischen<br />

und jahrzehntelangen robusten Beitrag leisten.<br />

1. Kurzfristig durch die Reaktivierung aller technisch<br />

möglichen Kernkraftwerke<br />

2. Mittelfristig durch den Einsatz von SMR als Ersatz<br />

geplanter H2ready Gaskraftwerke und als<br />

Komplementär für fluktuierend einspeisende<br />

Wind- und Solaranlagen<br />

Übergang zur Tagesordnung nicht mehr möglich<br />

Nach der außergewöhnlich deutlichen Kritik des Bundesrechnungshofes<br />

gegenüber der Bundesnetzagentur,<br />

den kritischen Äußerungen des BDI, der EVU und der<br />

ÜNB kann Deutschland hier nicht mehr einfach zur<br />

Tagesordnung übergehen, als wäre nichts gewesen. Zudem<br />

hat die Veröffentlichung heraus geklagter interner<br />

Unterlagen von deutschen Ministerien zur Begründung<br />

der Abschaltung intakter Kernkraftwerke aufgezeigt,<br />

dass die nationale Sicherheit bei den aktuellen Entscheidungsabläufen<br />

selbst in Krisensituationen derzeit überhaupt<br />

keine Rolle spielt. Die Widersprüche der aktuellen<br />

deutschen Energiepolitik sind mittlerweile dermaßen<br />

eklatant, dass akuter Handlungsbedarf besteht.<br />

Ein weiteres ‚Wegschauen‘ könnte insbesondere nach<br />

den Ergebnissen der Europawahl vom 9. Juni 2024 für<br />

Deutschland politisch heraus<strong>for</strong>dernd werden. Rationale<br />

Politik sollte deshalb die Beschlüsse einzelner<br />

Parteien zur Reaktivierung der Kernenergie bereits<br />

jetzt für die Bürger klar erkennbar noch vor den<br />

Bundestagswahlen vorbereitend umsetzen. Dies betrifft<br />

vor allem eine Machbarkeitsstudie zur Reaktivierung<br />

abgeschalteter Kernkraftwerke im Rahmen des<br />

In<strong>for</strong>mationsfreiheitsgesetzes.<br />

„An act of economic and environmental<br />

self-sabotage“<br />

Seit dem Fukushima Unfall am 11. März 2011 sind in<br />

Japan von ehemals 54 Kernkraftwerken bisher 10 Anlagen<br />

wieder in Betrieb gegangen, 7 weitere Anlagen<br />

folgen jetzt kurzfristig. Die reinen Betriebszeiten dieser<br />

Kernkraftwerke sollen auf 60 Jahre verlängert und<br />

neue Kernkraftwerke zugebaut werden.<br />

Vol. 69 (2024)

16<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

Abb. 7.<br />

Kernenergie-Aktivitäten weltweit, SMR-Aktivitäten in Europa<br />

Ohne die Bundestagsentscheidung vom 30. Juni 2011<br />

zum Ausstieg aus der Kernenergie hätte Deutschland<br />

nicht das aktuelle massive Stromproblem hinsichtlich<br />

Angebotsknappheit und weltweit höchster Strompreise.<br />

Auch das H2ready-Gaskraftwerksproblem hätte<br />

sich in der aktuellen Form so überhaupt nicht gestellt.<br />

Letztlich bringt das Wall Street <strong>Journal</strong> die Konsequenz<br />

der Abschaltung der letzten völlig intakten deutschen<br />

Kernkraftwerke am 15. April 2023 auf den Punkt:<br />

“The country’s last 3 nuclear power plants are due to<br />

shut down in an act of economic and environmental<br />

self- sabotage”. Dies wird insbesondere im Kontext mit<br />

dem zuvor erfolgten Anschlag auf die zentrale Energieversorgung<br />

Deutschlands (Sprengung der Nord Stream<br />

Pipeline am 26. September 2022) the matisiert.<br />

Deutschland ist in Europa<br />

von Kernenergie-Befürwortern ‚umzingelt‘<br />

Zu Beginn der COP28 hat sich unter Führung der USA<br />

eine Koalition von 22 Ländern vertraglich dazu verpflichtet,<br />

die Kernenergie bis 2050 massiv auszubauen.<br />

Die BRICS plus Länder setzen ohnehin auf den nachhaltigen<br />

Ausbau ihrer Kernkraftwerksflotten.<br />

In Europa hat sich unter Führung von Frankreich eine<br />

‚EU <strong>Nuclear</strong> Alliance‘ mit 12 Ländern sowie auf<br />

Initiative der EU Kommission die European Industrial<br />

Alliance on Small Modular Reactors ohne Deutschland<br />

<strong>for</strong>miert. Die EU-Mitgliedsstaaten haben gegen die<br />

Stimme Deutschlands die Atomkraft neben den erneuer<br />

baren Energien in die Liste der geförderten<br />

Technologien im Net-Zero Industry Act (NZIA) aufgenommen.<br />

Ende März 2024 haben sich in Brüssel über<br />

30 Staaten auf dem 1. <strong>International</strong>en Nukleargipfel<br />

auf einen beschleunigten Ausbau der Atomkraft sowie<br />

die Finanzierung der Atom<strong>for</strong>schung und des Zubaus<br />

von Nuklearanlagen auch mit EU- Mitteln geeinigt.<br />

Mit seiner antiquierten Anti- Kernkraft-Politik hat sich<br />

Deutschland auch hier vollkommen isoliert.<br />

Reaktivierung aller technisch möglichen<br />

Kernkraftwerke<br />

Dies ist für Deutschland die einzige Möglichkeit, schnell<br />

und pragmatisch versorgungssichere, klimaneutrale<br />

Grundlast (10,7 GWe) zu günstigsten Strompreisen ans<br />

Netz zu bekommen. Die Reaktivierung der Kernkraftwerke<br />

kann auf Basis einer neuen Betreiberstruktur<br />

priv<strong>atw</strong>irtschaftlich ohne Kosten für den Steuerzahler<br />

erfolgen.<br />

Zur Einordnung: Im Jahr 2023 lag die Bruttostromerzeugung<br />

nach AGEB bei 514 TWh. Mit der Reaktivierung<br />

von beispielsweise acht Kernkraftwerken<br />

(Tabelle 2) können pro Jahr 85 TWh über 20 Jahre lang<br />

in das deutsche Stromnetz eingespeist werden. Damit<br />

hätten in 2023 theoretisch 45 % des industriellen Stromverbrauchs<br />

im Bergbau und Verarbeitenden Gewerbe<br />

(187 TWh) mit kostengünstigem Grundlaststrom versorgt<br />

werden können.<br />

Bei entsprechendem Ersatz von 10,7 GWe an Kohleverstromung<br />

können bis zu 80 Mio. t CO2 pro Jahr eingespart<br />

werden. Die CO2 Emissionen Deutschlands<br />

liegen bei rd. 660 Mio. t CO2 (2022), davon verursacht<br />

die Stromerzeugung rd. 220 Mio. t CO2. Das Einsparpotential<br />

des Gebäudeenergiegesetzes (GEG) liegt je<br />

nach Szenario erst im Jahr 2030 lediglich bei<br />

4,5 – 10,1 Mio. t CO2aeq pro Jahr 5 . Dabei sind mit der<br />

gesamten GEG-Problematik für die Immobilienbesitzer<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

17<br />

Name Capacity Operating<br />

license status<br />

Region<br />

(nuclear stance)<br />

Owner<br />

(nuclear stance)<br />

Ease of<br />

restart<br />

Isar 2 (KKI-2) 1,410 MW ✓ - Held ✓ - Bavaria ✓ - E.ON<br />

Brokdorf (KBR) 1,410 MW ✓ - Held ✗ - Schleswig-Holstein ✓ - E.ON<br />

Grohnde (KWG) 1,360 MW ✓ - Held ✗ - Lower Saxony ✓ - E.ON<br />

Krümmel (KKK) 1,346 MW ✓ - Held ✗ - Schleswig-Holstein ✓ - Vattenfall/E.ON<br />

Neckarwestheim 2 (GKN-2) 1,310 MW ✓ - Held ✗ - Baden-Wuerttemberg ✗ - EnBW<br />

Emsland (KKE) 1,335 MW ✓ - Held ✗ - Lower Saxony ✗ - RWE<br />

Gundremmingen B (KRB-B) 1,284 MW ✗ - Needed ✓ - Bavaria ✗ - RWE<br />

Gundremmingen C (KRB-C) 1,288 MW ✗ - Needed ✓ - Bavaria ✗ - RWE<br />

Sources: Radiant Energy Group analysis, expert interviews<br />

Brokdorf, Krümmel, Emsland noch keine Rückbaugenehmigung; Isar 2 seit 3/2024; Grohnde seit 12/2023; Neckarwestheim 2 seit 5/2023;<br />

Gundremmingen Block C seit 5/2021 und Block B seit 3/2019; beide Blöcke Siedewasserreaktoren KWU Baulinie 72 (Stand April 2024)<br />

Tab. 2.<br />

Überblick zur Reaktivierung von deutschen Kernkraftwerken /Radiant Energy Group 7 /<br />

und Mieter aber weit über 1.500 Mrd. Euro Netto-<br />

Kosten verbunden.<br />

Das unabhängige US-Beratungsunternehmen Radiant<br />

Energy Group hat im Juli 2023 die Ergebnisse seiner<br />

Studie ‚Restart of Germanys Reactors‘ veröffentlicht 7 .<br />

Es wurden eine Vielzahl von vertraulichen Gesprächen<br />

mit Vorstandsmitgliedern und leitenden Mitarbeitern<br />

von Betreibergesellschaften und Kerntechnikunternehmen<br />

geführt. Ziel war es, ein neutrales Bild zu den<br />

technischen, rechtlichen und politischen Hürden für<br />

die Reaktivierung abgeschalteter deutscher Kernkraftwerke<br />

zu erhalten.<br />

Ergebnis dieser Studie ist, dass die Reaktivierung von<br />

mindestens 8 abgeschalteten Kernreaktoren (10,7 GWe)<br />

technisch möglich ist. Davon können nach Radiant fünf<br />

Anlagen innerhalb etwa eines Jahres und die verbleibenden<br />

drei Anlagen innerhalb von 2-3 Jahren<br />

reaktiviert werden. Laufzeitverlängerungen von mindestens<br />

20 Jahren sind realistisch.<br />

Die relevanten deutschen kerntechnischen Anlagen<br />

befinden sich nach der Expertenbefragung in einem<br />

technisch sehr guten Zustand und sind jünger als<br />

andere Reaktoren auf der Welt, deren Laufzeiten derzeit<br />

weltweit verlängert werden. In den Expertengesprächen<br />

wurden keine unüberwindbaren Hürden identifiziert,<br />

es ist wirtschaftlich lohnend und wird gemäß<br />

der Radiant Studie nach Umfragen von zwei Drittel der<br />

deutschen Öffentlichkeit zur Erreichung der Klimaziele<br />

und zur Senkung der Strompreise unterstützt.<br />

Aspekte wie die Versorgung mit Brennelementen,<br />

die Lieferketten von Ausrüstungskomponenten und<br />

Änderung des Atomgesetzes als Voraussetzung für die<br />

Laufzeitverlängerungen sind nach Expertenmeinung<br />

keine unüberwindbaren Hürden. Das Thema ‚fehlende<br />

Facharbeitskräfte‘ ist ein veritables, aber ein nach<br />

Rücksprache mit den wirklichen Kennern der Verhältnisse<br />

lösbares Problem. Mit dieser ohne Not<br />

herbeigeführten derzeitigen Situation hat auch die<br />

Rückbauindustrie von Kernkraftwerken zu kämpfen,<br />

da in der EU aktuell eine Vielzahl von Nuklearanlagen<br />

zu- und aufgebaut werden sollen. Im Zuge der Detaillierung<br />

des ‚Zukunftspfad Kernenergie‘ wird derzeit<br />

ein integriertes Model für Fach- und Arbeitskräfte einschließlich<br />

Weiterbildung erarbeitet, das die Er<strong>for</strong>dernisse<br />

aller Stakeholder berücksichtigt. Auch die Gewerkschaften<br />

haben hier großes Interesse und stehen<br />

in der Verantwortung. Ziel ist, langfristig stabile und<br />

hoch anspruchsvolle Arbeitsplätze insbesondere auch<br />

für die jungen Menschen zu schaffen. Letztendlich handelt<br />

es sich allein bei der Reaktivierung der abgeschalteten<br />

Nuklearanlagen um eine Größenordnung von<br />

etwa 15.000 direkten und indirekten Arbeitsplätzen.<br />

Bei einer Reaktivierung von acht Reaktoren würden<br />

etwa 25 Tonnen abgebrannte Brennelemente pro Jahr<br />

und pro Reaktor anfallen. Die Menge des in Deutschland<br />

gelagerten Atommülls liegt derzeit bei rd. 11.000 t.<br />

Bezüglich Zwischen- und Endlagerung werden nach<br />

entsprechenden Recherchen und Gesprächen für diese<br />

im Zeitverlauf hinzukommenden Mengen verbrauchten<br />

Brennstoffs keine prinzipiellen Probleme erwartet.<br />

Ein sehr gewichtiges Argument für die Reaktivierung<br />

abgeschalteter Nuklearanlagen sind die Stromerzeugungs<br />

kosten. Weltweit besteht bei den Energieexperten<br />

Einigkeit, dass mit finanztechnisch abgeschriebenen<br />

Atomkraftwerken die günstigsten Strompreise<br />

gegenüber allen anderen Stromerzeugungsarten<br />

realisiert werden können. Das ehemalige Angebot der<br />

PreussenElektra (Isar 2 Betreiber) an die deutsche<br />

Regierung ist hierfür ein prominentes Beispiel, das<br />

auch Gegenstand der parlamentarischen Untersuchungen<br />

im Kontext der Cicero-Unterlagen ist.<br />

Die Reserviertheit der derzeitigen Gesellschafter (EnBW,<br />

E.ON, RWE, Vattenfall) hinsichtlich Reaktivierung ihrer<br />

abgeschalteten Kernkraftwerke ist nach all dem politischen<br />

Irrlichtern im Zeitverlauf nur allzu verständlich.<br />

Vol. 69 (2024)

18<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

Vor diesem Hintergrund wurde für den ‚ Zukunftspfad<br />

Kernenergie‘ ein neues Betreibermodel erarbeitet.<br />

Damit sollte es möglich sein, pragmatische, attraktive<br />

Lösungen mit Interessensausgleich für alle Stakeholder<br />

und die Politik zu finden. Auch die in Deutschland<br />

zeitlich angespannte Rückbausituation kann hierdurch<br />

verbessert werden.<br />

‚Palisades‘ versus deutschem Narrativ<br />

Was unter deutschen Bedenkenträgern als vollkommen<br />

unmöglich gilt, wird in den USA im US-Bundesstaat<br />

Michigan am Nuklearstandort ‚Palisades‘ gerade ganz<br />

konkret mit Unterstützung des Department of Energy<br />

(DOE) realisiert. Der dortige Druckwasserreaktor<br />

(778 MWe netto) wurde nach 51 Betriebsjahren 2022<br />

abgeschaltet. Die Firma Holtec <strong>International</strong> wird den<br />

Reaktor bis Ende 2025 wieder für 25 weitere Betriebsjahre<br />

ans Netz bringen. Diese priv<strong>atw</strong>irtschaftliche<br />

Aktivität wird lediglich mit einem Bürgschaftsdarlehen<br />

unterstützt und ist somit für den Staat sehr attraktiv 6 .<br />

Verlängerung der Betriebsdauer bestehender Kernkraftwerke,<br />

Reaktivierung stillgelegter Nuklearanlagen<br />

und Neubauten an bestehenden Kernkraftwerksstandorten<br />

sind ebenfalls Teil der Geschäftsstrategie des<br />

‚grünen‘ US Energieversorgers Constellation Energy.<br />

Ziel ist, insbesondere den wachsenden Bedarf an<br />

CO2-freier Energie für die entstehenden großen Datenzentren<br />

in den USA zu decken 15 . Dieses Geschäftsmodel<br />

wird derzeit weltweit von vielen Ländern geprüft.<br />

Machbarkeitsstudie und ‚pragmatisches<br />

Rückbau- Moratorium‘ conditio-sine-qua-non<br />

Im Kontext dieser Fakten, den bisherigen neuen<br />

Erkenntnissen aus den Cicero-Dokumenten und der<br />

Dimensionen des möglichen Beitrags der Reak tivierung<br />

der Kernenergie kann Deutschland nicht einfach zur<br />

Tagesordnung übergehen.<br />

Wie bereits angesprochen ist die Einleitung einer<br />

neutralen Machbarkeitsstudie conditio-sine-qua-non.<br />

Auf dieser Basis können die Radiant Studie, der US<br />

Ansatz von Holtec bei Palisades, die damit ver bundene<br />

Strategie des DOE und die Aussagen vieler Energieexperten<br />

für die Politik und die deutschen Bürger neutral<br />

verifiziert oder auch falsifiziert werden. Das dafür<br />

benötigte hochqualifizierte Personal ist bei den EVU,<br />

den Netzbetreibern, der GRS, der RSK, den Technischen<br />

Überwachungsvereinen sowie den relevanten Be hörden<br />

vorhanden. Eine neutrale Projektleitung ist obligatorisch,<br />

eine Begleitung von ausländischen Experten<br />

ist sicherlich sinnvoll.<br />

In Verbindung mit der Einleitung solch einer Machbarkeitsstudie<br />

ist für die Evaluierungszeit ein pragmatisches<br />

‚Rückbau-Moratorium‘ für die infrage kommenden<br />

nuklearen Anlagen abzustimmen. Die weitere<br />

Umsetzung einer ‚Verbrannnte-Erde- Strategie‘, wie<br />

bereits bei der Kernenergie zuvor praktiziert und jetzt<br />

auch bei den Gasnetzen mit dem neuen sogenannten<br />

‚Green Paper‘ voran getrieben, ist unbedingt zu vermeiden.<br />

Die damit für Deutschland verbundene weitere<br />

Kapitalstock vernichtung ist einfach zu groß und widerspricht<br />

diametral den Er<strong>for</strong>dernissen der nationalen<br />

Sicherheit Deutschlands.<br />

Markteinführung von SMR<br />

Technologien entwickeln sich ständig weiter – dies gilt<br />

auch für die Kernspaltung und Kernfusion. Bestehende<br />

Konzepte der Kernspaltung wurden in den letzten<br />

beiden Jahrzehnten evolutionär weiterentwickelt<br />

und kontinuierlich verbessert. So wurde beispielsweise<br />

der von Prof. Rudolf Schulten im ehemaligen<br />

Abb. 8.<br />

Beispiele zur Entwicklung der kommerziellen Kernenergie-Generationen seit 1950 /G. Jimenez, <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Association, Naldera/<br />

Ausgabe 4 › Juli

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

19<br />

Abb. 9.<br />

Modernes hybrides verbrauchernahes Energieerzeugungssystem unter Einbindung von SMR-Anlagen<br />

/Westinghouse, Naldera/<br />

Kern <strong>for</strong>schungszentrum Jülich entwickelte Hochtempe<br />

raturreaktor in Deutschland Ende der ‘80er-<br />

Jahre auf gegeben. Über 30 Jahre später nahm China<br />

mit dem HTR-PM jetzt Ende 2023 den kommerziellen<br />

Betrieb einer 210 MWe Doppelblockanlage auf. In der<br />

Shidao Bay wird die großindustrielle Markteinführung<br />

weiterer HTR-PM Anlagen gerade vorbereitet. Für das<br />

amerikanische SMR Pendant Xe-100 der Firma X-energy<br />

plant das Unternehmen Dow im Rahmen des amerikanischen<br />

‚Advanced Reactor Demonstration Program‘<br />

eine 4-Modul-Anlage zur Bereitstellung von CO2-freier<br />

Prozesswärme und Strom am Dow Standort Seadrift<br />

an der amerikanischen Golfküste.<br />

In diesem industriellen Kontext ist auch das welt weite<br />

Interesse der großen Betreiber von Rechenzentren zu<br />

nennen, ihren KI-bedingten rasch wachsenden Strombedarf<br />

zukünftig weitestgehend autark und klimaneutral<br />

auch über SMR oder Mikroreaktoren (etwa<br />

10 MWe) zu realisieren.<br />

Der Stand der SMR-Technologie wird bei den <strong>atw</strong> Lesern<br />

als bekannt vorausgesetzt. Ergänzend sei auf die<br />

Studie des Senats der Wirtschaft unter Politische Impulse<br />

‚Trans<strong>for</strong>mation … für eine gelingende Energiewende‘<br />

8 und auf eine Studie der World <strong>Nuclear</strong> Association<br />

(Small Modular <strong>Power</strong> Reactors) 9 hingewiesen.<br />

Regelbare, CO2-freie, 24 × 7 Grundlast Stromerzeugung<br />

in Verbindung mit neuen thermischen Energiespeichersystemen<br />

und der Möglichkeit, verbrauchernah<br />

Prozesswärme oder Fernwärme bereitzustellen,<br />

macht die SMR Technologie zum idealen Komplementär<br />

auch für volatil einspeisende Wind- und<br />

Solaranlagen.<br />

Strategisches Zeitfenster<br />

Die unterschiedlichen SMR-Technologien der Generation<br />

IV und die der nachfolgenden Generationen öffnen<br />

für Deutschland derzeit ein interessantes strategisches<br />

Zeitfenster.<br />

Zum einen werden gerade sowohl weltweit als auch<br />

in der EU die globalen SMR-Formationen gebildet. Dies<br />

ist für Deutschland genau der<br />

richtige Zeitpunkt und eine<br />

einmalige Chance, als Quereinsteiger<br />

noch rechtzeitig an<br />

der zukünftigen Entwicklung<br />

der Kernenergie und deren<br />

wei terer Generationen teilzunehmen.<br />

Hier ist für Deutschland<br />

wie im ‚Zukunftspfad<br />

Kern energie‘ vorgesehen, ein<br />

‚SMR Full Liner Konzeptdesign‘<br />

anzustreben, das alle<br />

Stufen der industriellen Wertschöpfung<br />

einschließlich Forschung<br />

und Ent wicklung,<br />

Kompetenzerweiterung bei<br />

den Behörden und Stärkung der internationalen<br />

Zusammenarbeit umfasst.<br />

Zum anderen ist die deutsche Bevölkerung nach<br />

aktuellen Umfragen bereit und offen, sich die Fakten<br />

zu dieser interessanten Nukleartechnologie anzu hören.<br />

Die politisch-mediale ‚Anti-Atomkraft‘-Dauer beschallung<br />

hat sich realitätsbedingt mittlerweile abgenutzt.<br />

Aus Sicht der Bevölkerung sind bei der SMR-Technologie<br />

neben Versorgungssicherheit und günstigen<br />

Strompreisen insbesondere 3 Aspekte von Interesse:<br />

1. Fortschrittliche passive Sicherheitssysteme<br />

2. Neue Brennelement-Technologien die radioaktive<br />

Abfälle minimieren und je nach Technologieeinsatz<br />

auch gebrauchtes Spaltmaterial einsetzen und<br />

somit ‚verbrennen‘ können<br />

3. Minimaler Flächenbedarf gegenüber Wind- und<br />

Solarparks. Die zunehmende ‚Verspargelung‘ des<br />

Landes und der Flächenverbrauch zu Lasten des<br />

Agrarsektors ist politisch nicht mehr durchsetzbar.<br />

Aus Sicht des Kapitalmarktes bieten SMR die Möglichkeit<br />

für neue Finanzierungs- und Betreibermodelle.<br />

Für eine 300 MWe SMR-Anlage werden von den<br />

Herstellern ab der 10. Serienanlage Bauzeiten von<br />

3 – 4 Jahren und 1,2 Mrd. € Baukosten angestrebt.<br />

Bei 60 – 80 Jahren Betriebslaufzeit spielen Abschreibungen<br />

am Gesamtkosten-Portfolio aber auch keine<br />

domi nante Rolle. Im Vergleich zu den deutlich<br />

höheren Anfangskosten bei großen Nuklearanlagen<br />

der Generation III+ in Höhe von 8 – 12 Mrd. Euro<br />

und Bauzeiten von etwa 8 Jahren sind bei einem<br />

schnelleren Return- On- Investment mit SMR neue<br />

Finanzierungs- und Betreibermodelle mit deutlich<br />

geringeren Anfangs investitionen möglich. Solche<br />

Vorteile bei SMR-Anlagen können die günstigeren<br />

Stromerzeugungskosten großer, bewährter Nuklearanlagen<br />

je nach Einsatzzweck und örtlichen Gegebenheiten<br />

kompensieren.<br />

Die EU arbeitet im Zuge ihrer Kernenergie-Ausbaustrategie<br />

an standardisierten Genehmigungsverfahren<br />

für SMR. Der Beitritt zu der bereits angesprochenen<br />

Vol. 69 (2024)

20<br />

<br />

Feature: Energy Policy, Economy & Law<br />

‚European Industrial Alliance on SMR‘ ist somit notwendig.<br />

Gleiches gilt für die internationalen Kommissionen<br />

und Organisationen. Dies ist aber bei weitem<br />

nicht hinreichend. Mit den Flüssigmetall- gekühlten<br />

oder Salzschmelze-gekühlten SMR der Advanced Types<br />

bietet sich ein für Deutschland technologisch sehr interessantes<br />

zukünftiges Entwicklungsfeld an. Dies betrifft<br />

speziell Reaktoren mit schnellen Neutronen, die<br />

in einem geschlossenen Brennstoffkreislauf betrieben<br />

werden können, in dem Kernbrennstoff recycelt und<br />

wiederverwendet wird.<br />

Nach dem Bau von 2 – 3 Pilotanlagen (SMR LWR Type<br />

& SMR Advanced Types) ist mittelfristig die Fabrikfertigung<br />

der Module und die Initiierung eines Kreislaufs<br />

zur Wiederverwertung abgebrannter Brennelemente<br />

nicht nur aus Autarkiegründen für Deutschland<br />

unabdingbar. Die Detaillierungsarbeiten zu dem bereits<br />

angesprochenen ‚SMR Full Liner Konzeptdesign‘<br />

für Deutschland zeigen, dass je nach gewähltem Vorgehen<br />

und politscher Unterstützung bis 2045 der Aufbau<br />

einer SMR Kapazität von 25 – 30 MWe am Netz<br />

zwar ambitioniert aber möglich ist. Dies in Kombination<br />

mit einer Bildungsoffensive und massiver Förderung<br />

der Hochschulen (MINT-Fächer), der Ausbildung<br />

von Fach- und Arbeitskräften, der Forschungszentren,<br />

der industriellen F&E, der High-Tech Zulieferindustrien,<br />

der IT / KI - Industrie und der Startup Industrie.<br />

Neue und dauerhafte Arbeitsplätze<br />

Aus Sicht des Arbeitsmarktes können durch den<br />

SMR Zubau von 25 – 30 GWe und durch die Reaktivierung<br />

von 8 abgeschalteten Kernkraftwerken etwa<br />

75.000 bis 80.000 neue, dauerhafte und gut bezahlte<br />

Arbeitsplätze geschaffen werden. Dies umfasst direkte<br />

und indirekte Arbeitsplätze sowie die komplementären<br />

Zulieferindustrien, Forschung, Lehre und Ausbildung.<br />

Wiederaufbau ‚Industrie Cluster Energie‘<br />

in Deutschland<br />

Übergeordnete Zielsetzung des ‚Zukunftspfad<br />

Kernenergie‘ ist letztendlich der Wiederaufbau des<br />

ehemals sehr erfolgreichen deutschen ‚Industrie<br />

Cluster Energie‘. Als Schwerpunkte bieten sich an:<br />

1. Kernspaltung (Fission) mit Fokus auf SMR, neue<br />

Kernbrennstoff-Kreisläufe, Endlagerung, Rückbau<br />

2. Kernfusion auf Basis des Projektes ‚Mission Kernfusion‘<br />

(Freistaat Bayern)<br />

3. CCS / CCU Technologien mit Fokus Export<br />

Entwicklungs- und Schwellenländer<br />

4. Klimaneutrale synthetische Brennstoffe<br />

5. Energiespeichertechnologien<br />

Aus volkswirtschaftlicher Sicht ist diese Strategie<br />

wesentlich substanzieller, als Kernenergiestrom teuer<br />

aus dem angrenzenden europäischen Ausland zu<br />

beziehen und somit implizit den Ausbau der dortigen<br />

Nuklearindustrie mit zu finanzieren. Deutschland<br />

würde ansonsten auf Energieautarkie, preiswerten<br />

Industriestrom, Wertschöpfung, Arbeitsplätze und<br />

Kapitalstockaufbau im eigenen Land verzichten. Die<br />

Fort führung der bisherigen Problemverlagerungspolitik<br />

ist gegenüber den EU Ländern und den deutschen<br />

Bürgern auch nicht mehr vermittelbar.<br />

Land der Dichter und Denker<br />

Für das Land der Dichter und Denker, der Forscher und<br />

Erfinder, der Wissenschaftler und Ingenieure sind<br />

politisch vorgegebene Technologie- und Denkverbote<br />

schlicht unwürdig. Sie verschleiern den Blick auf<br />

bessere und kostengünstigere Optionen, verunklaren<br />

Bedrohungen und gefährden die nationale Sicherheit.<br />

Quellen<br />

1 https://www.bild.de/politik/inland/politik-inland/koenigsweg-oder-verzockter-unsere-zukunft-habeck-der-klima-spieler-78805682.bild.html<br />

2 Basisdokumentation der GES-Referenzlösung – Global Energy Solutions e.V.<br />

(global-energy-solutions.org)<br />

3 https://data.netzausbau.de/2037-2023/NEP/NEP_2037_2045_V2023_2_<br />

Entwurf_Teil1.pdf<br />

4 zukunftspfad stromversorgung_inhalt_print_240222.pdf (mckinsey.de)<br />

5 https://www.oeko.de/fileadmin/oekodoc/Quantifizierung_GEG.pdf<br />

6 https://www.welt.de/wirtschaft/plus251412082/AKW-in-den-USA-Die-<br />

Wiederbelebung-der-Atomkraft.html<br />

7 Wiederinbetriebnahme der deutschen Kernkraftwerke. Ist das machbar (1).<br />

pdf<br />

8 https://www.senat-deutschland.de/<br />

9 Kleine Kernreaktoren - World <strong>Nuclear</strong> Association (world-nuclear.org)<br />

10 https://www.hanswernersinn.de/de/energiewende-ohne-atomkraft- wiwo-<br />

11022022<br />

11 https://www.ifo.de/publikationen/2022/aufsatz-zeitschrift/zwischennotfallmassnahmen-und-strukturre<strong>for</strong>men<br />

12 https://www.welt.de/politik/deutschland/article250020734/Nobelpreistraeger-<br />

Steven-Chu-Von-den-Gruenen-kommen-viele-Falschin<strong>for</strong>mationen.html<br />

13 BMWK Newsletter Energiewende - Kraftwerke für die Energiewende<br />

(bmwk-energiewende.de)<br />

14 https://www.welt.de/wirtschaft/article251713736/Heizungsgesetz-Habecksentlarvende-Selbstkritik-Buerger-als-Versuchskaninchen.html<br />

15 Life extensions vital to underpin future expansion: Constellation: Corporate<br />

– World <strong>Nuclear</strong> News (world-nuclear-news.org)<br />

16 https://search.app/6DMyt58ZqXFNYVAE7<br />

Autor<br />

Dr. Thomas Jobsky<br />

Gründer und CEO<br />

Naldera Materials & Environmental Technologies<br />

GmbH<br />

jobsky@nalderamet.com<br />

Dr. Thomas Jobsky hat an der RWTH Aachen Kernenergietechnik<br />

/ Nuklearphysik studiert und dort<br />

in Kooperation mit dem Forschungszentrum Jülich<br />

promoviert. Im Rahmen seiner Arbeiten für<br />

Ministerien und Einrichtungen des Bundes, für eine<br />

amerikanische Unter nehmensberatung und in der Private Equity Industrie<br />

hat er weltweit eine Vielzahl von Restrukturierungen und Trans aktionen<br />

verantwortlich geleitet. Zugleich war er Geschäftsführer und Vorstand von<br />

in- und aus ländischen Unternehmen.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Interview<br />

21<br />

It can be said that at least every<br />

third nuclear reactor in the world<br />

runs on Kazakh uranium.<br />

Interview with Meirzhan Yussupov,<br />

CEO of NAC Kazatomprom JSC<br />

Meirzhan Yussupov<br />

CEO of NAC Kazatomprom JSC<br />

Meirzhan Yussupov graduated from Harvard University with a<br />

master's degree in public administration, London School of —<br />

Economics and Political Science with a master's degree in economic<br />

development management, and Middle East Technical<br />

University with a degree in economics and management.<br />

He has held various key positions in both state and private com panies. From 2015 to<br />

2020, he served as Chief Financial Officer at Kazatomprom, where he contributed to<br />

the company’s successful IPO and listing on the London Stock Exchange (LSE) and<br />

the Astana <strong>International</strong> Exchange (AIX). In the sub sequent years, he served as Vice<br />

Minister of National Economy of the Republic of Kazakhstan and then as CEO of the<br />

national company KAZAKH INVEST.<br />

On October 2, 2023, Mr. Yussupov was appointed the CEO of NAC Kazatomprom JSC.<br />

The price of uranium has roughly tripled since 2021,<br />

surpassing $100 per pound earlier this year. Do you<br />

think this level is enough to cover the production<br />

shortfall over the next ten years that will arise as a<br />

result of the expansion of nuclear power and a<br />

prolonged period of low prices?<br />

Uranium price exceeded $100 per pound of U3O8 <strong>for</strong><br />

the first time since August 2007, reaching $107 per<br />

pound of U3O8 in early February. Such price increase<br />

was driven by a number of factors, including a potential<br />

US ban on Russian uranium imports, adjustments<br />

to uranium production plans in<br />

Kazakhstan due to a sulphuric<br />

acid shortage, and opera tional<br />

problems in Niger. However, lower<br />

than expected demand from<br />

financial players and interest from<br />

energy companies led to spot price<br />

correction to $87.75 per pound<br />

of U3O8 by the end of the first<br />

High uranium<br />

prices are likely<br />

to attract additio<br />

nal investment<br />

in mining<br />

and exploration.<br />

quarter. As of 12 June 2024, the average daily uranium<br />

price is $85.13 per pound of U3O8. Thus, the delicate<br />

balance between supply and demand <strong>for</strong> uranium in<br />

the spot market continues to shape market conditions.<br />

In terms of long-term supply and demand, there is a<br />

common understanding that a global structural deficit<br />

of uranium is expected from the next decade. This view<br />

is based on the growing role of nuclear power in the<br />

global transition to sustainable energy:<br />

1. At COP28 in 2023, more than 20 countries adopted a<br />

declaration to triple global nuclear<br />

power capacity by 2050. This initiative<br />

aims to promote the tran sition to clean<br />

energy and achieve carbon neutrality.<br />

2. The EU, Canada and South Korea have<br />

included nuclear power in their green<br />

taxonomies, allowing them to attract<br />

more investment in nuclear technology<br />

and infrastructure.<br />

Vol. 69 (2024)

22<br />

Interview<br />

3. In Japan, the GX Decarbonisation <strong>Power</strong> Supply Bill<br />

came into <strong>for</strong>ce in 2024, according to which it is<br />

planned to increase the share of nuclear energy in<br />

Japan‘s energy mix from the current 5 % to 20-22 %.<br />

Accordingly, increased demand <strong>for</strong> uranium will act as<br />

a support <strong>for</strong> uranium prices. High uranium prices are<br />

likely to attract additional investment in mining and<br />

exploration. We have already seen several announcements<br />

of restarts of idle production and plans to<br />

increase production over the<br />

past year, but stable high<br />

prices are needed to maintain<br />

investor confidence and<br />

finance long-term projects.<br />

Since 2010, our company<br />

has been the world leader<br />

in uranium mining, and<br />

since 2018 it has ranked<br />

1 st in the world in terms<br />

of uranium sales.<br />

Whether the current price<br />

level will be sufficient to cover<br />

the projected production<br />

shortfall in the next decade<br />

remains an open question<br />

and depends on various factors. Commissioning new<br />

mines and renewing and expanding existing mines is<br />

a labour- intensive process that requires considerable<br />

time. The duration depends on the extraction method,<br />

as well as regulatory, environmental and technical<br />

obstacles. There<strong>for</strong>e, decisive and timely actions are<br />

required to cover the shortfall. Geopolitical risks, such<br />

as the ongoing conflict in Ukraine, a military coup in<br />

Niger, and risks associated with sanctions against<br />

Russian uranium products, create additional uncertainty<br />

in the market. As such, the focus is still expected<br />

to remain on the ability of existing producers to meet<br />

future demand. For example, in 2023, the five major<br />

pro ducing countries accounted <strong>for</strong> more than 87 % of<br />

global uranium production.<br />

How will Kazatomprom react to such market developments?<br />

Kazatomprom continues to strengthen its reputation<br />

as a reliable and stable supplier: we continue to remain<br />

loyal to our customers and their needs. In addition,<br />

Kazatomprom has developed a major exploration<br />

program to replenish the existing resource base, ensure<br />

production sustainability and respond to future<br />

demand.<br />

Kazakhstan occupies a leading position in the uranium<br />

mining industry. Tell us briefly about this, as well<br />

as about the in-situ recovery technology used by<br />

Kazatomprom at mining enterprises in Kazakhstan.<br />

Can you describe the environmental, health and safety<br />

benefits of ISR?<br />

Kazakhstan ranks 2 nd in the world in terms of proven<br />

reserves of natural uranium and holds a leading<br />

position in the uranium mining industry, supplying<br />

about 40 % of the world‘s annual needs. It can be said<br />

that at least every third nuclear<br />

reactor in the world runs on<br />

Kazakh uranium.<br />

Kazatomprom has the status of a<br />

national operator <strong>for</strong> the export<br />

and import of uranium, rare<br />

metals, and nuclear fuel <strong>for</strong> nuclear<br />

power plants. This gives us priority<br />

access to one of the world‘s<br />

largest resource bases. Since 2010,<br />

our company has been the world leader in uranium<br />

mining, and since 2018 it has ranked 1st in the world<br />

in terms of uranium sales. I would like to note that in<br />

2023 there was a 10 % increase in sales volumes compared<br />

to 2022. Revenue reached a record $3.1 billion<br />

US dollars (KZT 1.4 trillion), and net profit amounted<br />

to about $1.3 billion (KZT 580 billion). Since its IPO, the<br />

company‘s market capitalization has in creased from<br />

$3 billion to $12 billion, while total shareholder return<br />

(TSR) taking into account historical dividend payments<br />

amounted to over three hundred percent.<br />

Kazatomprom exclusively uses in-situ recovery, which<br />

is the safest and most environmentally friendly method.<br />

When using ISR, there is no disturbance of the earth‘s<br />

surface, that is, the development of quarries or mines<br />

is not required. The entire process is carried out<br />

through a system of technological wells. Accordingly,<br />

there is no accumulation of tailings and dumps contaminated<br />

with radionuclides.<br />

Furthermore, this method has the lowest production<br />

costs and higher per<strong>for</strong>mance in the field of industrial<br />

safety and labour protection.<br />

Our ef<strong>for</strong>ts are aimed at ensuring long-term<br />

sustain able development of the uranium<br />

market, which will allow us to respond to rising<br />

demand and prevent possible supply<br />

disruptions. We recognise our responsibility<br />

as a major manufacturer and remain committed<br />

to helping countries around the world<br />

achieve their net zero goals.<br />

When making decisions about future production<br />

volumes, Kazatomprom will continue<br />

to pursue a strategy of creating long-term<br />

value <strong>for</strong> shareholders, while respecting ESG<br />

principles.<br />

The ISR is the<br />

most popular<br />

method <strong>for</strong><br />

extracting<br />

uranium. It is<br />

being used in<br />

Kazakhstan,<br />

Uzbekistan, USA,<br />

Australia, China<br />

and Russia.<br />

Where in the world is ISR used<br />

and do you have plans to expand<br />

production outside Kazakhstan?<br />

The ISR is the most popular<br />

method <strong>for</strong> extracting uranium.<br />

It is being used in Kazakhstan,<br />

Uzbekistan, USA, Australia, China<br />

and Russia. This method is also<br />

being tested <strong>for</strong> the extraction of<br />

other minerals.<br />

We are, of course, considering<br />

expanding our activities outside<br />

of Kazakhstan and are open to<br />

Ausgabe 4 › Juli

Interview<br />

23<br />

Technology developments are currently focused on<br />

increasing LEU+ and HALEU enrichment <strong>for</strong> future<br />

Generation IV reactors, increasing the demand <strong>for</strong><br />

enrichment services. Are there any plans to adapt your<br />

fuel cycle capabilities to meet these requirements?<br />

Today, most operating nuclear power plants use fuel<br />

with 5 % enrichment (Low Enriched Uranium, LEU).<br />

Kazatomprom is also involved in the production of LEU<br />

fuel and its components.<br />

Uranabbau mittels ISL-Verfahren am Standort Inkai in Kasachstan<br />

negotiations. We continuously evaluate potential<br />

investment projects that may provide expected returns<br />

or create long-term value <strong>for</strong> our shareholders. As<br />

new in<strong>for</strong>mation becomes available, we will promptly<br />

report it.<br />

In recent years, Kazatomprom has significantly diversified<br />

its portfolio in the nuclear fuel value chain. How<br />

are recycling and conversion projects progressing?<br />

At the beginning of 2020, Kazatomprom received<br />

uranium refining and conversion technology from a<br />

joint venture partner. Currently, an investment project<br />

is being implemented with a goal of assessing economic<br />

feasibility of refining at Ulba Metallurgical Plant JSC.<br />

As <strong>for</strong> conversion, Kazatomprom will potentially be<br />

able to build its own uranium conversion capacity<br />

should the market conditions be favourable.<br />

Kazatomprom also became a nuclear fuel producer.<br />

What progress has been achieved in this area and what<br />

are the prospects?<br />

On November 10, 2021, Kazatomprom, together with<br />

the Chinese nuclear energy corporation CGN, launched<br />

the production of the joint venture Ulba-FA LLP to produce<br />

high-tech products - fuel assemblies (FA), supplied<br />

to nuclear power plants in China.<br />

Since the launch of production at Ulba-FA plant, the<br />

enterprise has been increasing production volumes to<br />

reach its full production capacity of 200 tonnes of<br />

uranium per year in the <strong>for</strong>m of fuel assemblies.<br />

Based on the results of 2022-2023, the first five batches<br />

of fuel assemblies (about 30 tonnes in terms of lowenriched<br />

uranium in each batch) were delivered<br />

to nuclear power plants in China. All fuel assembly<br />

units passed quality control and were accepted by the<br />

nuclear power plant.<br />

With the development of Generation IV reactors and<br />

some small modular reactor projects, there have been<br />

more talks of the need to use higher enrichment<br />

uranium (5 % to 20 %, High Assay Low Enriched<br />

Uranium, HALEU), and some countries have begun<br />

to invest in increasing enrichment capacity to support<br />

the production of HALEU fuel.<br />

Kazatomprom does not have its own uranium enrichment<br />

capacity, although our company includes Ulba<br />

Metallurgical Plant, which can use enriched UF6 to<br />

produce uranium dioxide powders and fuel pellets of<br />

varying degrees of enrichment.<br />

In addition to uranium and the nuclear fuel cycle, you<br />

produce other metals. Do you have plans to expand<br />

this business, given the abundance of Kazakhstan‘s<br />

resources?<br />

Critical metals, which include rare and rare-earth<br />

metals, have strategic importance. In 2023, we approved<br />

a Program <strong>for</strong> scientific and technological development<br />

in the field of rare and rare earth metals, the creation<br />

of new types of products<br />

and the improvement of<br />

technologies <strong>for</strong> the associated<br />

extraction of useful<br />

valuable components at<br />

our enterprises <strong>for</strong> the<br />

organization of high-tech<br />

production.<br />

As part of this Program,<br />

Kazatomprom is actively<br />

working to replenish its<br />

mineral resource base to<br />

<strong>for</strong> the production of<br />

tantalum and beryllium<br />

Research<br />

work is also<br />

under way on<br />

the asso ciated<br />

extrac tion of<br />

scandium<br />

and rhenium<br />

from uranium<br />

pro ducts.<br />

at Ulba Metallurgical Plant JSC. Licenses <strong>for</strong> exploration<br />

of two promising areas have already been received<br />

and research work on ore beneficiation has been<br />

planned.<br />

Research work is also underway on the associated<br />

extraction of scandium and rhenium from uranium<br />

products. Two promising research projects are at the<br />

initiation stage: the development of a technology <strong>for</strong><br />

producing spheroidised powders from tantalum and<br />

niobium <strong>for</strong> 3D printing, which is planned to be<br />

implemented at UMP, and the development of a technology<br />

<strong>for</strong> producing radioisotopes <strong>for</strong> medical use from<br />

uranium products.<br />

Vol. 69 (2024)

24<br />

Interview<br />

Kazatomprom also conducts research work. Can you<br />

give examples of current research projects?<br />

We have a number of significant projects at the implementation<br />

stage. One such project is the development<br />

of a new generation modular drilling unit. The<br />

developed domestic drilling rig<br />

will be fully adapted <strong>for</strong> uranium<br />

deposits. Project implementation<br />

will reduce drilling costs and<br />

increase the volume and quality<br />

of drilling and construction of<br />

technological wells.<br />

Our specialists have also developed<br />

an installation <strong>for</strong> recycling<br />

spent ion-exchange resin,<br />

which makes it possible to extract<br />

residual uranium. Based on<br />

that, a reduction in the volume<br />

of low-level radioactive waste<br />

disposal is expected. Currently,<br />

the project is at the pilot testing<br />

stage.<br />

Our specialists have<br />

also developed an<br />

installation <strong>for</strong> recycling<br />

spent ion-exchange<br />

resin, which makes it<br />

possible to extract residual<br />

uranium. Based<br />

on that, a reduc tion<br />

in the volume of lowlevel<br />

radioactive waste<br />

disposal is expected.<br />

Does Kazatomprom carry out any activities to develop<br />

the regions of its presence?<br />

We carry out projects aimed at the socio-economic and<br />

infra structural development of the regions where we<br />

operate. The company creates jobs <strong>for</strong> the local population<br />

and contributes to regional<br />

budgets in the <strong>for</strong>m of tax payments<br />

under subsoil use contracts.<br />

We pay special attention to improving<br />

the quality and accessibility<br />

of education <strong>for</strong> the local population.<br />

Our strategy is aimed at<br />

creating an intellectual environment<br />

contributing to <strong>for</strong>mation of<br />

qualified and educated youth. To<br />

implement this strategy, we have<br />

set up educational programs <strong>for</strong><br />

our employees and graduates of<br />

higher educational institutions in<br />

Kazakhstan, as well as educational<br />

grants <strong>for</strong> students and graduates<br />

of schools and colleges.<br />

In addition, research work is underway aimed at<br />

improving the environmental safety of production:<br />

⁃ Conducting comprehensive environmental and<br />

social studies <strong>for</strong> sustainable development. The<br />

results of the project in the medium and long term<br />

(up to 20 years) will allow minimizing the costs of<br />

uranium mining enterprises to eliminate the consequences<br />

of production activities, reduce environmental<br />

protection costs by reducing emergency<br />

situations and environmental and social risks, and<br />

also increase the level of interaction.<br />

⁃ Conducting research to optimise handling production<br />

and consumption waste handling processes<br />

in accordance with the Environmental Code of the<br />

Republic of Kazakhstan and GRI standards. As a<br />

result of the project, new technologies <strong>for</strong> reusing<br />

and recycling waste will be developed, while waste<br />

management systems will be improved. This will<br />

lead to 15 % reduc tion of waste generation and 20 %<br />

increase of waste reuse within five years after<br />

project im ple men ta tion. The implementation of<br />

research work will become a tool to achieve carbon<br />

neutrality.<br />

In 2023, over $1.3 million (over KZT 580 million) were<br />

allocated <strong>for</strong> socially significant projects, and over the<br />

past three years – $5.3 million US dollars (KZT 2.4 billion).<br />

This year, the company will continue investing<br />

in social projects, contributing to the development and<br />

well-being of local residents.<br />

Author<br />

Nicolas Wendler<br />

Head of Press and Politics<br />

KernD (Kerntechnik Deutschland e. V.)<br />

nicolas.wendler@kernd.de<br />

Nicolas Wendler has been Head of Press and Politics<br />

at KernD since August 2013 (<strong>Nuclear</strong> Technology<br />

Germany e. V. / German Atomic Forum e. V.) and<br />

started his career in March 2010 as Policy officer.<br />

Previously he was an international consultant <strong>for</strong> the<br />

international relations of the Young Union (Junge Union) of Germany among<br />

other topics of energy, climate and economic policy <strong>for</strong> the organization. Since<br />

January 2022 he is also the editor in chief at <strong>atw</strong>. Wendler studied in Munich<br />

and Bordeaux political science and economics and (North) American cultural<br />

history.<br />

In general, we pay great atten tion to the develop ment<br />

of science. Funding <strong>for</strong> research and development<br />

work in creases every year. In 2023, the amount of R&D<br />

contracts within 1 % of licensing and contractual<br />

obligations amoun ted to $5.9 million (KZT 2.69 billion).<br />

Ausgabe 4 › Juli

Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />

25<br />

Wegweisendes Urteil zur<br />

Zwischenlagerung in Deutschland<br />

VGH München weist Klage gegen Aufbewahrungsgenehmigung für das<br />

Zwischenlager Gundremmingen ab – Urteil vom 08.<strong>04.2024</strong> – Az. 22 A 17.40026 –<br />

› Tobias Leidinger<br />

Es ist absehbar, dass die bislang genehmigungsrechtlich auf 40 Jahre befristete Aufbewahrungsdauer<br />

für die in Deutschland an verschiedenen Standorten zugelassene<br />

Zwischenlagerung nicht ausreicht. Grund dafür ist die zeitintensive Suche nach einem<br />

Endlager. Ein betriebsbereites Endlager wird erst in einigen Jahrzehnten zur Verfügung stehen.<br />

Vor diesem Hintergrund gelangen Rechtsfragen, die die (weitere) Aufbewahrung der<br />

HAW-Abfälle in Zwischenlagern betreffen, erneut in den Fokus. In einem bemerkenswerten,<br />

ausführlich begründeten Urteil vom 8. April 2024 hat sich der Verwaltungsgerichtshof<br />

München mit alten und aktualisiert vorgebrachten Bedenken gegen die Zwischenlagerung<br />

befasst. Sämtliche von den Klägern erhobenen Einwände mit dem Ziel, bereits erteilte<br />

Genehmigungen aufzuheben und zukünftige Zulassungen zu erschweren, wurden dezidiert<br />

zurückgewiesen. Darüber hinaus hat das Gericht das in Deutschland umgesetzte Konzept der<br />

trockenen Zwischenlagerung grundsätzlich bestätigt. Eine wegweisende Entscheidung über<br />

den entschiedenen Einzelfall hinaus!<br />

I. Streitgegenstand und Ziel der Kläger<br />

Mit ihrer Klage beim VGH München erstrebten mehrere<br />

Privatkläger die Verpflichtung der Genehmigungsbehörde,<br />

die ursprünglich erteilte, bestandskräftige<br />

atomrechtliche Aufbewahrungsgenehmigung von 2003<br />

und eine dazu ergangene Änderungsgenehmigung von<br />

2014 für das Standort-Zwischenlager Gundremmingen,<br />

aufzuheben.<br />

II. Vortrag der Kläger im Einzelnen<br />

Die Kläger behaupteten, die Ausgangsgenehmigung<br />

vom 19. Dezember 2003 sei zurückzunehmen, weil ihre<br />

Voraussetzungen schon bei der Erteilung nicht vorgelegen<br />

hätten (§ 17 Abs. 2 AtG). Dabei hätten sie<br />

Anspruch auf eine vollständige neue Prüfung, weil sich<br />

die Sach- und Rechtslage wesentlich geändert habe.<br />

Jedenfalls sei die Genehmigung zu widerrufen, weil das<br />

Standort-Zwischenlager eine erhebliche Gefährdung<br />

darstelle (§ 17 Abs. 5 AtG). Nachträgliche Schutzanordnungen<br />

seien nicht geeignet, die Gefährdung vollständig<br />

zu beseitigen.<br />

Im Einzelnen trugen sie vor, dass das Szenario<br />

des zufälligen Absturzes eines bewaffneten schnell<br />

fliegenden Militärflugzeugs bei Erteilung der Aus gangsge<br />

nehmigung analog zum Absturz eines unbe waffneten<br />

Militärflugzeugs als auslegungsüberschreitender<br />

Stör fall hätte betrachtet werden müssen. Auch sei das<br />

Szenario des Absturzes eines Flugzeugs vom Typ A380<br />

im Rahmen des Genehmigungsverfahrens nicht ausreichend<br />

berücksichtigt worden. Darüber hinaus<br />

seien die Auswirkungen eines gezielten Angriffs mit<br />

handgetragenen panzerbrechenden Waffen auf das<br />

Standort- Zwischenlager unzutreffend bewertet worden,<br />

weil dazu veraltete Beschussexperimente herangezogen<br />

worden wären.<br />

Die von der Behörde vorgenommene alleinige Berücksichtigung<br />

des Eingreifrichtwertes für die Evakuierung<br />

als Bewertungsmaßstab für die Strahlenbelastung<br />

der Bevölkerung sei nicht ausreichend.<br />

Zusätzlich müssten die Eingreifrichtwerte für die<br />

Umsiedlung sowie die Störfallplanungswerte herangezogen<br />

werden.<br />

Die Ausgangsgenehmigung sei schließlich auch deshalb<br />

rechtswidrig, weil die Funktionsfähigkeit des Einschlusses<br />

der Brennelemente in den Transport- und<br />

Lagerbehältern – aufgrund der durch die Dauer der<br />

Vol. 69 (2024)

26<br />

<br />

Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />

Endlagersuche zu erwartenden über 40 Jahre hinausgehenden<br />

Dauer der Zwischenlagerung – nicht gewährleistet<br />

sei. Ob die Behälter für eine verlängerte<br />

Zwischenlagerung geeignet seien, sei nicht nachgewiesen.<br />

Entsprechende Nachweise müssten aber vor<br />

Beendigung der jetzigen Genehmigungsdauer geführt<br />

werden. Aus der längeren Lagerdauer ergebe sich auch<br />

die Notwendigkeit der Nachrüstung einer heißen Zelle<br />

am Standort.<br />

Zur Begründung ihrer Behauptungen im Einzelnen<br />

verwiesen die Kläger u. a. auf zwei ihrer Klage beigefügte<br />

fachliche Stellungnahmen, auf die sie mehrfach<br />

Bezug nahmen.<br />

III. Entscheidung des VGH München<br />

im Einzelnen<br />

Das Gericht hat sämtliche Einwände der Kläger dezidiert<br />

zurückgewiesen. Schon der Tatbestand des § 17 Abs. 2<br />

AtG – gerichtet auf die Aufhebung der Genehmigung<br />

wegen angeblichen Nicht-Vorliegens einer Genehmigungsvoraussetzung<br />

– war nicht erfüllt. Auch der<br />

weitergehend vorgetragene Aufhebungs grund, einer<br />

„erheblichen Gefährdung der Beschäftig ten, Dritter<br />

oder der Allgemeinheit“ (§ 17 Abs. 5 AtG), lag offensichtlich<br />

nicht vor. Folgerichtig wurde die Klage – ohne Beweisaufnahme<br />

– vollständig abge wiesen, die Revision<br />

nicht zugelassen. Zur Begründung im Einzelnen:<br />

1. An<strong>for</strong>derungen an die Substantiierungslast<br />

der Kläger nicht erfüllt<br />

Wie ein „roter Faden“ durchzieht das Urteil des Gerichts<br />

im Zusammenhang mit den seitens der Kläger zahlreich<br />

aufgestellten Behauptungen der Einwand der<br />

fehlenden Substantiierung ihres Klagevortrags. Nach<br />

ständiger höchstrichterlicher Rechtsprechung ist eine<br />

pauschale Bezugnahme auf der Klage beigefügte<br />

Stellungnahmen Dritter nicht mit den verwaltungsprozessualen<br />

An<strong>for</strong>derungen zur Substantiierungslast<br />

vereinbar. Parteigutachten können das Klagevorbringen<br />

nicht ersetzen, sondern nur zu seiner Substanti<br />

ierung dienen. Der Prozessbevollmächtigte der<br />

Kläger muss eine eigene Prüfung, Sichtung und<br />

Durchdringung der Ausführungen des Gutachters<br />

vor nehmen. Dafür genügt ein einfacher Verweis auf<br />

beigefügte Stellungnahmen, deren stichwortartige<br />

Zusammenfassung oder wörtliche Wiedergabe nicht.<br />

Diesen qualifizierten Substantiierungsan<strong>for</strong>derungen<br />

haben die Kläger in keiner Weise entsprochen. Auch<br />

deshalb gab es keine Veranlassung weiterer Sachaufklärung<br />

oder Beweisaufnahme durch das Gericht.<br />

2. Beurteilung des SEWD-Schutzes obliegt<br />

der Genehmigungsbehörde<br />

Grundsätzlich bestätigt das Urteil die rechtlichen<br />

Maßgaben für die Beurteilung, ob der SEWD-Schutz<br />

als gewährleistet gelten kann. Insoweit galt bereits<br />

vor Inkrafttreten der 17. AtG-Novelle am 1. September<br />

2021 das, was nun ausdrücklich in § 44 AtG in der<br />

aktuellen Gesetzesfassung normiert ist: Die Prüfung,<br />

ob der er<strong>for</strong>derliche SEWD-Schutz eingehalten ist,<br />

kann von Seiten des Gerichts – aufgrund des insoweit<br />

geltenden Funktionsvorbehalts der Behörde – nur<br />

eingeschränkt überprüft werden. Die Bewertung in<br />

der Sache obliegt in erster Linie der Genehmigungsbehörde,<br />

der dabei von Rechts wegen ein Einschätzungsspielraum<br />

zusteht. Es ist nicht Aufgabe der<br />

verwaltungsgerichtlichen Kontrolle, die der Exekutive<br />

zugewiesene Wertung wissenschaftlicher Streitfragen<br />

einschließlich der daraus folgenden Risikoabschätzung<br />

durch eine eigene Bewertung zu ersetzen. Der er<strong>for</strong>derliche<br />

SEWD-Schutz nach § 6 Abs. 2 Nr. 4 AtG ist<br />

gegeben, wenn der Schutz der kerntechnischen Anlage<br />

nach der Bewertung der Genehmigungs- oder Aufsichtsbehörde<br />

durch die in der Genehmigung festgelegten<br />

Maßnahmen gegen die nach § 44 Abs. 1 AtG<br />

in den Lastannahmen zu unter stellenden Störmaßnahmen<br />

oder sonstigen Einwirkungen Dritter sichergestellt<br />

ist.<br />

3. Risiko des zufälligen Absturzes eines schnell<br />

fliegenden bewaffneten Militärflugzeugs<br />

Unter Hinweis auf den behördlichen Einschätzungsspielraum<br />

bei der Bewertung von Sicherheit und<br />

Sicherung stellt das Gericht sodann fest, dass die<br />

Genehmigungsbehörde das Risiko des Absturzes einer<br />

schnell fliegenden bewaffneten Militärmaschine auch<br />

nach den Maßstäben der aktuellen Rechtsprechung<br />

dem Restrisiko zuordnen durfte. In der Ausgangsgenehmigung<br />

von 2003 wurde dieses Risiko als<br />

auslegungsüberschreitendes Ereignis untersucht und<br />

dafür eine Eintrittshäufigkeit von deutlich unter 10 -6 /a<br />

angenommen. Außerdem bestimmt die Genehmigung,<br />

dass im Fall eines Absturzes einer schnell fliegenden<br />

Militärmaschine auf das Lager gebäude, die sich daraus<br />

ergebende Dosis und die Organdosiswerte deutlich<br />

unter dem relevanten Wert von 1 mSv liegt. Anhaltspunkte<br />

dafür, dass die von den Klägern behaupteten<br />

Bomben (Typ BLU-109 mit 250 kg Sprengstoff) von<br />

Flugzeugen der Bundeswehr bei militärischen Übungsflügen<br />

verwendet würden, fehlten dagegen schon im<br />

Ausgangspunkt. Denn solche Waffen kommen bei<br />

Übungsflügen nicht zum Einsatz. Die rechtliche<br />

Bewertung des bisher unterstellten Absturzszenarios<br />

als Restrisikoereignis war vor diesem Hintergrund<br />

nicht zu beanstanden.<br />

4. Szenario des Absturzes eines Flugzeugs vom<br />

Typ A380<br />

Das Szenario „Absturz eines Flugzeugs vom Typ A380“<br />

wird – nach der aktuellen Rechtsprechung – zwar als<br />

außerhalb des Wahrscheinlichen liegend angesehen,<br />

aber gleichwohl nicht dem Bereich des Restrisikos<br />

Ausgabe 4 › Juli

Spotlight on <strong>Nuclear</strong> Law<br />

27<br />

zugeordnet. Dieses Ereignis gehört gleichwohl nicht<br />

zu den im Rahmen der SEWD-Richtlinie zu berücksichtigenden<br />

Ereignissen. Ungeachtet dessen haben die<br />

Prüfungen der Behörde ergeben, dass das Schutzziel<br />

der Richtlinie erfüllt wird. Daran hat sich nichts<br />

geändert: Denn selbst bei Zugrundelegung konservativer<br />

Annahmen betrage die effektive Dosis im Fall<br />

eines gezielten Flugzeugabsturzes weniger als 10 mSv<br />

und die Organdosis für die Schilddrüse weniger als<br />

17 mSv; es komme mithin nicht zu einer Freisetzung<br />

von Radionukliden, bei der die Richtwerte zur Einleitung<br />

von einschneidenden Katastrophenschutzmaßnahmen<br />

(z. B. Evakuierung) erreicht werden.<br />

Der maßgebliche Richtwert (100 mSv), der nunmehr<br />

in § 44 Abs. 2 Satz 3 AtG gesetzlich bestimmt ist,<br />

wird – auch unter Berücksichtigung aktuell vorgenommener<br />

Berechnungen – eingehalten und deutlich<br />

unter schritten. Nicht maßgeblich sind insofern die<br />

Störfallplanungswerte, denn bei dem hier zu bewertenden<br />

Szenario handelt es sich – nach gefestigter<br />

Rechtsprechung – nicht um Störfälle im Sinne der<br />

Strahlenschutzverordnung (vgl. § 3 Abs. 1 Nr. 28<br />

StrlSchV 2001 sowie § 1 Abs. 18 StrlSchV 2018).<br />

5. Beschuss mit panzerbrechenden Waffen<br />

Die klägerseitig aufgestellten Behauptungen in Bezug<br />

auf das Szenario eines Beschusses der Lagerbehälter<br />

mit (aktuell verfügbaren) panzerbrechenden Waffen<br />

wies das Gericht schon mangels hinreichender Substantiierung<br />

zurück. Selbst wenn diese Angaben aber als<br />

relevant unterstellt würden, konnte – bereits nach dem<br />

Vortrag der Kläger – auch für diesen sehr unwahrscheinlichen<br />

Fall keine Strahlenbelastung konstatiert<br />

werden, die den gesetzlichen Richtwert von 100 mSv<br />

gemäß § 44 Abs. 2 Satz 3 AtG überschreiten würde.<br />

6. Bestätigung des Konzepts der trockenen<br />

Zwischenlagerung<br />

Soweit die Kläger vortrugen, dass die geltende, auf<br />

40 Jahre befristete Aufbewahrungsgenehmigung<br />

deshalb aufzuheben sei, weil etwaige Maßnahmen zur<br />

Verlängerung der Lagerdauer nicht vor ihrem Ablauf<br />

getroffen würden, war dieser Einwand schon deshalb<br />

zurückzuweisen, weil – selbst, wenn dies so wäre –<br />

darin kein Mangel der Ausgangsgenehmigung zu<br />

erblicken ist.<br />

Ausführlich setzt sich das Gericht sodann mit den<br />

weiteren Einwänden auseinander, dass bereits das<br />

bisher in Deutschland umgesetzte Zwischenlagerkonzept<br />

nicht geeignet sei, die gesetzlich er<strong>for</strong>derliche<br />

Schadensvorsorge zu gewährleisten. Das Gegenteil hat<br />

das Gericht bestätigt: Das in Deutschland sämtlichen<br />

Aufbewahrungsgenehmigungen zugrunde liegende<br />

Reparaturkonzept („Aufschweißen eines Fügedeckels“)<br />

ist unter dem Gesichtspunkt der nach dem Stand<br />

von Wissenschaft und Technik er<strong>for</strong>derlichen<br />

Schadensvorsorge nicht zu beanstanden. Daher ist<br />

auch die Errichtung einer sog. „heißen Zelle“ (zum Austausch<br />

des Primärdeckels von Lagerbehältern) nicht<br />

er<strong>for</strong>derlich. Auch insoweit konnte sich das Gericht auf<br />

die bisherige Rechtsprechung berufen, die davon<br />

ausgeht, dass das Reparaturkonzept mit Fügedeckel<br />

unabhängig von der Existenz einer heißen Zelle zum<br />

Austausch der Primärdeckeldichtung fachlich geeignet<br />

ist, um bei einem unterstellten Verlust der Dichtheit<br />

des Primärdeckeldichtsystems das Doppelbarrierenprinzip<br />

wiederherzustellen. Die früheren und aktuell<br />

geltenden Sicherheitstechnischen Leitlinien für die<br />

trockene Zwischenlagerung vom 10. Juni 2013 sind<br />

insofern rechtlich nicht zu beanstanden, sondern als<br />

sachgerecht zu bewerten.<br />

IV. Fazit<br />

Das Urteil des VGH München vom 8. April 2024 ist auf<br />

ganzer Linie zu begrüßen: Es setzt sich dezidiert mit<br />

bereits bekannten, zum Teil aktualisierten Einwänden<br />

gegen Aufbewahrungsgenehmigungen nach § 6 AtG<br />

auseinander, um diese ausführlich begründet auszuräumen.<br />

Das Urteil enthält zugleich Wegweisungen<br />

über den entschiedenen Einzelfall hinaus: Es bestätigt<br />

das Konzept der trockenen Zwischenlagerung in<br />

Deutschland ausdrücklich. Damit kann es als Direktive<br />

auch für den noch zu konkretisierenden regulatorischen<br />

Rechtsrahmen für eine über 40 Jahre hinausgehende<br />

Zwischenlagerung herangezogen werden.<br />

Autor<br />

Prof. Dr. Tobias Leidinger<br />

Rechtsanwalt und Fachanwalt<br />

für Verwaltungsrecht<br />

Partner<br />

Luther Rechtsanwaltsgesellschaft<br />

Graf-Adolf-Platz 15, 40213 Düsseldorf<br />

tobias.leidinger@luther-lawfirm.com<br />

Prof. Dr. Tobias Leidinger, Rechtsanwalt und Fachanwalt<br />

für Verwaltungsrecht, ist Partner bei der<br />

Luther Rechtsanwaltsgesellschaft. Vor dem Hintergrund<br />

seiner langjährigen Beratungstätigkeit in der Industrie und besonderen<br />

Projekt- und Rechtsexpertise berät er private und öffentliche Unternehmen im<br />

Öffentlichen Wirtschaftsrecht (einschl. Projektsteuerung), insbes. im Atom-und<br />

Strahlenschutzrecht sowie im Anlagen-, Umwelt-, Bau- und Planungsrecht<br />

(Rückbau von Nuklearanlagen, Errichtung und Genehmigung von nuklearen<br />

Lagereinrichtungen, komplexe Infrastrukturvorhaben, etc.). Er ist zugleich<br />

Direktor am Institut für Berg- und Energierecht der Ruhr-Universität Bochum<br />

und als Fachbuchautor ausgewiesen (u. a. Buch-Veröffentlichungen zum Atomrecht,<br />

Energieanlagenrecht, Recht der Umweltverträglichkeitsprüfung, etc.).<br />

Vol. 69 (2024)

28<br />

Fuel<br />

Development of VVER<br />

Fuel Engineering Services<br />

at Framatome<br />

› Bruno Miglierini, Matías Zilly, Mira Pashtrapanska, Stefan Balzus, Veit Marx, Elmar Werner Schweitzer,<br />

Johann Plancher<br />

Resulting from diversification of the VVER fuel market, Framatome is developing a sovereign<br />

and independent solution <strong>for</strong> nuclear fuel design as well as offering associated fuel<br />

engineering services. The development of VVER fuel engineering services is per<strong>for</strong>med by<br />

various European respectively in-house calculation codes and advanced methodological<br />

approaches based on the extensive Framatome experience. The deployment of these capabilities<br />

also enables the use <strong>for</strong> back-end activities such as decay heat calculation, fissile material<br />

composition assessment, and the analysis of thermo- mechanical fuel rod behaviour during dry<br />

storage. In this article some major outcomes are presented from the wide Verification & Validation<br />

(V&V) program of selected calculation tools and engineering approaches <strong>for</strong> VVER technology. The<br />

results show the feasibility and technical preparedness to use these capabilities.<br />

INTRODUCTION<br />

The fuel engineering service plays a significant role<br />

in the implementation of a fuel assembly (FA) at the<br />

nuclear power plant (NPP) and <strong>for</strong> technical support<br />

of the operator during licensing. Due to this fact,<br />

Framatome is paying high attention to achieve<br />

readiness in this area. The codes applied in this<br />

framework encompass the core simulators ANDREA<br />

and DYN3D <strong>for</strong> steady state and transient neutronics,<br />

COBRA-FLX <strong>for</strong> thermal-hydraulics (TH) subchannel<br />

analysis and COLOSS <strong>for</strong> mechanical behaviour.<br />

For the neutronics calculations, excerpts from the V&V<br />

of ANDREA models of VVER-1000 are presented, and<br />

results from 18-Month Cycles with state-of-the-art<br />

M5 advanced cladding (ATF) and enhanced accident<br />

tolerant fuel E-ATF (chromium coated and chromia<br />

enhanced pellet) are compared. This initiative may<br />

serve as starting point <strong>for</strong> reload safety assessment as<br />

well as selected safety analyses according to Chapter<br />

15, NUREG-0800 US NRC (e.g., reactivity-initiated events<br />

like rod ejection).<br />

The thermal-hydraulic domain is presented by the<br />

COBRA-FLX V&V which underlines the capability to<br />

predict and analyse the TH behaviour of the VVER-1000<br />

core <strong>for</strong> homogeneous and mixed core conditions. The<br />

contribution also shows state-of-the-art methods <strong>for</strong><br />

full-core prediction of assembly bow, and how the CO-<br />

LOSS tool can be used to reduce interaction <strong>for</strong>ces<br />

during core loading and unloading. Finally, a short<br />

overview regarding to thermo-mechanical analyses<br />

by the CSAS code <strong>for</strong> long term storage of spent fuel<br />

is described. It should be noted that Framatome’s<br />

competencies in fuel engineering services have been<br />

proven during past decades. This is underlined here<br />

with qualified results <strong>for</strong> VVER type of reactor.<br />

VERIFICATION, VALIDATION AND CAPABILITIES OF<br />

VVER CORE SIMULATION<br />

For the VVER nuclear assembly and core design,<br />

Framatome applies the lattice code HELIOS (Studsvik<br />

Scandpower), and the core simulators ANDREA (ÚJV<br />

Řež) and DYN3D (HZDR). Their interaction is displayed<br />

in Figure 1.<br />

Fig. 1.<br />

VVER neutronics codes and interactions<br />

Ausgabe 4 › Juli

Fuel<br />

29<br />

Fig. 2.<br />

Core loading (left) and normalized assembly powers in comparison (right)<br />

Fig. 3.<br />

Pin power differences ANDREA-Serpent at assemblies 61, 62, and 63<br />

details of fuel and radial reflector. Figure 2 shows the<br />

core loading, and ANDREA assembly powers in comparison<br />

with the reference VVER-1000 benchmark.<br />

Fig. 4.<br />

FdH <strong>for</strong> enhanced technology ATF<br />

in comparison with state-of-the-art<br />

While the individual codes have been verified and<br />

validated (V&V) by the respective code authors, the<br />

methodology of the couplings of the codes developed<br />

at Framatome as well as results of integral V&V <strong>for</strong><br />

VVER reactor application have been reported in [1] . For<br />

the present contribution, the Full-Core Benchmark [2]<br />

was analysed with ANDREA and compared to the<br />

results reported in open literature. The Full-Core<br />

Benchmark is a 2D VVER-1000 benchmark with a fresh<br />

core loading. It describes all material and geometry<br />

The differences range between -0.78 % and +0.53 %,<br />

RMS 0.41 %, which is a very good agreement. Also pin<br />

powers <strong>for</strong> the assemblies at positions 62–64 have been<br />

compared, showing differences mostly below 1 %,<br />

except at the very core boundary, see Figure 3. The<br />

validated toolchain <strong>for</strong> Neutronics analyses can now<br />

be used <strong>for</strong> core design and safety assessments, e.g., <strong>for</strong><br />

the evaluation of Cr-coated cladding in an 18-months<br />

cycle. By usage of enhanced E-ATF instead of stateof-the-art<br />

ATF, the maximum pin enthalpy rise (maximum<br />

relative fuel rod power FdH) is decreased, thus<br />

increasing the margin to the safety limit, see Figure 4.<br />

COBRA-FLX CALCULATIONS<br />

COBRA-FLX is the global thermal-hydraulic analysis<br />

and design program developed and maintained by<br />

Framatome. It can claim direct relationship with the<br />

other members of the COBRA family of codes. To serve<br />

the worldwide applications <strong>for</strong> Framatome PWR and<br />

VVER customers, COBRA-FLX has been developed to<br />

Vol. 69 (2024)

30<br />

Fuel<br />

Fig. 5.<br />

VVER-1000 FA nodalization (left) and results from comparison calculation (right)<br />

include versatile computational capabilities that can<br />

meet the full range of thermal- hydraulic evaluations<br />

needed to support safety-related analyses. The methodology<br />

of COBRA-FLX application is well established. It<br />

is consistent from the underlying experimental evaluations<br />

to subsequent fuel assembly and full-core calculations.<br />

COBRA-FLX is approved by several licensing<br />

authorities in Europe and the USA <strong>for</strong> thermal-hydraulic<br />

analyses necessary in nuclear reactor core design<br />

and safety evaluation.<br />

The verification and validation of COBRA-FLX is a<br />

continuous process starting from the code origin.<br />

COBRA-FLX is verified and validated on a broad data<br />

set of experiments and code benchmarks. Very comprehensive<br />

in<strong>for</strong>mation on COBRA-FLX can be found<br />

in the Topical Report [3] approved by the US NRC in 2013.<br />

Various empirical two-phase flow correlations and<br />

calculation parameters may be used <strong>for</strong> analyses<br />

with code COBRA-FLX. The adequate choice of these<br />

correlations and parameters <strong>for</strong> CHF correlation<br />

development, validation and in safety analysis applications<br />

is important, as demonstrated in Figure 5.<br />

It shows the results <strong>for</strong> the mass flux calculated with<br />

the code COBRA-FLX applying the following different<br />

sets of two-phase flow correlations and calculation<br />

parameters:<br />

Subcooled void<br />

correlation<br />

Bulk void<br />

correlation<br />

Turbulent<br />

momentum factor<br />

Calculation A<br />

(Case 3)<br />

Saha-Zuber<br />

subcooled void<br />

correlation<br />

Chexal-Lellouche<br />

void correlation<br />

1 0<br />

Calculation B<br />

(Case 2)<br />

Levy subcooled<br />

void correlation<br />

Smith slip ratio<br />

correlation<br />

For the VVER purpose, a subchannel model has been<br />

developed and assessed via code-to-code comparison.<br />

Calculation results from a benchmark between the<br />

subchannel codes COBRA-FLX and SUBCAL demonstrates,<br />

see reference [4] , the adequacy of the in-house<br />

subchannel code <strong>for</strong> VVER applications.<br />

BOW PREDICTION MODEL AND COLOSS<br />

Fuel assemblies in PWR and likewise in VVER-1000 type<br />

of reactors are subject to dimensional changes during<br />

reactor operation. This comprises also lateral de<strong>for</strong>mation<br />

relative to the vertical axis or FA while this<br />

phenomenon can negatively influence the handling of<br />

the fuel. During core loading and unloading, increased<br />

fuel assembly bow can cause higher handling loads and<br />

time delays of the outage. Excessive bow can also cause<br />

time limit violation or incomplete control rod insertion.<br />

Preventing excessive bow is necessary to guarantee the<br />

safe operation of the reactor and to avoid unexpected<br />

prolongation of the outage.<br />

FA bow in PWR is the result of a complex interaction<br />

between mechanical, hydraulic, and irradiation effects.<br />

As slender structures which are sensitive to bow, FAs<br />

are subjected to mainly compressive mechanical axial<br />

<strong>for</strong>ces. Due to inlet and outlet flow gradients and lateral<br />

flow caused by non-nominal water gaps between<br />

neighbouring FAs, horizontal hydraulic <strong>for</strong>ces are<br />

acting on the structure. Since the lateral hydraulic<br />

<strong>for</strong>ces depend on the local bow, the prediction of bow<br />

relies on the 2-way coupling of a mechanical and a<br />

hydraulic model to solve the equilibrium equations<br />

iteratively and stepwise along the irradiation time.<br />

Based on that coupled approach Framatome has<br />

developed powerful and supportive FA bow prediction<br />

tools. They have been successfully applied to predict<br />

Ausgabe 4 › Juli

Fuel<br />

31<br />

Fig. 6.<br />

Detailed mechanical FA model, reduced FA model and full core model<br />

(without shroud) – from left to right<br />

Fig. 7.<br />

Full core VVER-1000 CFD model (left) and calculated bow pattern (right)<br />

bow and to mitigate the consequences of increased bow<br />

in Western PWR fleet. Examples and more details about<br />

the methods are provided in publications [5] . As it was<br />

mentioned be<strong>for</strong>e, this phenomenon is crucial also<br />

<strong>for</strong> VVER operators and utilities and due to this fact<br />

Framatome’s existing tools have been extended to<br />

enable the bow prediction in VVER-1000.<br />

For the mechanical model a Finite Element approach<br />

is used. As basis a detailed model is generated which<br />

can be validated by mechanical tests. For the full core<br />

model, a reduced FA model is created which has the<br />

same mechanical behaviour as the detailed model.<br />

Figure 6 shows the detailed, the reduced and the full<br />

core mechanical VVER-1000 model. In the full core model<br />

contact between the FAs and between the peripheral<br />

FAs and the core shroud is considered.<br />

For the hydraulic model of the core (see Figure 7. left)<br />

a CFD approach is applied. The global core model<br />

is represented by a porous medium. The FAs are<br />

discretized from the bottom nozzle to the top nozzle.<br />

The turbulence and the viscous effects are assumed to<br />

be accounted <strong>for</strong> in the prescribed pressure losses.<br />

Local hydraulic models at the FA scale are used<br />

to determine the properties of the porous model<br />

through the set-up of pressure losses correlations <strong>for</strong><br />

the different regions of the model.<br />

Due the modularity of the mechanical and the hydraulic<br />

model it is easily possible to model also heterogeneous<br />

cores. As simplification it is also possible to per<strong>for</strong>m<br />

calculations with single rows. First coupled calcu lations<br />

have been done <strong>for</strong> a core which was initially straight.<br />

The calculated radial bow pattern at the level of the<br />

central spacer grid is shown in Figure 7 (right). The<br />

calculated bow pattern, the bow shapes and the bow<br />

amplitudes are comparable with the in<strong>for</strong>mation that<br />

can be found in the open literature. The VVER-1000<br />

bow prediction model will be developed further while<br />

it is planned to per<strong>for</strong>m a validation of the tool by<br />

calculating the bow shapes of a real cycle and comparing<br />

the calculation results with the measurements.<br />

The validated model can be used to generically investigate<br />

the bow per<strong>for</strong>mance of different FA designs or<br />

to calculate the bow pattern and bow amplitudes of<br />

real cycles. With this in<strong>for</strong>mation the incore fuel<br />

management can be optimized with the objective to<br />

systematically reduce the bow level of the core. The<br />

bow prediction results can also be used as input<br />

<strong>for</strong> Framatome’s COLOSS tool. COLOSS evaluates FA<br />

interaction <strong>for</strong>ces based on either predicted, interpolated,<br />

or measured FA de<strong>for</strong>mations. COLOSS allows<br />

to investigate core loading and unloading sequences.<br />

Based on the calculated FA interaction <strong>for</strong>ces, re commendations<br />

can be given to avoid large handling <strong>for</strong>ces<br />

and time delays during core loading and un loading.<br />

Thus, COLOSS helps to reduce the time and mitigate the<br />

risks of handling operations. More details on the benefits<br />

and the experience with COLOSS can be found in<br />

[5]<br />

. With the described tools related to FA bow, Framatome<br />

can satisfy the specific requests of its customers<br />

to ensure safer operation and effective outages.<br />

THERMO-MECHANICAL FUEL ROD BEHAVIOUR<br />

The long-term temporary storage of VVER spent nuclear<br />

fuel (SNF) in the casks represents a crucial challenge<br />

<strong>for</strong> utilities and engineering organizations in the<br />

European Union. This issue is rein<strong>for</strong>ced by the<br />

development of final deep geological repositories. Due<br />

to this fact, the consideration of long-term storage<br />

beyond 60 years shall be considered and analysed.<br />

Framatome competences are technically ready to<br />

support this initiative by in-house developed codes<br />

and methods. It should be mentioned that different<br />

countries apply various acceptance criteria that need<br />

to be demonstrated to allow <strong>for</strong> the transfer of SNF<br />

from the plant’s SNF pool into dual purpose dry storage<br />

casks. In the VVER-world, generally a temperature<br />

criterion playing a crucial role should be considered.<br />

However, many countries and operators rely on a<br />

limitation of circumferential stress and creep strain<br />

in the cladding during long term dry storage. The<br />

CSAS-code (Cladding Strain and Stress) has been<br />

especially developed by Framatome to predict the fuel<br />

rod behaviour during long-term storage. It takes the<br />

fuel rod (FR) end of life characteristics, i.e., rod internal<br />

pressure and oxide thickness, as input parameters.<br />

Vol. 69 (2024)

32<br />

Fuel<br />

Fig. 8.<br />

Principle of the CSAS code<br />

These end-of-life (EOL) fuel characteristics are calculated<br />

values from a fuel rod code.<br />

Together with the conservatively bounding temperature<br />

profile of the cask during long term dry storage, the<br />

CSAS code then calculates the cladding strain and stress<br />

as a function of SNF storage time. The basic calculation<br />

flow scheme is shown in Figure 8. The unique feature<br />

of the CSAS code in comparison to other fuel rod codes<br />

is the fact that the creep model is calibrated using creep<br />

data from irradiated cladding material. The creep<br />

models were derived from experimental data <strong>for</strong> both<br />

Sn-alloyed claddings (e.g., Zry-2/Zry-4 and comparable<br />

alloys) and Nb-alloyed claddings (e.g., E110). This<br />

approach allows <strong>for</strong> a significant reduction of conservatism<br />

compared to temperature-limited concepts<br />

and to creep- limited concepts using creep laws derived<br />

from fresh material. The latest development version<br />

even allows <strong>for</strong> the modelling of α-decay during the dry<br />

storage period. As mentioned above, the benchmark of<br />

various Zr alloys has been per<strong>for</strong>med by Framatome<br />

and a reliable adaptation <strong>for</strong> VVER specific alloys is<br />

technically possible.<br />

CONCLUSION<br />

In parallel to the development of VVER fuel design,<br />

Framatome is continuously expanding the associated<br />

engineering services using advanced calculation tools.<br />

For the most crucial domains such as neutronics, TH,<br />

mechanics, and thermo-mechanics, codes are available.<br />

These capabilities can lead to an improvement<br />

of effective and safe operation of the fuel with better<br />

uranium utilization. For instance, if the water gap<br />

prediction based on the fuel assembly bow analyses is<br />

integrated, it leads to more precise neutronics and<br />

TH calculations. Thus, a potential penalization can be<br />

mitigated. In this paper, some examples of Framatome’s<br />

competencies in the most important domains have<br />

been presented, showing that reliable industrial<br />

application is technically feasible.<br />

References<br />

[1] M. Zilly et al., “V&V of VVER-1000 Core Simulations at Framatome”,<br />

Proceedings of M&C 2023 – The <strong>International</strong> Conference on Mathematics<br />

and Computational Methods Applied to <strong>Nuclear</strong> Science and Engineering,<br />

Niagara Falls, Ontario, Canada, August 13-17, 2023.<br />

[2] V. Krýsl et al, “Proposal of ‘Full-Core’ VVER-1000 Calculation Benchmark”,<br />

Proceedings of the AER Symposium 2016, Helsinki, Finland, October 10-14,<br />

2016.<br />

[3] COBRA-FLX: A Core Thermal-Hydraulic Analysis Code, Topical Report<br />

ANP-10311NP-A, Revision 1, October 2017 (https://www.nrc.gov/docs/<br />

ML1810/ML18103A141.pdf).<br />

[4] J. Dumond et al. Framatome VVER codes and methods strategy roll out<br />

<strong>for</strong> VVER-1000 fuel assemblies”, 10-11 October 2022 – 8 th <strong>International</strong><br />

Conference VVER 2022-Řež, Czechia.<br />

[5] V. Marx et al., “Safer and Faster Outages with Modern Prediction Tools”,<br />

Top Fuel Conference 2019, Seattle (2019).<br />

Author<br />

Bruno Miglierini<br />

Fuel BU, Framatome – Germany<br />

bruno.miglierini@framatome.com<br />

Dr. Miglierini works <strong>for</strong> more than ten years in the<br />

nuclear field, mainly focused on VVER type of reactors<br />

and fuel. His early carrier has started in <strong>Nuclear</strong><br />

Research Institute Řež Group where he was<br />

responsible mainly <strong>for</strong> development of calculation<br />

models of various reactors and nuclear fuel assemblies<br />

using simulation codes. In 2016, he was awarded by<br />

the <strong>International</strong> Atomic Energy Agency with a 10-month appointment at the<br />

University of Illinois at Urbana-Champaign in the USA where he was mainly<br />

responsible <strong>for</strong> development of coupling between neutronics and thermohydraulics<br />

codes <strong>for</strong> VVER reactor purposes. Between the years 2017 and 2022,<br />

he became a member of the Fuel Cycle Unit in one of the largest utility<br />

companies in Europe where he was responsible <strong>for</strong> activities related to nuclear<br />

fuel procurement and fuel back-end strategy. Since 2023, Dr. Miglierini works<br />

<strong>for</strong> the Fuel Business Unit at the Framatome company where he is responsible<br />

<strong>for</strong> technological development and managing of VVER fuel engineering services<br />

<strong>for</strong> worldwide purposes.<br />

Co-Authors<br />

Matías Zilly, Mira Pashtrapanska, Stefan Balzus, Veit Marx,<br />

Elmar Werner Schweitzer, Johann Plancher<br />

Ausgabe 4 › Juli

Fuel<br />

33<br />

A hybrid experimental and<br />

numerical investigation on the<br />

Cr 2 AlC-coated zirconium <strong>for</strong><br />

accident-tolerant fuel systems<br />

› Boyu Pan, Fuhui Shen, Markus Könemann, Sebastian Münstermann,<br />

This study utilized a hybrid experimental and numerical approach to investigate the<br />

failure behavior of zirconium substrates coated with Cr 2 AlC. The failure mechanism<br />

was determined through a series of interrupted in-situ three-point bending tests in<br />

the scanning electron microscope (SEM), covering various stress states. Stress state related<br />

parameters <strong>for</strong> the Cr 2 AlC element at coating fracture and zirconium at crack propagation<br />

were extracted from finite element numerical simulations. A macroscopic failure criterion<br />

was <strong>for</strong>mulated and validated by running numerical simulations and comparing the simulated<br />

results with the experimental ones. This work enhances accident-tolerant fuel systems (ATFs)<br />

design in nuclear power plants by providing an effective method <strong>for</strong> characterizing and<br />

predicting the failure of zirconium substrates coated with Cr 2 AlC and other similar thin films.<br />

INTRODUCTION<br />

In response to the Fukushima Daiichi nuclear disaster,<br />

various concepts and materials systems have been<br />

proposed to improve reactor safety, with one focus on<br />

developing accident-tolerant fuel systems (ATFs),<br />

especially cladding tube concepts. To overcome the<br />

current technical limitations of conventional zirconium<br />

cladding tube systems, it is crucial to investigate the<br />

failure mechanisms and characterize the mechanical<br />

properties of zirconium cladding tubes with new<br />

coating materials. In this study, Cr 2 AlC is deposited on<br />

the zirconium substrate. Cr 2 AlC, belonging to the MAX<br />

phase materials group, is renowned <strong>for</strong> its superior<br />

machinability, substantial damage tolerance, and<br />

heightened chemical resistance [1-3] . Contrasting with<br />

various other coatings, Cr 2 AlC shows self-regenerative<br />

crack-healing capabilities under elevated-temperatures<br />

oxidation conditions, facilitated by the <strong>for</strong>mation<br />

of a stable, well-adhering oxide characterized by<br />

relative volume expansion [4-6] . Furthermore, it is<br />

expected that the facile oxidation of the Al element<br />

will lead to the <strong>for</strong>mation of a dense Al 2 O 3 layer [5, 6] .<br />

These inherent properties position Cr 2 AlC as a highly<br />

prospective application candidate at elevated temperatures.<br />

To assess the per<strong>for</strong>mance of the Cr 2 AlC-coated<br />

zirconium samples, a series of in-situ three-point<br />

bending tests with various sample geometries so a wide<br />

range of stress states is covered are conducted under<br />

quasi-static conditions. The simulation incorporates the<br />

maximum principal stress criterion, the modified<br />

Bai-Wierzbicki (MBW) damage model [7-9] , and the<br />

analytical Yoon2014 model [10, 11] . This investigation<br />

facilitates the accurate characterization and prediction<br />

of the plastic de<strong>for</strong>mation and failure of the coated<br />

samples, contributing to the investigation and further<br />

improvement of ATF cladding tube systems.<br />

METHODOLOGY AND EXPERIMENT<br />

Figure 1 shows the methodological workflow and the<br />

experimental procedures in this study. Firstly, the<br />

mechanical properties of the zirconium substrate<br />

are determined through uniaxial tensile (UT) tests at<br />

quasi-static conditions using standard dog bone (SDB)<br />

samples manufactured from 0.7 mm thick zirconium<br />

sheets. Nanoindentation (NI) tests with a Berkovich<br />

indenter determine the mechanical properties of the<br />

Cr 2 AlC thin film. The basic mechanical properties,<br />

including Young’s modulus, Poisson’s ratio of the<br />

zirconium substrate, and the Cr 2 AlC coating, will be<br />

used <strong>for</strong> later numerical simulation. Notably, the flow<br />

behavior of the zirconium substrate can be fitted<br />

directly from the uniaxial tensile test result using the<br />

Swift hardening law, while the flow behavior of the<br />

Cr 2 AlC coating is fitted by a hybrid experimental and<br />

numerical simulation method. Specifically, a random<br />

flow curve is generated <strong>for</strong> Cr 2 AlC coating using the<br />

Swift hardening law initially, and this flow curve is<br />

coupled into the NI test model constructed in ABAQUS.<br />

After running NI test simulations, the simulated<br />

Vol. 69 (2024)

34<br />

Fuel<br />

Fig. 1.<br />

The methodological flow of this study.<br />

<strong>for</strong>ce-depth curve is compared with the experimental<br />

ones. The fitting of the flow behavior of the Cr 2 AlC<br />

coating is achieved by trial and error. The Cr 2 AlC film<br />

with an average thickness of 3 µm is deposited on the<br />

zirconium substrate in an argon atmosphere using<br />

the high-power pulse magnetron sputtering (HPPMS)<br />

technique. To encompass various stress states, the<br />

zirconium sheet is manufactured into four geometries,<br />

including simple without a notch, unilateral V-notch<br />

(UV), bilateral V-notch (BV), and semi-circular notch.<br />

Subsequently, a series of interrupted in-situ threepoint<br />

bending tests are carried out on Cr 2 AlC-coated<br />

zirconium samples in a scanning electron microscope<br />

(SEM) under a quasi-static condition at room<br />

temperature. Observing the thickness direction during<br />

the bending tests aids in identifying crack initiation<br />

posi tions, whether within the Cr 2 AlC coating, the<br />

zirconium substrate, or at the interface between<br />

them. Images are taken during the tests to record<br />

sample de<strong>for</strong>mation and failure process. Notably,<br />

the Cr 2 AlC-coated samples used <strong>for</strong> NI tests have<br />

the same thin film thickness and substrate thickness<br />

as those used <strong>for</strong> bending tests, namely 3 µm and<br />

0.7 mm, respectively. The failure criterion <strong>for</strong> the<br />

coated samples can be calibrated by analyzing the<br />

experimental results. The thickness of the selected<br />

substrate material lies within the thickness range of<br />

the cladding tube materials used in real nuclear power<br />

plants, which is usually 0.5-1 mm, and the thickness<br />

of the coating is similar to other studies [12-14] . After<br />

all the tests are finished, finite element simulations<br />

will be carried out with the user-defined subroutine,<br />

facilitating the model parameter calibration and model<br />

validation <strong>for</strong> macroscopic failure criteria. With the<br />

calibrated failure criteria, the coated sample failure<br />

can be reproduced.<br />

Fig. 2.<br />

The failure mechanism of the Cr 2 AlC-coated zirconium samples. The yellow layer represents the Cr 2 AlC coating with a thickness of 3 µm,<br />

and the blue layer represents the zirconium substrate with a thickness of 0.7 mm. Red lines are cracks.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Fuel<br />

35<br />

RESULTS<br />

As observed during the in-situ three-point bending<br />

tests, <strong>for</strong> all coated samples with various geometries<br />

(simple, UV, BV, and semi-circular), the Cr 2 AlC coating<br />

fractured at an elongation of 1750-3500 µm, and<br />

the cracks propagated from the coating to the substrate<br />

at an elongation of 2500-6250 µm. The samples<br />

with notch failed earlier than those without, and the<br />

sharper the notch was, the earlier the sample failed.<br />

The failure mechanism of the Cr 2 AlC-coated zirconium<br />

samples involves cracks initiating within the Cr 2 AlC<br />

coatings and propagating from the coating to the<br />

zirconium substrate with further loading, as depicted<br />

in Figure 2.<br />

To obtain the critical values of local stress and strain<br />

variables, including stress triaxiality (η), Lode angle<br />

parameter ( ¯Ɵ), equivalent plastic strain (PEEQ), and<br />

maximum principal stress (MPS), a numerical simulation<br />

method was adopted to determine the critical<br />

stress and strain values when cracks initiate and propagate.<br />

The local stress state variables were extracted<br />

at the center of the coating and at the outer surface of<br />

the zirconium substrate, as marked in the simulation<br />

model in Figure 1 with the name critical zirconium<br />

element and critical Cr 2 AlC element. The analytical<br />

Yoon2014 model [10, 11] listed below was coupled during<br />

the simulation to consider the strength differential<br />

effect since zirconium has a hexagonal close-packed<br />

(HCP) structure, and tension and compression exist<br />

simultaneously during bending. Temperature and<br />

strain rate effects are coupled into the analytical<br />

Yoon2014 model by Pan et al. [15] , considering the environmental<br />

temperature of the nuclear power plant.<br />

The model parameter B is set to be zero since zirconium<br />

is considered to be pressure insensitive, and the parameters<br />

A, C are calibrated by referring to the work of<br />

Paredes and Wierzbcki [16] . σ Υ is the yield strength of<br />

the material. I 1 is the first stress invariant, and J 2 , J 3<br />

are the second and third stress deviator invariant,<br />

respectively.<br />

From the simulation results, it was found that when<br />

cracks initiated in the Cr 2 AlC coating, the coating<br />

fracture with very limited plastic de<strong>for</strong>mation occurred<br />

since the PEEQ value of coating elements in all samples<br />

was zero or nearly zero. As a result, the maximum<br />

principal stress criterion can be applied. Considering<br />

the distribution of the MPS of all tested samples, the<br />

probabilistic concept is adopted. By sequencing the<br />

fracture MPS from all tests (total number of N) in<br />

increasing order, the failure probability in the #-th test<br />

can be calculated [17] . The total number of bending tests<br />

in this study is 10.<br />

<br />

<br />

(1)<br />

(2)<br />

Then, the Weibull distribution of the fracture MPS (σ C )<br />

shown below will be applied, and the related parameters<br />

can be fitted. The failure probability equals 0.5<br />

(P f = 50 %) is considered in this study.<br />

After processing with the Weibull distribution, it was<br />

found that the MPS values of all the tested samples lie<br />

within the range of 2000-8000 MPa, corresponding to a<br />

failure probability of 0-1. The large scatter of the MPS<br />

value could be attributed to the different fracture<br />

mechanisms inside the Cr 2 AlC coating or the residual<br />

stress resulting from the cooling process after deposition<br />

is finished, while it would need to be validated<br />

in the future with other testing techniques.<br />

Moreover, it was found that when cracks propagate<br />

from the coating to the substrate, plastic de<strong>for</strong>mation<br />

occurs in the substrate material in all samples, so the<br />

modified Bai-Wierzbicki (MBW) damage model [7-9]<br />

listed below would be adopted to characterize and<br />

predict the crack propagation.<br />

(4)<br />

With the collected PEEQ, η avg , ¯Ɵ avg of the zirconium<br />

element of different samples at the crack propagation<br />

moments, the damage initiation locus (DIL) <strong>for</strong><br />

zirconium when cracks propagated from the coating to<br />

the substrate can be constructed in MATLAB, as shown<br />

in Figure 3. The experimental points representing<br />

samples with different geometries are also plotted<br />

inside <strong>for</strong> comparison. Except <strong>for</strong> the experimental<br />

point of the semi-circular sample, other experimental<br />

points align well with the DIL.<br />

Fig. 3.<br />

DIL <strong>for</strong> zirconium when cracks propagated from the Cr 2 AlC<br />

coating to the zirconium substrate. Red points represent the<br />

experimental data <strong>for</strong> various geometries.<br />

<br />

(3)<br />

Vol. 69 (2024)

36<br />

Fuel<br />

Impressum<br />

Offizielle Mitgliederzeitschrift<br />

der Kerntechnischen Gesellschaft e. V. (KTG)<br />

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Dr. Thomas Behringer<br />

Chefredakteur<br />

Nicolas Wendler<br />

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Redakteurin<br />

Nicole Koch<br />

+49 163 7772797<br />

nicole.koch@nucmag.com<br />

With the MPS processed with the Weibull distribution<br />

and the calibrated MBW model parameters, crack<br />

initiation and propagation could be simulated and<br />

predicted, and compared with the experimental results.<br />

Figure 4 uses the BV sample as an example, comparing<br />

the experimental and simulated <strong>for</strong>ce-elongation<br />

curves, the observed crack initiation and propagation<br />

in SEM, and the simulated crack initiation and propagation.<br />

The blue layer represents the zirconium<br />

substrate, and the yellow layer represents the Cr 2 AlC<br />

coating. When the simulated elongation was 1600 µm,<br />

the Cr 2 AlC coating showed a complete structure;<br />

however, when the simulated elongation reached<br />

1625 µm, the Cr 2 AlC coating elements were deleted,<br />

indicating the coating fracture. With further loading,<br />

when the simulated elongation reached 3250 µm, most<br />

of the coating elements were deleted, and the crack<br />

propagated from the Cr 2 AlC coating to the zirconium<br />

substrate, indicated by the zirconium element deletion.<br />

Notably, the model was tilted along the width direction<br />

when capturing the images so the element deletion<br />

could be better observed and presented. Compared<br />

with the experimental observation, the simulated<br />

elongation at Cr 2 AlC coating fractured and crack<br />

propagation fell into the experimental ranges. The<br />

crack initiation and propagation were also simulated<br />

and predicted with satisfying accuracy <strong>for</strong> coated<br />

samples with other geometries, indicating a successful<br />

vali dation of the applied macroscopic criterion.<br />

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CONCLUSION<br />

Considering the current structure of the cladding tube<br />

and its development requirement, a novel cladding<br />

tube system is proposed by depositing a Cr 2 AlC thin<br />

film onto a zirconium sheet. By carrying out a hybrid<br />

experimental and numerical investigation on the<br />

Cr 2 AlC-coated zirconium samples, the integrity of<br />

Cr 2 AlC-coated zirconium samples is assessed. The<br />

proposed methodology and simulation model can<br />

also be transferred to other similar cladding tube<br />

structures. Furthermore, it can be concluded that:<br />

⁃ The failure mechanism of the Cr2AlC-coated<br />

zirconium samples involves cracks initiate within<br />

the Cr2AlC coatings, propagating from the coating to<br />

the zirconium substrate upon further mechanical<br />

loading.<br />

⁃ The proposed failure criterion characterized and<br />

predicted the sample failure successfully.<br />

Copyright<br />

The journal and all papers and photos contained in it are protected by<br />

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consent of the publisher, INFORUM Verlags- und Verwaltungsgesell schaft<br />

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and the input and incorpo ration into electronic systems. The<br />

individual author is held responsible <strong>for</strong> the contents of the respective<br />

paper. Please address letters and manuscripts only to the Editorial Staff<br />

and not to individual persons of the association‘s staff. We do not assume<br />

any responsibility <strong>for</strong> unrequested contributions.<br />

Acknowledgements<br />

The authors gratefully acknowledge the Federal<br />

Ministry <strong>for</strong> Economic Affairs and Energy (BMWi)<br />

[grant number: 100513703] <strong>for</strong> the financial funding<br />

and the GRS funding agency <strong>for</strong> the support.<br />

Signed articles do not necessarily represent the views of the editorial.<br />

ISSN 1431-5254 (Print) | eISSN 2940-6668 (Online)<br />

Ausgabe 4 › Juli

Fuel<br />

37<br />

Fig. 4.<br />

(a) Comparison of experimental and simulated <strong>for</strong>ce-elongation curves of bending tests, (b) crack initiation and propagation observed in<br />

SEM, and (c) simulated crack initiation and propagation <strong>for</strong> a BV sample. For this BV sample, when elongation reached 1650 µm,<br />

cracks (highlighted with green circles) appeared in the Cr 2 AlC coating, indicating the coating fractured. At 3250 µm elongation,<br />

cracks propagated (highlighted with a red circle) from the Cr2AlC coating to the zirconium substrate.<br />

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on Cr-Coated Zircaloy-4 as enhanced accident tolerant nuclear fuel<br />

claddings <strong>for</strong> light water reactors, <strong>Journal</strong> of <strong>Nuclear</strong> Materials, 517 (2019)<br />

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[15] B. Pan, F. Shen, S. Münstermann, Constitutive modeling of temperature and<br />

strain rate effects on anisotropy and strength differential properties of<br />

metallic materials, Mechanics of Materials,(2023) 104714.<br />

[16] M. Paredes, T. Wierzbicki, On mechanical response of Zircaloy-4 under a<br />

wider range of stress states: From uniaxial tension to uniaxial compression,<br />

<strong>International</strong> <strong>Journal</strong> of Solids and Structures, 206 (2020) 198-223.<br />

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stress state dependent transition of failure mechanisms in bcc steels at<br />

–196° C, <strong>International</strong> <strong>Journal</strong> of Plasticity, 156 (2022) 103365.<br />

Authors<br />

Boyu Pan, M.Sc.<br />

Institute of Metal Forming, RWTH Aachen University,<br />

Germany<br />

boyu.pan@ibf.rwth-aachen.de<br />

Boyu Pan has a strong academic background in Materials<br />

Engineering. She completed her Bachelor's degree<br />

at Tsinghua University in China in 2018, followed<br />

by a Master's degree at RWTH Aachen University in<br />

Germany in 2021. Currently, she is serving as academic<br />

staff and pursuing a Ph.D. at the Institute of Metal<br />

Forming at RWTH Aachen University. Her expertise lies in mechanics of materials,<br />

fracture mechanics, damage mechanics, finite element modeling, and<br />

multiscale material modeling.<br />

Publication:<br />

1. Pan, B., Shen, F., & Münstermann, S. (2023). Constitutive modeling of<br />

temperature and strain rate effects on anisotropy and strength differential<br />

properties of metallic materials. Mechanics of Materials, 184, 104714.<br />

2. Shen, F., Pan, B., Wang, S., Lian, J., & Münstermann, S. (2022). Influence of<br />

stress states on cleavage fracture in X70 pipeline steels. <strong>Journal</strong> of Pipeline<br />

Science and Engineering, 2(3), 100072.<br />

3. Liang, P., Zhang, H., Pan, B., Su, Y., Wang, C. A., & Zhong, M. (2019).<br />

Binder‐free carbon‐coated nanocotton transition metal oxides integrated<br />

anodes by laser surface ablation <strong>for</strong> lithium‐ion batteries. Surface and<br />

Interface Analysis, 51(8), 874-881.<br />

Fuhui Shen<br />

Institute of Metal Forming, RWTH Aachen University, Germany<br />

fuhui.shen@ibf.rwth-aachen.de<br />

Now at Department of Engineering Science, University of Ox<strong>for</strong>d, UK<br />

Markus Könemann<br />

Institute of Metal Forming, RWTH Aachen University, Germany<br />

markus.koenemann@ibf.rwth-aachen.de<br />

Now at Schwermetall Halbzeugwerk GmbH, Germany<br />

Sebastian Münstermann<br />

Institute of Metal Forming, RWTH Aachen University, Germany<br />

sebastian.muenstermann@ibf.rwth-aachen.de<br />

Vol. 69 (2024)

38<br />

<br />

Decommissioning and Waste Management<br />

A Proposed Pathway to Improve<br />

Reliability Claims <strong>for</strong> Robotic<br />

Systems in <strong>Nuclear</strong> Decommissioning<br />

Safety Cases<br />

› Cuebong Wong, Howard Chapman, Stephen Lawton, Michal Szulik, Olivia Tuck, John-Patrick Richardson<br />

1. Introduction<br />

In the UK, the role of robotic systems and related<br />

technologies is increasingly being recognised to be a<br />

key enabler within the nuclear sector. The wider<br />

adoption of robotic systems is seen as a necessary step<br />

in supporting significant nuclear decommissioning<br />

activities. Whilst the associated cost benefit is often<br />

an important aspect of the justification <strong>for</strong> robotic<br />

systems, their potential to remove humans from the<br />

risk of harm at nuclear facilities serves as a primary<br />

driver <strong>for</strong> their use cases. In addition, the learning<br />

and experience to be gained from the use of robotic<br />

systems to support nuclear decommissioning is seen as<br />

an opportunity to develop evidence towards future<br />

proven- in-use claims <strong>for</strong> higher integrity requirements,<br />

supporting the potential <strong>for</strong> robotic systems to make a<br />

step change in wider applications such as those likely<br />

to occur in other nuclear operations, including within<br />

nuclear power plants.<br />

However, experience of deploying robotic technology<br />

in the sector is limited and not without challenges [1], [2] .<br />

One significant hurdle is in demonstrating the reliability<br />

and safety in applications where there is a need<br />

to substantiate computer-based safety or safety-related<br />

function(s) provided by the robotic system.<br />

Whilst many Commercial-Off-The-Shelf (COTS) industrial<br />

robotic systems are compliant with international<br />

standards relevant to safety, such as ISO 13849<br />

and ISO 10218, this on its own is generally insufficient<br />

<strong>for</strong> deploying complex, integrated robotic solutions in<br />

nuclear applications without further evidence to<br />

support claims and arguments made in nuclear safety<br />

cases 1 in accordance with regulatory requirements in<br />

the UK [3] . Furthermore, regulatory guidance specific to<br />

the use of robotic systems <strong>for</strong> nuclear applications is<br />

not yet well-established. In many cases, this leads to a<br />

lack of clarity on regulatory expectations, as well as<br />

perceived challenges, <strong>for</strong> substantiation of complex<br />

and/or novel robotic technology where there is some<br />

degree of reliance on computer-based systems and<br />

components within a safety case.<br />

In recognition of this gap, this paper presents a proposed<br />

approach to improving reliability claims on<br />

robotic systems <strong>for</strong> nuclear decommissioning, based<br />

on current relevant good practice <strong>for</strong> substantiation of<br />

computer-based systems and measures to improve<br />

confidence in their use cases within UK nuclear decommissioning.<br />

Important guidance on the assessment of computerbased<br />

safety systems is given by the UK‘s Office <strong>for</strong><br />

<strong>Nuclear</strong> Regulation (ONR), presented in their Technical<br />

Assessment Guide NS-TAST-GD-046 (TAG 46) [4] . However,<br />

TAG 46 does not explicitly address considerations<br />

and challenges unique to complex robotic systems.<br />

As such, there is currently no clear and sufficient<br />

guidance on the recommendations <strong>for</strong> substantiating<br />

the use of advanced and/or remotely operated robotic<br />

technologies in nuclear decommissioning applications<br />

involving safety or reliability claims on the underlying<br />

robotic systems.<br />

In view of these challenges, this paper aims to support<br />

practitioners in navigating current Relevant Good<br />

Practice (RGP) and provides considerations that align<br />

with the fundamental principles of TAG 46 in a proportionate<br />

manner <strong>for</strong> applications within the<br />

nuclear decommissioning domain. Specifically, a proposed<br />

approach is presented as a pathway to address<br />

certain scenarios where the application of current<br />

guidance is unclear or considered challenging <strong>for</strong><br />

the use of robotic systems. This is generally considered<br />

in the context of low integrity requirements<br />

1 As stated by ONR [5], the purpose of the safety case is to provide “a logical and hierarchical set of documents that describes risk in terms of the hazards<br />

presented by a nuclear facility, site and the modes of operation, including potential faults and accidents, and those reasonably practicable measures that need to<br />

be implemented to prevent or minimise harm. It takes account of experience from the past, is written in the present, and sets expectations and guidance <strong>for</strong> the<br />

processes that should operate in the future if the hazards are to be controlled successfully. The safety case clearly sets out the trail from safety claims through<br />

arguments to evidence”.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Decommissioning and Waste Management<br />

39<br />

commonly associated with nuclear decommissioning<br />

safety cases.<br />

It is noted that whilst applicable standards and regulations<br />

may differ from country to country, the key<br />

principles presented herein are expected to remain<br />

relevant.<br />

2. Standards, Regulation and Practice<br />

Many existing international standards are relevant to<br />

the use of industrial robotic systems and serve as one<br />

<strong>for</strong>m of RGP <strong>for</strong> nuclear regulatory assessment. Whilst<br />

the following is not intended as an exhaustive list, key<br />

published standards include those relevant to nuclear<br />

applications of Computer-Based Systems Important to<br />

Safety (CBSIS) such as IEC 61513 and IAEA SSG-39,<br />

standards <strong>for</strong> functional safety of programmable<br />

electronic systems and control systems such as<br />

IEC 61508 and ISO 13849, industrial robotic safety<br />

standards in the ISO 10218 series, and computer<br />

security-related standards such as IEC 62443 and<br />

IAEA NSS-17.<br />

ISO 10218 is specific to robotic systems and has recently<br />

been revised and reissued to reflect improvements and<br />

enhancements in their safety per<strong>for</strong>mance. This has<br />

two parts where Part 1 covers safety requirements<br />

<strong>for</strong> industrial robots; and Part 2 provides requirements<br />

<strong>for</strong> industrial robot systems, robot applications, and<br />

robot cells.<br />

However, additional regulations and regulatory<br />

guidance apply in the nuclear industry to ensure that<br />

all activities related to nuclear energy and ionising<br />

radiation are conducted in a manner which ade quately<br />

protects people, property, and the environment. In<br />

the UK, nuclear safety assessments, which address<br />

radiological hazards, follow a rigorous process as<br />

required by the <strong>Nuclear</strong> Installations Act 1965.<br />

These are based on interpretation of the ONR’s Safety<br />

Assessment Principles (SAPs) [5] , and supporting Technical<br />

Assessment Guides (TAGs) that aid regulatory<br />

decision-making.<br />

A fundamental principle, as cited in UK legislation [6] , is<br />

the requirement to ensure risks are reduced to As Low<br />

As Reasonably Practicable (ALARP), achieved by means<br />

of adhering to RGP and demonstrating that measures<br />

have been implemented up to the point where the cost<br />

of additional risk reduction is disproportionate to the<br />

benefit gained.<br />

In this regard, compliance of safety-related equipment<br />

with international standards provides a degree of<br />

confidence. However, <strong>for</strong> many robotic systems<br />

considered <strong>for</strong> use in nuclear decommissioning,<br />

adherence with international standards alone may<br />

not be sufficient. This could be due to reasons such<br />

as hazardous environmental interactions not considered<br />

within the standards (e.g., single event effects<br />

of radiation on digital logic circuits), high levels of<br />

system complexity resulting from bespoke integration<br />

of many COTS components, or additional nuclear safety<br />

regulatory requirements not covered by compliance<br />

with international standards.<br />

<strong>Nuclear</strong> safety cases <strong>for</strong> CBSIS should normally, as<br />

part of a fault schedule, include some <strong>for</strong>m of Hazard<br />

Identification 2 [7] , covering an assessment of possible<br />

failures of safety functions associated with both<br />

hardware and software. Whilst hardware failures are<br />

commonly attributed to random faults (i.e., unpredicted<br />

failure of hardware components), software<br />

failures are more commonly associated with systematic<br />

failures 3 originating from unidentified defects associated<br />

with the development process. Verification<br />

and Validation (V&V) activities can help reduce the<br />

likelihood of these faults, but a key principle in<br />

software testing acknowledges that it is generally not<br />

possible to easily prove the absence of all defects<br />

in software [8] .<br />

For these reasons, it is necessary to recognise in safety<br />

assessments that where a programmable electronic<br />

system or a computer-based system controls a process,<br />

it may be liable to initiate fault sequences. There<strong>for</strong>e,<br />

as a baseline, no credit may be claimed <strong>for</strong> protection<br />

by such system in the same fault sequence.<br />

To address these risks, the ONR developed TAG 46 to<br />

provide guidance to regulators on the necessary<br />

evidence to support claims made against CBSIS. Key<br />

criteria used within TAG 46 that define the level of<br />

rigour required <strong>for</strong> substantiating a nuclear safety<br />

claim are the categorisation of safety functions and<br />

classification of Structures, Systems and Components<br />

(SSC), as defined in NS-TAST-GD-094 (TAG 94) [9] .<br />

Safety categorisation and classification determine<br />

the regulatory expectations regarding measures and<br />

techniques that should be applied to derive confidence<br />

in terms of average probability of failure on demand<br />

(pfd) or average frequency of dangerous failure (pfh).<br />

These are aligned with the established international<br />

standard IEC 61508, which defines requirements <strong>for</strong><br />

2 In addition to possible failure of safety functions implemented by a robotic system, it is considered good practice to consider faults that may result in the need<br />

<strong>for</strong> recovery of an “unresponsive” robot from within a nuclear decommissioning facility to ensure, so far as is practicable, that operations do not have to be<br />

suspended <strong>for</strong> an extended period and potential <strong>for</strong> human intervention is minimised through relevant automated functions (e.g. return to a defined location on<br />

loss of signals that permit remote control). This type of function may either be integrated within the system as part of a robotic solution or as an independent<br />

action initiated by plant operators. Recovery functionality may <strong>for</strong>m a confidence building measure within a decommissioning safety case.<br />

3 In IEC 61508-4 [14] under section 3.6.6, systematic failures can be defined as “failure, related in a deterministic way to a certain cause, which can only be<br />

eliminated by a modification of the design or of the manufacturing process, operational procedures, documentation, or other relevant factors”.<br />

Vol. 69 (2024)

40<br />

<br />

Decommissioning and Waste Management<br />

programmable electronic systems according to Safety<br />

Integrity Levels (SILs) 4 1 to 4.<br />

Whilst the appropriateness and adequacy of specific<br />

measures and techniques <strong>for</strong> substantiating claims<br />

on CBSIS are highly dependent upon the system in<br />

question and corresponding safety categorisation and<br />

classification, TAG 46 generally advises the use of a<br />

two-legged approach <strong>for</strong> justification of reliability<br />

claims. This comprises of demonstrating production<br />

excellence (which may be supplemented by compensatory<br />

activities), and Independent Confidence<br />

Building Measures (ICBMs) [5] .<br />

Here, production excellence aims to demonstrate that<br />

a robust process has been adhered to throughout the<br />

full development lifecycle of the CBSIS, par ticularly<br />

the development of software. This typically means<br />

com pliance with relevant standards, such as IEC 61508,<br />

and adequate V&V activities carried out as part of<br />

the development lifecycle. ICBMs, on the other hand,<br />

comprise of independent examination techniques<br />

and measures that aim to provide a proportionate<br />

approach to validation of the numerical safety or<br />

reliability claims made against a CBSIS. Examples of<br />

these activities can be found in Appendix 7 of TAG 46<br />

<strong>for</strong> COTS smart devices.<br />

Additional guidance is provided by the ONR regarding<br />

computer security considerations, in recognition that<br />

the per<strong>for</strong>mance of CBSIS could be compromised by<br />

vulnerabilities in security, leading to unsafe conditions.<br />

The UK regulatory expectation is there<strong>for</strong>e <strong>for</strong> any<br />

technology used on nuclear facilities to be compliant<br />

with approved security plans and arrangements <strong>for</strong> the<br />

corresponding licenced site and additionally satisfying<br />

relevant guidance from the ONR’s SAPs and Security<br />

Assessment Principles (SyAPs) <strong>for</strong> the specific system<br />

and its application [10] .<br />

3. Perceived Challenges on the use of Robotics<br />

in <strong>Nuclear</strong> Decommissioning<br />

Perceived challenges have been identified in the use<br />

of robotic systems in nuclear decommissioning,<br />

based on the experience of the UK’s National <strong>Nuclear</strong><br />

Laboratory in developing and deploying robotic<br />

solutions <strong>for</strong> nuclear decommissioning and related<br />

activities within UK nuclear facilities.<br />

First and <strong>for</strong>emost, numerical safety or reliability<br />

claims made against CBSIS have historically been<br />

limited within the nuclear sector, typically in the order<br />

of 3E-1 pfd (or 3E-5 pfh) based on the guidance given<br />

in TAG 46 (para. 22 of [4]) 5 . Whilst this can easily be<br />

viewed as a significant constraint on the use of robotic<br />

technologies, it is necessary to stress that this only<br />

applies in the absence of a “sufficiently robust justification”<br />

to demonstrate a lower value of numerical<br />

reliability claim against the system.<br />

Such justification can be achieved through application<br />

of the two-legged approach to develop the<br />

necessary evidence to fulfil this requirement, as<br />

described further in Section 4. Furthermore, whilst<br />

guidance relating to low integrity applications is limited<br />

to Section A3.8 of TAG 46 [4] , it notes that alternative<br />

approaches to justification of systems with modest<br />

reliability claims may be adequate <strong>for</strong> low integrity<br />

systems. As such, the authors do not believe historically<br />

low claims made against CBSIS necessarily limit<br />

the use of robotic systems in nuclear decommissioning<br />

safety cases. However, there are nevertheless outstanding<br />

challenges that must be addressed to support<br />

such use cases.<br />

For one, the use of two diverse and independent<br />

computer-based systems is advised <strong>for</strong> modest integrity<br />

requirements as a mitigation <strong>for</strong> the likelihood of a<br />

protection system failing from a systematic failure.<br />

This is because two diverse systems are less likely to<br />

fail in the same way than simply using redundant<br />

systems (which, in contrast, is a common approach to<br />

mitigating random failures) due to the use of different<br />

technologies and/or implementations with a very<br />

low likelihood of shared defects. This approach can<br />

be considered to <strong>for</strong>m a defensive architecture <strong>for</strong> a<br />

CBSIS. A robust justification would be supported by<br />

an adequate assessment of common cause failures<br />

to demonstrate the reliability of the dual-channel protection<br />

system outlined above.<br />

However, this can be challenging to implement on<br />

a robotic system with integrated safety, whereby the<br />

robot control and its safety functions are implemented<br />

within a single dual-channel architecture (typically<br />

housed inside a single physical control unit). This is<br />

common <strong>for</strong> industrial robots that implement safety<br />

features such as protective stop functions (defined<br />

by a Category 0, 1 or 2) in accordance with IEC 60204-1.<br />

As processing of all control and safety functions <strong>for</strong><br />

the robot are handled through a single control unit,<br />

additional external protection systems are commonly<br />

relied upon to provide an independent and diverse<br />

safety solution.<br />

The challenge arises in applications involving remote<br />

robotic systems that must be retrofitted into an<br />

operating environment or process that cannot be<br />

readily designed around the use of robots, as is often<br />

the case <strong>for</strong> legacy nuclear facilities and nuclear<br />

decommissioning operations, respectively. Here,<br />

4 In IEC61508-4 [14] under section 3.5.8, SILs can be defined as “a discrete level (one out of a possible four), corresponding to a range of safety integrity values,<br />

where safety integrity level 4 has the highest level of safety integrity and safety integrity level 1 has the lowest”.<br />

5 This should be noted <strong>for</strong> context against there being 8,760 hours within a calendar year.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Decommissioning and Waste Management<br />

41<br />

there is a need to place reliability claims solely upon<br />

the remotely deployed system, which at its very core,<br />

depends upon a robotic system’s in-built safety<br />

functions. Achieving an independent, dual-channel<br />

safety solution in these circumstances becomes difficult<br />

without either a bespoke robotic solution or<br />

significant collaboration with the supply chain <strong>for</strong><br />

COTS robotic systems.<br />

Whilst low integrity requirements do not place a<br />

requirement <strong>for</strong> diverse systems, it may still be difficult<br />

to justify the use of integrated safety functions without<br />

an understanding of possible interference between the<br />

control and functional safety elements of the system.<br />

This necessarily requires in<strong>for</strong>mation from manufacturers<br />

and/or suppliers regarding the architectural<br />

design of the robot itself, which very often is not<br />

available as it may be regarded as intellectual property<br />

or “trade secrets”. Nevertheless, this may be required<br />

to enable an adequate safety demonstration to be<br />

presented in the safety case. In the absence of this<br />

in<strong>for</strong>mation, alternative justifications may fall upon<br />

prior use claims or clear evidence that diagnostic<br />

in<strong>for</strong>mation on the CBSIS elements of the robot is<br />

monitored as part of the overall protection.<br />

Reliance on manufacturers and/or supplier data can<br />

also be problematic when seeking justification in<br />

the <strong>for</strong>m of production excellence, in line with regulatory<br />

expectations, that “appropriate techniques and<br />

measures, in<strong>for</strong>med by the relevant standard(s) andcommensurate<br />

with the class/SIL of the device under<br />

assessment, have been applied throughout the development<br />

lifecycle” (A7.2 para. 191 of [4]), as there may<br />

be some reluctance to share their internal practices.<br />

Whilst third-party audits <strong>for</strong> accreditation and certification<br />

may provide a level of assurance, additional<br />

compensatory activities may be necessary to support<br />

the production excellence aspects of the two-legged<br />

approach.<br />

Despite the general guidance on assessment of CBSIS<br />

provided by TAG 46, experience of adhering to<br />

the recommendations in the guidance and applying<br />

the regulatory principles to remote and/or advanced<br />

robotic systems in the nuclear industry remains<br />

limited in practice. For example, interpretation of<br />

the ONR TAGs alone will often be insufficient in<br />

understanding regulatory expectations <strong>for</strong> a specific<br />

use case, and consultation may be required to<br />

determine the sufficiency of proposed justifications<br />

<strong>for</strong> CBSIS. Difficulties in adopting certain primary<br />

measures in the two-legged approach (e.g., from the<br />

challenges described above) will often mean that<br />

additional evidence will be needed to provide a<br />

sufficient level of confidence. Early engagement<br />

between developers, nuclear site licensees and<br />

regulators is essential to ensure that the two-legged<br />

approach is applied in a proportionate manner to<br />

the integrity requirements and reliability claims<br />

placed on a robotic system.<br />

4. A Proposed Approach to Substantiation of<br />

Robotic Systems<br />

This section presents a proposed approach to substantiating<br />

an industrial robotic system with low integrity<br />

requirements, in accordance with current best practice<br />

through adoption of the two-legged approach. The<br />

considerations discussed herein specifically address<br />

applications where reliance cannot be placed solely on<br />

external systems <strong>for</strong> protection, and claims presented<br />

within a safety case involve some elements of a robot’s<br />

integrated safety and other safety-related computerbased<br />

systems to deliver a safety function.<br />

To provide context to the discussion, an abstracted<br />

example of such a robotic system is presented in<br />

Figure 1. It comprises of a robotic system integrated<br />

with peripheral tools and sensing devices, and integrated<br />

safety systems that provide executive protective<br />

function(s) <strong>for</strong> operations carried out by the robot.<br />

An external industrial controller and an independent<br />

safety controller (such as a Programmable Logic<br />

Controller (PLC) intended <strong>for</strong> use in CBSIS) are<br />

responsible <strong>for</strong> the high-level control and safety<br />

protection of the complete system. Operator-facing<br />

interfaces and other software applications that can<br />

be demonstrated not to interfere with implementation<br />

of a safety function(s) provide additional task-related<br />

functionality of the robotic system.<br />

Of note, whilst the safety components of this solution<br />

are generally implemented within an independent<br />

network of safety devices, there may be reliance on the<br />

robot controller to carry out its integrated safety stop<br />

functions in the event of a fault. Incorporating a safety<br />

relay within the robot system’s power supply arrangements,<br />

which provides cross-monitoring capabilities<br />

between robot controller and independent safety<br />

devices, may be a suitable <strong>for</strong>m of mitigation against<br />

loss of functionality. In such cases, care should be taken<br />

due to the potential uncontrolled stop behaviour of the<br />

robotic system and the potential <strong>for</strong> loss of diagnostic<br />

in<strong>for</strong>mation in a complete ‘shutdown’ state.<br />

To this end, the following measures are proposed as a<br />

suggested way <strong>for</strong>ward <strong>for</strong> substantiation of a robotic<br />

system in a low-integrity application.<br />

4.1. Production Excellence (PE)<br />

A key aim of PE is to demonstrate robustness of<br />

the development lifecycle through compliance with<br />

established standards. For CBSIS used in nuclear<br />

facilities, IEC 61508 typically <strong>for</strong>ms the basis of best<br />

practice, supported by assessments using tools such<br />

as EMPHASIS [11] . However, most industrial robotic<br />

systems are developed in accordance with ISO 13849-1<br />

and ISO 10218. There<strong>for</strong>e, gaps may exist when using<br />

these standards as <strong>for</strong>ms of justification, as aspects<br />

such as systematic failures in software may not<br />

have been considered in line with the expectations<br />

of nuclear regulators.<br />

Vol. 69 (2024)

42<br />

<br />

Decommissioning and Waste Management<br />

Fig. 1.<br />

Generalised example of an industrial robotic system <strong>for</strong> substantiation in a nuclear decommissioning safety case.<br />

Furthermore, EMPHASIS assessments, or similar<br />

in-depth assessments of smart devices, involve a<br />

rigorous process that would generally require significant<br />

input from robot manufacturers and/or<br />

suppliers. In the absence of such commitment from<br />

the supply chain, compensatory activities are likely<br />

to be necessary to support the justification of the<br />

PE leg. This may include evidence in the <strong>for</strong>m of<br />

accreditation by independent bodies that provide<br />

expertise in certification and auditing compliance<br />

to relevant standards, supplementary component,<br />

module, and whole-system testing carried out by<br />

the manufacturer/developer, and evidence of robust<br />

configuration management throughout the system<br />

development lifecycle that can continue into operational<br />

use. This reflects the approach advocated by<br />

IEC 62671 [12] .<br />

4.2. Independent Confidence Building Measures<br />

(ICBMs)<br />

ICBMs could be implemented through a selection of<br />

different types of assessments, tests, and other tools.<br />

Whilst use of more novel technologies in highly<br />

complex applications may require further research to<br />

determine the most appropriate and adequate techniques<br />

<strong>for</strong> building confidence in the robustness of the<br />

CBSIS, there are several measures that can be broadly<br />

utilised to support a nuclear decommissioning safety<br />

case involving the use of robotic technologies.<br />

For example, use of industrial mock-ups, simulations<br />

or test environments that accurately reflect the<br />

operating environment and conditions of the final<br />

deployment during the development lifecycle could<br />

provide increased confidence in demonstrating correctness<br />

of functional safety as part of a detailed assurance<br />

plan. This can be supplemented through collaboration<br />

with regulators in conjunction with techniques such as<br />

sandboxing that is advocated by the ONR to pro vide<br />

industry stakeholders (i.e., nuclear site licensees, manufacturers,<br />

and suppliers, etc.) with a safe space to consider<br />

how robotic systems can be effectively regulated.<br />

In some instances, proven-in-use justifications and<br />

field experience could support a safety case and may<br />

draw upon like-<strong>for</strong>-like use of the technology in other<br />

industries to provide confidence in reliability claims<br />

made against the technology. This approach could<br />

adopt the principles of proven in use as described<br />

in IEC 61508-2 sub-clause 7.4.10. Where this is not<br />

available, a combination of independent (third-party)<br />

static analysis and dynamic testing of the system and<br />

statistical testing carried out as a <strong>for</strong>m of whole-robotic<br />

system analysis could provide supporting evidence <strong>for</strong><br />

the derived pfd/pfh figures.<br />

Further justifications could be provided in the <strong>for</strong>m of<br />

functional safety assessments of robotic systems to<br />

understand the system failure modes and effects. In the<br />

case of robots with integrated safety, this should include<br />

Ausgabe 4 › Juli

Decommissioning and Waste Management<br />

43<br />

an assessment of the possible inter ference of unqualified<br />

components on the robotic system’s ability to<br />

deliver safety functions. It is expected that support<br />

from manufacturers and suppliers would likely be<br />

required as part of any comprehensive review.<br />

For robotic deployments involving a complex system<br />

of systems, a thorough examination of interrelated<br />

system interactions, common cause failures, and<br />

mitigations can provide evidence towards the reliability<br />

of the integrated system as a whole. This may<br />

involve a comprehensive examination of the system<br />

design against safety requirements and adoption of<br />

best practice, such as utilisation of diverse techniques<br />

to overcome systematic failures in software and use of<br />

established techniques (e.g., watchdogs and monitoring<br />

of safety-related diagnostic in<strong>for</strong>mation) to provide<br />

assurance on the health of robotic systems.<br />

4.3. General Remarks<br />

The nuclear sector would benefit from establishing<br />

closer working relationships with robot manufacturers<br />

and the wider supply chain as this could help ease the<br />

future process of developing sufficient justification <strong>for</strong><br />

the use of advanced robotic solutions in nuclear decommissioning<br />

safety cases. Contributions from manufacturers<br />

may include provision of support towards<br />

EMPHASIS-type assessments <strong>for</strong> production excellence<br />

justifications, and collaboration within development<br />

projects to ensure the robotic system design is aligned<br />

with best practices <strong>for</strong> smart devices in the industry.<br />

Progress in these areas could serve as the basis <strong>for</strong><br />

future introduction of more novel technologies in<br />

robotic applications within nuclear operating facilities,<br />

such as collaborative robots, autonomous systems<br />

and reasoning systems based on machine learning<br />

and other Artificial Intelligence (AI) agents.<br />

In addition to the areas outlined above in the context<br />

of the two-legged approach (i.e. PE and ICBMs), there<br />

is a need to ensure that appropriate measures are<br />

applied to demonstrate compliance with approved<br />

security plans and arrangements applicable to the<br />

corresponding licenced site(s) where a robotic system<br />

may be deployed. Again, this may require in<strong>for</strong>mation<br />

from manufacturers and suppliers of a robotic system<br />

to determine the computer security philosophy applied<br />

during its design and development so that this can, as<br />

necessary, be integrated into security plans that can<br />

complement the nuclear decommissioning safety case.<br />

The authors note that the proposed pathway presented<br />

in this section is not intended as a step-by-step guide.<br />

Safety cases must be considered in the context of the<br />

specific application and associated safety re quirements.<br />

Other measures, including arrangements <strong>for</strong> recovery<br />

of robotic systems from radiological environments, not<br />

discussed in this paper will remain applicable in some<br />

cases, and practitioners are advised to engage with<br />

regulators early on to ensure proposed measures and<br />

justifications are appropriate and proportionate to the<br />

use case.<br />

5. Conclusion<br />

Overcoming the challenges to substantiation of robot<br />

systems <strong>for</strong> low integrity requirements has the potential<br />

to significantly accelerate progress in nuclear<br />

decommissioning activities whilst reducing the risk of<br />

harm to the work<strong>for</strong>ce. Whilst specific regulatory<br />

guidance on developing robust safety cases <strong>for</strong> use of<br />

robotic technologies in nuclear facilities is not yet wellestablished,<br />

there are means to developing evidence to<br />

justify reliability claims <strong>for</strong> robotic systems with low<br />

integrity requirements that aligns with existing best<br />

practice.<br />

For these reasons, nuclear site licensees should not be<br />

discouraged from considering robotic solutions as an<br />

alternative to manual processes in decommissioning.<br />

Indeed, the ALARP principle should be adopted to<br />

assess whether the use of robotic technology ulti mately<br />

provides a safer working solution. In view of building<br />

experience to support future proven-in-use claims, a<br />

phased approach to deployment of robot systems<br />

starting with the target of substantiating a SIL 1 reliability<br />

claim is recommended by the authors.<br />

It is noted that further research is being carried out to<br />

develop new tools and techniques to support the safe<br />

use of increasingly software-driven robotic systems<br />

and related technologies, such as <strong>for</strong>mal verification<br />

methods and software development processes [13] . However,<br />

the maturity of the research base is not yet at a<br />

technology readiness level sufficient <strong>for</strong> adoption. As<br />

such, consideration of how these tools and techniques<br />

could contribute to PE or ICBMs requires further<br />

research and pilot studies.<br />

Ultimately, collaboration between researchers, supply<br />

chain, system developers, licensees, and regulators will<br />

be crucial in ensuring developments in this area remain<br />

fit <strong>for</strong> purpose and proportionate to risk in accordance<br />

with the ALARP principle. This is necessary to ensure<br />

that the opportunities presented by inno vative robotic<br />

technologies can be leveraged to support global nuclear<br />

decommissioning ef<strong>for</strong>ts in a safe and secure manner.<br />

Acknowledgement<br />

This work was funded by National <strong>Nuclear</strong> Laboratory’s<br />

Science & Technology Programme under the<br />

Robotics Core Science Theme. The authors would<br />

like to thank Steven Frost, Safety Specialist at E&FS<br />

Consultants Ltd and <strong>for</strong>mer Professional Lead <strong>for</strong><br />

Electrical, Control & Instrumentation at Office <strong>for</strong><br />

<strong>Nuclear</strong> Regulation, <strong>for</strong> his technical support and<br />

sharing of experience on electrical and functional<br />

safety challenges in the nuclear sector during the<br />

development of this paper.<br />

Vol. 69 (2024)

44<br />

<br />

Decommissioning and Waste Management<br />

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Reliable Engineered Autonomy, 2023.<br />

[14] <strong>International</strong> Electrotechnical Commission, “IEC 61508-4:2010 Functional<br />

safety of electrical/electronic/programmable electronic safety-related systems<br />

– Part 4: Definitions and abbreviations,” IEC, 2010.<br />

Authors<br />

Cuebong Wong<br />

National <strong>Nuclear</strong> Laboratory Limited, UK<br />

cuebong.wong@uknnl.com<br />

Cuebong Wong (PhD, MEng, MIET) is a Senior Robotic<br />

Systems Technologist at National <strong>Nuclear</strong> Laboratory.<br />

He is a technical lead <strong>for</strong> robotic systems development,<br />

leading on software design, development, verification,<br />

and systems integration across robotics<br />

development lifecycle projects <strong>for</strong> nuclear decommissioning.<br />

Cuebong is the theme lead <strong>for</strong> NNL’s Robotics<br />

Core Science Theme, delivering an internal research programme and working<br />

in collaboration with university partners on emerging robotics technology to<br />

meet current and future needs of the nuclear sector. He is an active industrial<br />

supervisor <strong>for</strong> collaborative PhD projects, supporting research in areas of soft<br />

robotics, size reduction, inspection, non-destructive testing, and multi-robot<br />

control & coordination.<br />

Howard Chapman<br />

National <strong>Nuclear</strong> Laboratory Limited, UK<br />

Howard.Chapman@uknnl.com<br />

Stephen Lawton<br />

National <strong>Nuclear</strong> Laboratory Limited, UK<br />

stephen.lawton@uknnl.com<br />

Stephen Lawton is a Senior Radiological and Chemotoxic<br />

Safety Consultant at NNL, covering the civil nuclear<br />

fuel cycle and research and development projects<br />

and new reactor designs. He has written safety cases<br />

<strong>for</strong> robotic deployment within nuclear and non-nuclear<br />

environments from hazard identification through<br />

to preparation of appropriate and pragmatic assessments.<br />

Stephen has also written and updated methodology and procedure<br />

guidance documents <strong>for</strong> clients, sharing recognised good practice within the<br />

industry. Stephen is a member of the Cross-Sector Robotics and Autonomous<br />

Systems Regulations, Standards and Ethics Committee.<br />

Michal Szulik<br />

National <strong>Nuclear</strong> Laboratory Limited, UK<br />

michal.szulik@uknnl.com<br />

Michal Szulik is a Robotic Systems Technologist at<br />

NNL and a member of the IMechE and NI professional<br />

institutions. With a background in mechanical engineering,<br />

computer vision, and autonomous systems,<br />

Michal works on research, development, and technical<br />

delivery of robotic solutions with a focus on the<br />

hazardous environments within the nuclear sector.<br />

With an academic and technical background, Michal works collaboratively<br />

with universities, research bodies, SMEs, suppliers, and customers on a wide<br />

spectrum of technology maturities to develop robotics capabilities and ensure<br />

its safe and reliable deployment.<br />

Olivia Tuck<br />

National <strong>Nuclear</strong> Laboratory Limited, UK<br />

olivia.cz.tuck@uknnl.com<br />

Olivia Tuck is a Chartered Statistician in NNL Decision<br />

Science team with 8 years’ experience. Her work<br />

covers a wide range of statistical methodology, collaborating<br />

with different NNL teams and customers to<br />

deliver high quality work. Recent work has included<br />

experimental design, uncertainty quantification,<br />

regression modelling, multivariate analysis and<br />

decision analysis.<br />

John-Patrick Richardson<br />

National <strong>Nuclear</strong> Laboratory Limited, UK<br />

john-patrick.richardson@uknnl.com<br />

As Robotics Development Lead <strong>for</strong> the UK National<br />

<strong>Nuclear</strong> Laboratory, John-Patrick Richardson has<br />

responsibility <strong>for</strong> the development & technical delivery<br />

of NNL’s strategy <strong>for</strong> the Robotics Capability<br />

through the co-ordination of customers, suppliers,<br />

universities and other companies. His responsibilities<br />

cover two main areas: leading on the development of<br />

the Robotics & Artificial Intelligence (RAI) Strategy <strong>for</strong><br />

NNL and business development; and ensuring the<br />

technical delivery of RAI work across NNL.<br />

Howard Chapman is a Principal Safety Consultant at<br />

the National <strong>Nuclear</strong> Laboratory with over 35 years<br />

experience in the production and management of<br />

radiological and high hazard chemotoxic safety cases<br />

in the UK and internationally. His career spans all<br />

aspects of the nuclear project lifecycle. Howard led<br />

the safety case <strong>for</strong> the LaserSnake project which built<br />

a semi-autonomous robot laser cutting capability <strong>for</strong> active facilities and<br />

worked on a robotic safety project to adopt greater Human Robot Collaboration.<br />

This has helped to develop an increased understanding of generic robotic<br />

safety case considerations and the reliability of protective measures across all<br />

key industrial sectors. Howard is a co-chair of the UK Cross-Sector Robotic and<br />

Autonomous Regulations, Standards and Ethics Committee which supports risk<br />

evaluation and coordination between industrial sectors.<br />

Ausgabe 4 › Juli

Research and Innovation<br />

45<br />

Fuel Per<strong>for</strong>mance Comparison<br />

of Uranium Nitride and<br />

Uranium Carbide in VVER-1200<br />

using OpenMC<br />

› Meekal Jamil, Majid Ali, Khurram Mehboob<br />

<strong>Nuclear</strong> power is a reliable and large-scale source of GHG-free electricity. This study<br />

assesses the viability of ATF fuel of uranium nitrate (UN) and uranium carbide (UC) as<br />

fuel <strong>for</strong> the VVER-1200 reactor. A comprehensive overview of the VVER-1200 and<br />

Accident Tolerant fuels is conducted. A review of the development of ATFs identified UN<br />

and UC as viable fuels <strong>for</strong> the VVER reactor. The study utilizes OpenMC to model the VVER-<br />

1200 core and compares the behavior of ATF with conventional fuel. Key findings include<br />

comparable k-eff values implying similar neutronic behavior. UO 2 and UC showed similar<br />

fission rates across the core while UN showed higher neutron flux and fission rate in the<br />

outer part of the core. The base Z44B2 showed increased flux and fission rate with UN as the<br />

fuel. ATF behavior was shown to be comparable to the UO 2 and thus is a potential alternative<br />

to conventional fuels. ATFs provide an additional level of safety because of higher melting<br />

points and higher thermal conductivity. This study can be further improved to investigate the<br />

depletion of ATFs so that the behaviors of the core over large periods, fission products, and<br />

operator safety can be assessed. Base case k-eff values of 1.24795 are comparable to k-eff<br />

values generated by UN and UC.<br />

1 Introduction<br />

<strong>Nuclear</strong> power is proven to be a reliable, cost-effective,<br />

and large-scale, source of GHG-free electricity. <strong>Power</strong><br />

densities in light water reactors (LWR) can range<br />

between 50 –70 MW th ̸ m³ which is significantly greater<br />

than the average power density found in conventional<br />

power plant boilers burning fossil fuels. [1] <strong>Nuclear</strong><br />

power plants (NPP) are increasing in competitiveness<br />

with fossil fuel power plants due to the increased<br />

service life, increased operability, implementation of<br />

load-follow conditions, and reduction in CAPEX & and<br />

construction time.<br />

The VVER is a pressurized light-water reactor with<br />

horizontal steam generators and hexagonal fuel assemblies.<br />

The VVER has a high level of inherent safety and<br />

a total of 49 power plants are under operation with<br />

approximately 1400 reactor-years of total operating<br />

time. The first VVER reactor was commissioned at NV<br />

NPP in 1964 and the VVER design has gone through<br />

improvements in safety, power operation characteristics,<br />

and economic efficiency. The VVER-1200 is a<br />

generation 3+ reactor. The VVER-1200 has greater<br />

thermal efficiency and is designed to operate at higher<br />

temperatures and pressure than previous VVER<br />

models, which allows it to generate more electricity<br />

from the same amount of fuel. This increased efficiency<br />

also results in lower fuel costs and reduced environmental<br />

impact. The VVER-1200 has several advanced<br />

safety features. These include an active and passive<br />

cooling system, which can rapidly cool the reactor in<br />

the event of an accident, and a containment building<br />

that is designed to withstand extreme external <strong>for</strong>ces,<br />

such as earthquakes or airplane crashes. In terms of<br />

construction, the VVER-1200 is designed to be modular<br />

and easy to assemble. This reduces construction time<br />

and costs and makes it easier to transport and install<br />

the reactor components. [2] The VVER-1200 is currently<br />

in operation or under construction in several countries,<br />

including Russia, Belarus, Turkey, and Bangladesh.<br />

In Russia, the VVER-1200 is being used in the NoVo<br />

Voronezh II and Leningrad II nuclear power plants,<br />

and more reactors are planned <strong>for</strong> construction in the<br />

coming years. [3]<br />

Vol. 69 (2024)

46<br />

<br />

Research and Innovation<br />

The high power density that enables nuclear power to<br />

be economically viable also makes reactors susceptible<br />

to severe accidents. During a loss of coolant accident<br />

(LOCA), reactor fuel is subjected to an extremely hightemperature<br />

environment which leads to numerous<br />

unwanted behaviors including pellet-cladding interaction,<br />

cladding oxidation/Hydriding, pellet dispersal<br />

and cladding embrittlement and fragmentation. [4] In<br />

light water reactors (LWR), a reactor scram greatly<br />

decreases power generation by suppressing the chain<br />

reaction, but a significant amount of heat is still<br />

generated through the decay of radioactive products<br />

present in the core. <strong>Power</strong> generation reduces to 7 %<br />

immediately after the scram, 1 % after four hours, and<br />

0.2 % after 10 days. [5] <strong>Power</strong> levels in LWRs are upwards<br />

of 3000 MWth, thus a reactor is producing a large<br />

amount of power, nearly 30 MW four hours after<br />

shutdown. There<strong>for</strong>e, decay heat removal and tolerance<br />

to high temperatures are necessary to prevent core<br />

damage and degradation.<br />

Fig. 1.<br />

Thermal conductivity <strong>for</strong> UO 2 , UN, and UC [8]<br />

Conventional UO₂ fuel shows weak resistance to a hightemperature<br />

environment. This led to severe damage<br />

to the fuel, evidenced during the station blackout (SBO)<br />

at the Fukushima Daiichi nuclear power plant (NPP). [6]<br />

The accident at Fukushima accelerated the R&D of<br />

accident-tolerant fuels (ATF). The ATF program’s<br />

primary motivation is to improve fuel safety and<br />

reliability of LWRs, and high-temperature gas-cooled<br />

reactors (HTGR) during beyond-design basis (BDB)<br />

accidents. Research is being conducted to develop<br />

innovative fuel compounds with enhanced thermophysical<br />

properties, lower operating temperatures,<br />

reduced hydrogen generation rates, enhanced retention<br />

of fission products, and increased capability to<br />

resist damage and degradation during a severe<br />

accident. [4]<br />

Advanced ceramic fuels have the advantage of having<br />

high heat conductivities and melting points. Uranium<br />

nitride (UN) and uranium carbide (UC) have better<br />

thermal conductivity and higher melting points than<br />

uranium dioxide. [7] UN is most used in NASA reactor<br />

designs and interest in UC has been revived to be<br />

utilized in Fully Ceramic Microencapsulated (FCM)<br />

fuels such as TRISO particles. Yahya et al. demonstrated<br />

the viability of UN <strong>for</strong> the SMART reactor and Chaudri<br />

et al. proposed a fuel pellet design composed of UN and<br />

UC <strong>for</strong> the Super Critical Water Reactor (SCWR). [7,8]<br />

Property UO 2 UN UC<br />

Density<br />

(kg/m³)<br />

Melting Temperature<br />

(°C)<br />

Thermal Conductivity<br />

(W/mK)<br />

10,600 14,000 13,000<br />

2,850 2,850 2,350<br />

8.67 13.0 25.3<br />

Tab. 1.<br />

Fig. 2.<br />

Thermal conductivity vs Temperature [8] Methodology Flow Chart<br />

Ausgabe 4 › Juli

Research and Innovation<br />

47<br />

In this paper, the viability of UN and UC as a fuel<br />

replacement <strong>for</strong> the VVER is measured against conventional<br />

UO₂ fuel by modeling the reactor using the<br />

OpenMC neutron and photon transport code.<br />

2 Methodology<br />

The objective of the simulation is to ascertain the<br />

viability of UN and UC as fuel <strong>for</strong> the VVER-1200 reactor.<br />

OpenMC is used to model the VVER core with a typical<br />

core configuration described in Table 2. UN and UC<br />

are replaced as fuel materials in homogeneous configurations.<br />

Comparison is made <strong>for</strong> the fission rate,<br />

neutron flux, absorption, and heating against the<br />

behaviour of UO₂ in the reactor.<br />

2.1 VVER-1200 Description<br />

The Russian abbreviation VVER stands <strong>for</strong> ‘water-water<br />

energetic reactor,’ meaning light water is used <strong>for</strong> the<br />

coolant and moderator. The VVER-1200 is the successor<br />

to the VVER-1000 and has a similar design and core<br />

configuration. The VVER-1200 consists of four horizontal<br />

steam generators, reactor cooling pumps (RCP) and<br />

a single pressurizer kept at 16.2 MPa to prevent boiling<br />

within the core. The reactor is a vertical pressure vessel<br />

that houses the core, control rods, instrumentation<br />

sensors, core baffle, core barrel, and protective tube<br />

unit. The reactor is fixed in a concrete cavity with<br />

biological & and thermal shielding and cooling mechanisms.<br />

The reactor fastening inside the concrete cavity<br />

prevents displacement from seismic impacts and pipeline<br />

breaks. The primary features of the VVER-1200 are<br />

given in Tab. 2.<br />

Parameter<br />

Reactor Type<br />

Plant full thermal power<br />

Electric power gross<br />

Electric power net<br />

Pressurized Light<br />

Water Reactor<br />

3,200 MWth<br />

1,170 MWe<br />

1,082 MWe<br />

<strong>Power</strong> plant efficiency 33.9 %<br />

Plant design life<br />

60 years<br />

<strong>Power</strong> plant availability target > 90 %<br />

Number of FA 163<br />

Rod cluster control assemblies<br />

(RCCA)<br />

Primary pressure<br />

Nominal steam generator pressure<br />

Coolant<br />

Inlet coolant temperature<br />

Outlet coolant temperature<br />

Coolant volumetric flow rate<br />

121<br />

16.2 MPa<br />

6.9 MPs<br />

Light Water<br />

298.2 C<br />

329.5 C<br />

86,000 m³/hr<br />

Fig. 3.<br />

VVER-1200 Reactor Diagram [2]<br />

Vol. 69 (2024)

48<br />

<br />

Research and Innovation<br />

Parameter<br />

Coolant mass flow rate<br />

Core equivalent diameter<br />

Core active length<br />

Core power density<br />

Average linear heart rate<br />

Length of fuel cycle<br />

Assembly pitch<br />

Rod pitch<br />

23,888 Kg/s<br />

3.16 m<br />

3.75 m<br />

108.5 MW/m³<br />

16.78 KW/m<br />

12 months<br />

23.51 cm<br />

1.275 cm<br />

Control rod absorber material B 4 C + Dy 2 O 3 TiO 2<br />

Fuel material UO 2 and UO 2 + Gd 2 O 3<br />

Cladding material Alloy E-110<br />

Reactor coolant pumps 4<br />

Soluble neutron absorber H 3 BO 3<br />

Burnup of fuel<br />

Neutron spectrum<br />

60 MWd/Kg<br />

Thermal Neutrons<br />

Tab. 2.<br />

Fig. 4.<br />

VVER-1200 Reference Core<br />

Fuel Assembly<br />

Fuel Assembly<br />

Type<br />

No of FAs<br />

in the core<br />

Primary features of VVER-1200 [2] Tab. 3.<br />

No of UO 2 pins/<br />

Ave enrichment (%)<br />

No of Gd Pins/<br />

UO 2 enrichment %<br />

Gd 2 0 3 concentration<br />

(%)<br />

Z13 A 48 312/1.3 - -<br />

Z24 A 42 312/2.4 - -<br />

Z40 A 12 312/4.0 - -<br />

Z33Z9 C 24 303/3.3 9/2.4 8<br />

Z44B2 B 24 300/4.4 12/3.6 5<br />

Z33Z2 B 13 300/3.3 12/2.4 8<br />

VVER 1200 fuel assembly configuration [9]<br />

Ausgabe 4 › Juli

Research and Innovation<br />

49<br />

2.2 Reactor Core Description<br />

The VVER-1200 has 163 fuel assemblies (FA) arranged<br />

in an 8-ring hexagonal array. Each assembly is a<br />

hexagonal bundle of 331 rods out of which 312 are<br />

fuel rods and 19 are guide channels.<br />

The fuel assemblies are 4,570 mm high, while the<br />

core height during a hot state is 3,750 mm. The cladding<br />

is a zirconium alloy tube with sintered UO₂ pellets, and<br />

121 Rod Cluster Control Assemblies (RCCA) are placed<br />

inside the core. [2] The RCCAs provide quick chain<br />

reaction suppression, aid in maintaining or transitioning<br />

power to a desired level, axial power leveling,<br />

and xenon suppression. There are six types of fuel<br />

assemblies with varying enrichment and weight percentages<br />

of the burnable absorber Gd₂O₃. Assemblies<br />

Z13, Z24, and Z40 consist of 312 fuel pins with 1.3 %,<br />

2.4 %, and 4.0 % enrichment, respectively. Z33Z9 has<br />

9 pins with a mixture of burnable absorber Gd₂O₃.<br />

Fuel Assemblies Z44B2 and Z33Z2 have 12 fuel pins<br />

with a mixture of the burnable absorber. The effective<br />

time of FA between refueling <strong>for</strong> a 12-month fuel cycle<br />

is 8,400 effective hours. The average fuel burnup is up<br />

to 60 MWd/kg and 42 fresh FAs are placed into the core<br />

<strong>for</strong> a regular fuel cycle. A description of each assembly<br />

is summarized in Table 3.<br />

2.3 OpenMC Code<br />

OpenMC is used as the computational code used <strong>for</strong> the<br />

neutronic calculation. OpenMC is a Monte Carlo neutron<br />

and photon transportation code developed by the<br />

open-source community. Its primary function is in<br />

reactor physics research methods and it can per<strong>for</strong>m<br />

calculations such as fixed source, K values, and subcritical<br />

multiplication. OpenMC can compute continuous<br />

energy and multigroup transportation. It uses a<br />

native HDF5 <strong>for</strong>mat <strong>for</strong> particle interaction data that is<br />

generated from ACE files produced by NJOY. OpenMC<br />

can analyze and tally a wide range of physical quantities,<br />

making it suitable <strong>for</strong> depletion calcu la tions, multigroup<br />

cross-section generation, Multi physics coupling,<br />

and visualization of geometry and tally results. [10]<br />

Fig. 5.<br />

3-D visualization of the VVER reactor<br />

2.3.1 Geometry Visualization<br />

OpenMC used the Python API to generate 2-D slice plots<br />

of the geometry. However, <strong>for</strong> 3D visualization, OpenMC<br />

can generate voxel plots. Voxel plot data is written to<br />

an HDF5 file that can subsequently be converted to a<br />

standard mesh <strong>for</strong>mat (VTK). VTK files then can be<br />

opened via ParaView. Figure 5 shows a 3-D voxel plot<br />

of the VVER geometry generated by ParaView.<br />

2.4 Fuel Comparison<br />

UN (Uranium Nitride) and UC (Uranium Carbide) are<br />

advanced nuclear fuel options that have shown promise<br />

in improving the safety and efficiency of nuclear reactors.<br />

Both UN and UC have higher thermal conductivity,<br />

higher melting points, and higher fuel densities compared<br />

to traditional UO₂ (Uranium Dioxide), making<br />

them more resistant to thermal stress and better suited<br />

<strong>for</strong> higher-temperature reactor designs. UN and UC also<br />

have a higher resistance to corrosion and irradiation<br />

damage, reducing the risk of fuel failure and nuclear<br />

accidents. [11] Studies have shown that UN and UC have<br />

excellent irradiation resistance and maintain their<br />

structural integrity even under extreme conditions.<br />

OpenMC is used to simulate the behavior of UN and<br />

UC as fuel <strong>for</strong> the VVER reactor. UO₂ is replaced with<br />

UN and UC with the same enrichment levels and a<br />

homogenous distribution in the reactor.<br />

Parameter UO 2 UN UC<br />

Theoretical density (g/m³) 10.96 14.32 10.5<br />

Uranium density (g-U/cm³) 9.6 13.5 12.7<br />

Specific heat capacity (J/kg K) 270 205 240<br />

Melting point (C) 2,800 2,847 2525<br />

Thermal conductivity (W/m K) 7.9<br />

(200 C)/3.35 (1,000 C)<br />

4<br />

(200 C)/20 (1,000 C)<br />

20.4<br />

(570 C)<br />

Thermal expansion – Linear (10 -6 K -1 ) 10.1 9.4 10.9<br />

Swelling rate (compared to UO 2 ) 1 0.8<br />

Release of fission gas 1 0.45<br />

Tab. 4.<br />

Properties of UO 2 , UN, and UC [12;13]<br />

Vol. 69 (2024)

50<br />

<br />

Research and Innovation<br />

3.2 Fission Rate<br />

UO₂ serves as a baseline to compare the simulation<br />

results with ATF fuels. OpenMC can score fission rate,<br />

neutron flux, absorption, and heating. The results are<br />

visualized through surface heat maps generated by<br />

ParaView. OpenMC measures fission rates in units of<br />

fissions per unit volume per unit time. The typical unit<br />

used is fissions/cm³/s (or fissions per cubic centimeter<br />

per second). This quantity represents the number of<br />

fission events occurring within a given volume per unit<br />

time.<br />

Fig. 6.<br />

Geometry with Mesh Bounding<br />

3 Results and Discussion<br />

OpenMC generates tally data in an HDF5 and text<br />

file. The HDF5 can then be converted to a VTK to be<br />

visualized with ParaView. To create a baseline, OpenMC<br />

is run with the conventional loading of the VVER-1200<br />

core as described in Table 3. Fission, flux, absorption,<br />

and heating data are generated by applying a mesh<br />

bounding the core geometry. The mesh bounding is<br />

visualized in Figure 6.<br />

Figure 7 shows a heat map of fission seen in the VVER-<br />

1200 with conventional UO₂ loading. The maximum<br />

fission occurs close to the center of the core. The maximum<br />

fission rate of 2.4 x 10 - ⁵ is observed in the 3 rd ring<br />

of the core which consists of assemblies Z24 and Z33Z9.<br />

Figure 9 shows the fission rate heat map <strong>for</strong> UC which<br />

shows a very similar distribution and behaviour as<br />

UO₂. However, the fission distribution is considerably<br />

different when UO₂ is replaced with UN. As seen in<br />

Figure 8, there are more areas with higher fission rate<br />

values but with a marginally smaller value of 2.5 x 10 -<br />

⁵. There is still significant fission in assemblies Z24 and<br />

Z33Z9, but maximum fission is now occurring in the<br />

outer part of the core in assemblies Z40 and Z44B2. This<br />

can be attributed to the higher enrichment present in<br />

the assemblies.<br />

3.1 K-Effective<br />

K-effective (k-eff) is a fundamental parameter that<br />

characterizes the neutron multiplication in a nuclear<br />

reactor. It is calculated by dividing the number of<br />

neutrons produced in one generation by the number<br />

of neutrons lost in the same generation due to<br />

absorption or leakage. The value of k-eff describes<br />

whether a reactor is subcritical, critikal (k-eff < 1),<br />

( k-eff = 1), or supercritical (k-eff > 1).<br />

The k-eff value is crucial <strong>for</strong> assessing the stability and<br />

safety of a nuclear reactor. A subcritical reactor will<br />

eventually shut down, while a supercritical reactor<br />

may lead to an uncontrollable chain reaction, potentially<br />

resulting in a nuclear meltdown. There<strong>for</strong>e,<br />

accurately determining the k-eff is vital <strong>for</strong> reactor<br />

design, operation, and safety analysis. OpenMC calculates<br />

K-eff via collision, track length, and absorption to<br />

provide a combined value. K-eff is calculated <strong>for</strong> the<br />

base case (UO₂) and case 1 (UN) and case 2 (UC) and is<br />

shown in Table 5.<br />

3.3 Neutron Flux<br />

The neutron flux is defined as the number of neutrons<br />

passing through a unit area per unit time. OpenMC<br />

measures neutron flux in units of neutrons per square<br />

centimeter per second (neutrons/cm²/s). This quantity<br />

describes the density of neutrons in a particular region<br />

and is an important parameter in nuclear engineering<br />

calculations.<br />

The neutron flux created by conventional UO₂ loading<br />

is shown in Figure 10. A clear correlation between flux<br />

and fission can be seen as fission events are the primary<br />

contributor to the neutron flux in any given space.<br />

In this case the Z24 assemble has the largest flux at<br />

1.3 x 10 - ³ neutrons/cm²/s. Similarly due to the increased<br />

fission in case 2 (UN) a larger flux can be seen. Along<br />

with Z24, assemblies Z40 and Z44B2 contribute more<br />

to generate the higher flux. The peak flux measured in<br />

this case is 9.4 x 10 - ⁴ located on the outer ring of the<br />

core. Case 3 (UC) neutron flux is like the base case (UO₂)<br />

fission results.<br />

Reactor Configuration k-eff (Collision) k-eff (Track-Length) k-eff (Absorption) Combined k-eff<br />

Base Case (UO 2 ) 1.24798 +/- 0.00012 1.24791 +/- 0.00014 1.24792 +/- 0.0010 1.24795<br />

Case 1 (UN) 1.13788 +/- 0.00035 1.13791 +/- 0.00037 1.13799 +/- 0.00036 1.13791<br />

Case 2 (UC) 1.25316 +/- 0.00013 1.25311 +/- 0.00015 1.25301 +/- 0.00011 1.25305<br />

Tab. 5.<br />

Comparison of k-eff<br />

Ausgabe 4 › Juli

Research and Innovation<br />

51<br />

Fig. 7.<br />

Fig. 10.<br />

Fission Rate UO 2 Neutron Flux UO 2<br />

Fig. 8.<br />

Fission rate UN<br />

Fig. 11.<br />

Neutron Flux UN<br />

Fig. 9.<br />

Fission Rate UC<br />

3.4 Absorption<br />

Absorption rates are measured in units of absorption<br />

per unit volume per unit time. The typical unit used is<br />

absorptions/cm³/s (or absorptions per cubic centimeter<br />

per second). This quantity represents the number of<br />

neutrons being absorbed within a given volume per<br />

unit of time.<br />

Figure 13 shows the absorption heat map generated by<br />

UO₂ with a maximum value of 7.3 x 10 - ⁵. Absorption<br />

contributed negatively to the k-eff of the reactor system.<br />

Figure 14 shows increased abruption in the outer ring<br />

however with a lower value of 5 x 10 - ⁵. As in the previous<br />

cases, UC shows a similar absorption pattern<br />

as UO₂.<br />

Fig. 12.<br />

Neutron Flux UC<br />

3.5 Heating<br />

OpenMC measures heating rates in units of energy<br />

deposited per unit volume per unit time. The typical<br />

unit used is watts per cubic centimeter (W/cm³) or<br />

joules per second per cubic centimeters (J/s/cm³). This<br />

quantity represents the amount of energy being deposited<br />

within a given volume per unit of time, which<br />

contributes to the overall heating of the material.<br />

Heating is directly proportional to the amount of<br />

fission. In all cases the heating map matches very<br />

closely to the fission maps. In the base case heating is<br />

concentrated in the middle of the core with a maximum<br />

value of 4.3 x 10³. Figure 17 shows the heat map<br />

generated by case 2 (UN). Although more areas show<br />

Vol. 69 (2024)

52<br />

<br />

Research and Innovation<br />

Fig. 13.<br />

Fig. 16.<br />

Absorption UO 2 Heating UO 2<br />

Fig. 14.<br />

Absorption UN<br />

Fig. 17.<br />

Heating UN<br />

Fig. 15.<br />

Absorption UC<br />

high heating, the maximum value is slightly lower at<br />

3.5 x 10³. Case 3 (UC) shows a similar heating pattern<br />

to the base case of UO₂.<br />

4 Conclusion<br />

The study showed the viability of ATF fuel UN and UC<br />

<strong>for</strong> the current generation VVER-1200 reactor. ATF will<br />

allow the VVER to be operated with an additional layer<br />

of safety. When compared to UO₂, UC provides high<br />

thermal conductivity at high temperatures as shown in<br />

Figure 1. The VVER core was modeled in OpenMC, and<br />

a baseline was generated by simulating the conventional<br />

loading shown in Table 3. UO₂ is then replaced<br />

with UN and then UC with the same enrichment<br />

Fig. 18.<br />

Heating UC<br />

distribution. OpenMC tallies are generated by providing<br />

a mesh filter and a score. The mesh filter is<br />

visualized in Figure 6 and the scores recorded are k-eff,<br />

fission rate, neutron flux, absorption, and heating.<br />

OpenMC calculates k-eff using track length, collision,<br />

and absorption to estimate a combined k-eff. The k-eff<br />

generated by each case is shown in Table 5. The k-eff<br />

generated by the base case is 1.24795 and the k-eff of<br />

the core generated by UN and UC is comparable to that<br />

figure which implies similar neutronic behaviour in<br />

the cores. The highest fission rate in the base case is<br />

seen closer to the center of the core in Z24 and Z33Z9.<br />

UC shows a very similar pattern of fission rate and thus<br />

a similar power output can be implied. UN however<br />

shows higher fission rates on the outer part of the core<br />

Ausgabe 4 › Juli

Research and Innovation<br />

53<br />

and a different fission rate pattern. The increased highfission<br />

zones will result in higher energy output. The<br />

neutron flux generated by UC is also very similar to<br />

UO₂. Areas of high neutron flux also correspond to<br />

areas where a high fission rate is observed. UN showed<br />

an increased neutron flux in the outer ring of the core<br />

in assemblies Z40 and Z44B2, possibly due to increased<br />

enrichment. The heating and absorption patterns in<br />

UO₂ and UC also closely resemble each other while UN<br />

shows higher heating in the outer ring of the core. In<br />

conclusion, ATFs provide a higher level of safety when<br />

faced with LOCA conditions. If ATFs can be shown to<br />

be viable alternatives in current technologies to conventional<br />

UO₂ fuel, the reliability and safety of VVERs<br />

currently in use can be increased. UC showed to per<strong>for</strong>m<br />

very similar to UO₂ while UN showed increased<br />

fission and flux. This study can be further improved to<br />

investigate the depletion of ATFs so that the behaviours<br />

of the core over large periods of time, fission products<br />

and operator safety can be assessed.<br />

Acknowledgment<br />

The research was funded by the institutional funds<br />

project under grant number (IFPIF:121-135-1443). The<br />

authors gratefully acknowledge technical and financial<br />

support provided by the ministry of education and<br />

king Abdulaziz university, DSR, Jeddah, Saudi Arabia.<br />

References<br />

[1] S. J. Zinkle and G. S. Was, “Materials challenges in nuclear energy,” Acta<br />

Mater, vol. 61, no. 3, pp. 735–758, Feb. 2013, doi: 10.1016/J.<br />

ACTAMAT.2012.11.004.<br />

[2] IAEA, “Status report 108-VVER-1200 (V-491) (VVER-1200 (V-491)).”<br />

[3] G. Hegyi, C. Maráczy, and E. Temesvári, “Simulation of xenon transients in<br />

the VVER-1200 NPP using the KARATE code system,” Ann Nucl Energy, vol.<br />

176, p. 109258, Oct. 2022, doi: 10.1016/J.ANUCENE.2022.109258.<br />

[4] S. J. Zinkle, K. A. Terrani, J. C. Gehin, L. J. Ott, and L. L. Snead, “Accident<br />

tolerant fuels <strong>for</strong> LWRs: A perspective,” <strong>Journal</strong> of <strong>Nuclear</strong> Materials, vol.<br />

448, no. 1–3, pp. 374–379, May 2014, doi: 10.1016/J.JNUCMAT.2013.12.005.<br />

[5] I. C. Gauld, M. B. Rapp, F. Schmittroth, and W. Wilson, “Proposed Revision of<br />

the Decay Heat Standard ANSI/ANS-5.1-2005.” Jan. 01, 2010. Accessed: Dec.<br />

13, 2022. [Online]. Available: https://inis.iaea.org/search/search.<br />

aspx?orig_q=RN:42107060<br />

[6] J. J. <strong>Power</strong>s, “Fully Ceramic Microencapsulated (FCM) Replacement Fuel <strong>for</strong><br />

LWRs,” 2013. [Online]. Available: http://www.osti.gov/contact.html<br />

[7] Y. A. Al-Zahrani, K. Mehboob, D. Mohamad, A. Alhawsawi, and F. A. Abolaban,<br />

“Neutronic per<strong>for</strong>mance of fully ceramic microencapsulated of uranium<br />

oxycarbide and uranium nitride composite fuel in SMR,” Ann Nucl<br />

Energy, vol. 155, Jun. 2021, doi: 10.1016/j.anucene.2021.108152.<br />

[8] K. S. Chaudri et al., “Coupled analysis <strong>for</strong> new fuel design using UN and UC<br />

<strong>for</strong> SCWR,” Progress in <strong>Nuclear</strong> Energy, vol. 63, pp. 57–65, Mar. 2013, doi:<br />

10.1016/J.PNUCENE.2012.11.001.<br />

[9] H. K. Louis, “Neutronic Analysis of the VVER-1200 under Normal Operating<br />

Conditions,” <strong>Journal</strong> of <strong>Nuclear</strong> and Particle Physics, vol. 2021, no. 3, pp.<br />

53–66, doi: 10.5923/j.jnpp.20211103.01.<br />

[10] P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, and K.<br />

Smith, “OpenMC: A state-of-the-art Monte Carlo code <strong>for</strong> research and<br />

development,” Ann Nucl Energy, vol. 82, pp. 90–97, Jul. 2015, doi: 10.1016/j.<br />

anucene.2014.07.048.<br />

[11] K. S. Chaudri et al., “Coupled analysis <strong>for</strong> new fuel design using UN and UC<br />

<strong>for</strong> SCWR,” Progress in <strong>Nuclear</strong> Energy, vol. 63, pp. 57–65, Mar. 2013, doi:<br />

10.1016/J.PNUCENE.2012.11.001.<br />

[12] T. S. Ellis, “Advanced Design Concepts <strong>for</strong> PWR and BWR High-Per<strong>for</strong>mance<br />

Annular Fuel Assemblies,” 2006.<br />

[13] J. K. Watkins, A. R. Wagner, A. Gonzales, B. J. Jaques, and E. S. Sooby, “Challenges<br />

and opportunities to alloyed and composite fuel architectures to<br />

mitigate high uranium density fuel oxidation: Uranium diboride and uranium<br />

carbide,” <strong>Journal</strong> of <strong>Nuclear</strong> Materials, vol. 560, p. 153502, Mar. 2022,<br />

doi: 10.1016/J.JNUCMAT.2021.153502.<br />

Authors<br />

Khurram Mehboob<br />

Department of <strong>Nuclear</strong> Engineering, Faculty of<br />

Engineering,<br />

King Abdulaziz University, Saudi Arabia.<br />

E-Mail: kmehboob@kau.edu.sa<br />

Dr. Khurram Mehboob is currently an Associate Professor<br />

at the Department of <strong>Nuclear</strong> Engineering, Faculty<br />

of Engineering, King Abdul Aziz University, Jeddah<br />

Saudi Arabia. He has been serving in the Faculty<br />

of Engineering at King Abdul Aziz University (KAU)<br />

since October 2014. He also served as a Research Professor at the Department<br />

of <strong>Nuclear</strong> Engineering at Kyung Hee University (KHU), South Korea <strong>for</strong> one<br />

year. Dr. Khurram has also served as an assistant Professor at the Department<br />

of Physics, COMSATS Institute of In<strong>for</strong>mation Technology (CIIT), Islamabad<br />

from 2013 to 2017. His Teaching interests include Radiation Detection and Measurements,<br />

Computational Methods, Reactor Safety, and Reactor Physics. His<br />

research interests include Reactor Safety and Simulation, Severe Accident Analysis,<br />

and Source Term determination.<br />

Majid Ali<br />

US-Pakistan Centre <strong>for</strong> Advanced Studies in Energy,<br />

National University of Science and Technology<br />

(NUST), H-12, Islamabad, Pakistan<br />

Dr. Majid Ali completed His Ph.D. in <strong>Nuclear</strong> Engineering<br />

from the College of <strong>Nuclear</strong> Science and Technology<br />

(CNST), Harbin Engineering University (HEU),<br />

China in 2013. He was awarded by Chinese Government<br />

Scholarship from the China Scholarship Council<br />

(CSC) in 2009 <strong>for</strong> doctoral Studies.<br />

Dr. Majid Ali is currently an Associate Professor and head of the department at<br />

the U.S.-PAKISTAN Center For Advanced Studies In Energy at the National<br />

university <strong>for</strong> science and Technology., Islamabad. His Teaching interests are<br />

in reactor Physics, CFD, Thermal Hydraulics, Reactor Safety, and Reactor<br />

Physics.<br />

Meekal Jamil<br />

US-Pakistan Centre <strong>for</strong> Advanced Studies in Energy,<br />

National University of Science and Technology<br />

(NUST), H-12, Islamabad, Pakistan<br />

Mr. Meekal Jamil is an M.S. student at the U.S.-PAKIS-<br />

TAN Center For Advanced Studies In Energy. He has<br />

completed his bachelor's degree in Energy and<br />

Environmental Engineering from the Energy at the<br />

National University <strong>for</strong> Science and Technology.,<br />

Islamabad.<br />

Vol. 69 (2024)

54<br />

KTG-Fachinfo<br />

KTG-Fachinfo 08/2024 vom 18.06.2024:<br />

Jüngste internationale Entwicklungen<br />

bei der Kernenergie<br />

Sehr geehrte Damen und Herren, liebe Mitglieder der<br />

KTG, in den vergangenen Wochen und Monaten ist die<br />

Zeit für die Kernenergie nicht stehen geblieben und<br />

verschiedene internationale Entwicklungen sind weiter<br />

gegangen. Darüber möchten wir Ihnen hiermit zusammenfassend<br />

berichten.<br />

Estland<br />

Jüngst, d.h. am vergangenen Donnerstag hat das<br />

estnische Parlament den Weg zur Einführung der Kernenergie<br />

in dem baltischen Staat freigemacht. Die mit 41<br />

zu 25 Stimmen verabschiedete Resolution ermöglicht die<br />

Schaffung eines Regelungsrahmens und die Errichtung<br />

einer Atomaufsichtsbehörde. Die Rolle der Kernenergie<br />

im Nationalen Entwicklungsplan für den Energiesektor<br />

bis 2035 ist es insbesondere, die Versorgungssicherheit<br />

beim Weg zu einer klimaneutralen Energieversorgung<br />

sicher zu stellen. Im Einzelnen werden für die Berücksichtigung<br />

der Kernenergie die Bereitstellung konstanter<br />

Kapazität zum Ausgleich der Fluktuation erneuerbarer<br />

Energien, der Beitrag zum Klimaneutralitätsziel Estlands,<br />

die Sicherung eines langfristig stabilen und günstigen<br />

Strompreises, die Förderung von Forschung und Entwicklung<br />

sowie die Schaffung von Arbeitsplätzen für die<br />

lokale Bevölkerung als Gründe genannt.<br />

<strong>International</strong>e Kernbrennstoffversorgung<br />

Urenco hat im Mai von der britischen Regierung eine<br />

Zusage über Unterstützung in Höhe von 196 Millionen<br />

britische Pfund erhalten, um bis 2031 am Standort<br />

Capenhurst eine Anlage zur Produktion von 40 Tonnen<br />

HALEU-Brennstoff mit Anreicherungsgrad zwischen 5<br />

und 20 Prozent herzustellen, wie er für zahlreiche<br />

Konzepte von SMR oder AMR benötigt wird. Die französische<br />

Firma Orano hat für ihren Anreicherungsstandort<br />

Tricastin neben einer Kapazitätserweiterung eine Erhöhung<br />

des Anreicherungsgrades von 5 auf 6 Prozent als<br />

ersten Schritt zum Aufbau einer HALEU-Produktion in die<br />

Wege geleitet. Die geplanten Kapazitätserweiterungen<br />

der Anreicherungsanlagen von Urenco und Orano sowie<br />

der Konversionsanlage von Cameco in Kanada stehen im<br />

direkten Zusammenhang mit dem Bestreben, die westlichen<br />

Staaten in der Kernbrennstoffversorgung von<br />

russischen Dienstleistungen unabhängig zu machen. US-<br />

Präsident Biden unterzeichnete im Mai ein Gesetz, dass<br />

ab 90 Tagen nach dem Inkrafttreten den Import von Uran<br />

aus Russland untersagt. Allerdings sind bis Januar 2028<br />

Ausnahmen für den Fall vorgesehen, dass Anlagen anders<br />

nicht versorgt werden können und der Import im<br />

nationalen Interesse liegt.<br />

Frankreich<br />

Anfang Juni erhielt EDF die Umweltgenehmigung für die<br />

bauvorbereitenden Arbeiten zur Errichtung von zwei<br />

EPR2-Anlagen am Standort Penly, die somit wie geplant<br />

in diesem Sommer beginnen werden. Von Anfang bis<br />

Mitte Mai wurde die Beladung des EPR Flamanville 3 mit<br />

Brennstoff abgeschlossen, der im Lauf des Sommers<br />

erstmals ans Stromnetz angeschlossen werden soll.<br />

Polen<br />

In Polen haben im Mai bauvorbereitende Arbeiten<br />

zur Errichtung von drei AP1000-Anlagen am Standort<br />

Lubiatowo- Kopalino begonnen, dem ersten Kernkraftwerk<br />

des Landes.<br />

Niederlande<br />

Die neue niederländische Regierung hat in ihrem<br />

Koalitions vertrag die Absicht bekundet, vier statt zwei<br />

Kernkraftwerksblöcke zu errichten und die vorgesehenen<br />

Budgetmittel für die in öffentlich-privater<br />

Partnerschaft zu errichtenden Projekte von 5 auf<br />

14,5 Milliarden Euro zu erhöhen.<br />

Nahost<br />

In den Vereinigten Arabischen Emiraten wurde eine<br />

weitere Tranche von vier Reaktorblöcken ausge schrieben,<br />

die bis 2032 fertig gestellt werden sollen.<br />

USA<br />

Die Energieministerin der Vereinigten Staaten Jennifer<br />

Granholm erklärte bei einem Besuch am Kernkraftwerksstandort<br />

Vogtle anlässlich der Aufnahme des<br />

kommerziellen Betriebs des Kernkraftwerks Vogtle 4,<br />

dass in den Vereinigten Staaten 200 neue große<br />

Reaktoren errichtet werden müssen, wobei 198 noch<br />

ausstünden.<br />

Eine interessante Entwicklung in den Vereinigten Staaten<br />

ist das Interesse von Rechenzentrumsbetreibern an<br />

Kernenergie. Da diese zugleich rund um die Uhr ver fügbar<br />

und CO 2 -arm ist, kann sie sowohl die technischen als<br />

auch die gesellschaftlich-politischen Erwartungen an die<br />

Stromversorgung dieser großen und stetig wachsenden<br />

Verbraucher erfüllen. Konkrete Projekte wie ein Rechenzentrum<br />

mit einem Gigawatt Leistungsbedarf, das nahe<br />

des Kernkraftwerks Surry (2x800 MW) in Virginia geplant<br />

wird und ein Rechenzentrum mit 300 MW Leistungsbedarf,<br />

dass direkt an das Kernkraftwerk Millstone in<br />

Connecticut (1210 MW und 869 MW) angeschlossen<br />

werden soll, sind aber hinsichtlich Energie wende im<br />

Sinne von CO 2 -Vermeidung und Neubau noch unproduktiv,<br />

weil die Projekte als zu sätzliche Verbraucher den<br />

anderen Verbrauchern bzw. dem öffentlichen Stromnetz<br />

schlicht den CO 2 -armen und kostengünstigen Strom aus<br />

Kernenergie wegnehmen. Ähnlich verhält es sich beim<br />

Verkauf einer Fläche für die Errichtung eines Rechenzentrums<br />

mit einem Leistungsbedarf bis zu 960 MW, die<br />

der Betreiber des Kernkraftwerks Susquehanna in<br />

Pennsylvania, Talen Energy, an Amazon Web Services<br />

(AWS) verkauft hat. Auch bei diesem Projekt würde unter<br />

Ersparnis von Netzgebühren das Rechenzentrum direkt<br />

an das Kernkraftwerk angeschlossen. Beim Projekt in<br />

Virginia ist aber vom Projektentwickler Green Energy<br />

Partners bereits vorgesehen, innerhalb von 15 Jahren am<br />

Rechenzentrumsstandort sechs SMR mit je 250 MW<br />

Ausgabe 4 › Juli

KTG-Fachinfo<br />

55<br />

elektrischer Leistung zu errichten, die auch Wasserstoff<br />

für eine Backup-Stromversorgung erzeugen sollen. Mit<br />

dieser Vorgehensweise könnte das Projekt trotz seines<br />

hohen Strombedarfs langfristig CO 2 -neutral realisiert<br />

werden. Emissions zertifikate unter Umständen zweifelhafter<br />

Herkunft für die CO 2 -Bilanzierung des Projektes<br />

werden dann auch nicht gebraucht.<br />

Europäische Union<br />

Auf EU-Ebene hat die European Industrial Alliance on<br />

Small Modular Reactors am 29. und 30. Mai ihre erste<br />

Generalversammlung abgehalten und acht Arbeitsgruppen<br />

gegründet: Industrielle Anwendungen, Technologie,<br />

Forschung, Entwicklung und Innovation, Lieferkette,<br />

Kompetenzen, Dialog mit der Öffentlichkeit,<br />

Nukleare Sicherheit und Safeguard, Brennstoffzyklus und<br />

Entsorgung, Finanzierung. Ebenfalls Ende Mai wurde<br />

vom Ministerrat der Net-Zero Industry Act verabschiedet,<br />

in dem Projekte der Kernenergie und des Brennstoffzyklus<br />

gleichrangig mit erneuerbaren Energien und<br />

anderen Vorhaben CO 2 -armer Energiegewinnung oder<br />

-nutzung behandelt werden, einschließlich der Möglichkeit,<br />

Projekte als strategisch anerkennen zu lassen, die<br />

dann von Erleichterungen und Beschleunigungen bei<br />

Planung und Genehmigung profitieren können.<br />

Deutschland<br />

Es sei noch aus heimischen Gefilden berichtet, dass<br />

sich manch ein hiesiger Kernenergiegegner nicht zu<br />

schade war, im Zusammenhang mit dem Hochwasser<br />

in Süddeutschland Fake News zu verbreiten und daraus<br />

vermeintlich Schlussfolgerungen abzuleiten. Das<br />

Hochwasser des Rheins führte dazu, dass ein Gelände<br />

neben dem im Rückbau befindlichen Kernkraftwerk<br />

Biblis auf dem sich früher Kühltürme befanden, jetzt aber<br />

eine Grube besteht, überschwemmt wurde und das<br />

Wasser abgepumpt werden musste. Obgleich die beiden<br />

Reaktorgebäude nicht betroffen waren und gemäß ihrer<br />

Auslegung auch vor Überflutung geschützt sind, wie sich<br />

dem nationalen Bericht zum europäischen Stresstest für<br />

Kernkraftwerke nach Fukushima leicht entnehmen lässt,<br />

wurde unter Berufung auf einen hessischen Lokalfernsehsender<br />

behauptet, dass das Kernkraftwerk überschwemmt<br />

sei und dass es – wenn Deutschland nicht<br />

klug und vorausschauend im Jahr 2011 aus der Kernenergie<br />

ausgestiegen wäre – beim Hochwasser Anfang<br />

Juni ein deutsches Fukushima gegeben hätte.<br />

Zusammenfassung<br />

Diese Auswahl aktueller Entwicklungen zeigt ganz<br />

deutlich den internationalen Aufschwung der Kernenergie,<br />

der sukzessive alle Bereiche der Kerntechnik<br />

erfasst und eines ganz klar macht: der (Wieder-)Aufbau<br />

und die Weiterentwicklung von Kompetenz sowie die<br />

Gewinnung von vielen Nachwuchskräften werden in den<br />

kommenden Jahren die maßgebliche Heraus<strong>for</strong>derung<br />

in der Kerntechnik sein. Diese Erkenntnis muss unter<br />

die jungen Menschen, in die Politik und in die Hochschulen<br />

auch in Deutschland gebracht werden, damit der<br />

er<strong>for</strong>derliche Ausbau der Kernenergie gelingt und auch<br />

Deutschland mit dabei sein kann.<br />

Ihre KTG-Geschäftsstelle<br />

Nicolas Wendler<br />

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KTG Inside<br />

63<br />

Die KTG gratuliert an dieser Stelle unseren besonderen Jubilaren ab und<br />

in ihren „ Neunzigern“. Wir danken für die lange und treue Mitgliedschaft<br />

in der KTG und wünschen noch viele glückliche Lebensjahre.<br />

August 2024<br />

90 Jahre | 1934<br />

15. Dipl.-Phys. Heinrich Glantz<br />

Eggenstein-Leopoldshafen<br />

93 Jahre | 1931<br />

9. Prof. Dr. Hans-Jürgen Laue<br />

Karlsruhe<br />

95 Jahre | 1929<br />

2. Dipl.-Phys. Wolfgang Schwarzer<br />

Weilerswist<br />

September 2024<br />

90 Jahre | 1934<br />

13. Dipl.-Phys. Veit Ringel<br />

Karlsruhe<br />

30. Dr. Klaus Ebel<br />

Kleinmachnow<br />

93 Jahre | 1931<br />

Inside<br />

22. Dipl.-Ing. Ludwig Seyfferth<br />

Egelsbach<br />

Herzlichen Glückwunsch!<br />

Die KTG gratuliert ihren Mitgliedern sehr herzlich zum Geburtstag<br />

und wünscht ihnen weiterhin alles Gute!<br />

August 2024<br />

45 | 1979<br />

20. Dr. Chris Breuer, Gronau<br />

65 | 1959<br />

29. Dr. Martin Steinbrück,<br />

Eggenstein- Leopoldshafen<br />

30. Dr. Marina Sokcic-Kostic, Alzenau<br />

71 | 1953<br />

2. Dipl.-Ing. Claus Peter Barthelmes,<br />

Erlangen<br />

29. Ing. Günter Schwarzl, Braunschweig<br />

75 | 1949<br />

8. Dipl.-Ing. Frank-Egbert Rubbel,<br />

Hannover<br />

77 | 1947<br />

5. Dr. Hartmut Lauer,<br />

Montferrier sur Lez | FRA<br />

6. Dr. Michael Micklinghoff, Hemmingen<br />

6. Dr. Roland Schenkel, Baden-Baden<br />

78 | 1946<br />

11. Dr. Manfried Lasch, Rettenbach<br />

19. Dr. Helga Kalinowski, Ohrum<br />

80 | 1944<br />

24. Dr. Gerd Uhlmann, Dresden<br />

29. Dipl.-Phys. Harald Scharf, AX Goes<br />

82 | 1942<br />

28. Dipl.-Ing. Hans-J. Fröhlich, Berzhahn<br />

83 | 1941<br />

21. Dipl.-Phys. Peter Kahlstatt, Hameln<br />

84 | 1940<br />

20. Dr. Herwig Pollanz,<br />

Linkenheim-Hochstetten<br />

85 | 1939<br />

1. Dipl.-Ing. Gerhard Becker,<br />

Neunkirchen-Seelscheid<br />

31. Dr. Dietrich Ekkehard Becker,<br />

Deisenhofen<br />

86 | 1938<br />

6. Prof. Dr. Rudolf Avenhaus, Baldham<br />

21. Dr. Gerhard Schücktanz, Altdorf<br />

89 | 1935<br />

29. Dr. Hans-Jürgen Engelmann, Peine<br />

September 2024<br />

60 | 1964<br />

16. Mathias Bräsel, Preetz<br />

20. Dr. Georg Balabuch, Königstein<br />

70 | 1954<br />

6. Alfons Braun, Geeste<br />

16. Dr. Gerhard Feige, Hannover<br />

72 | 1952<br />

6. Dipl.-Ing. Rudolf Skalitzky, Landshut<br />

73 | 1951<br />

1. Dieter Porsch, Fürth<br />

5. Dipl.-Phys. Gerhard Keinhorst,<br />

Backnang<br />

75 | 1949<br />

6. Manfred Erve, Oberasbach<br />

28. Matthias Holl, Essen<br />

76 | 1948<br />

6. Dr. Heinz-Peter Berg, Braunschweig<br />

8. Bärbel Leibrecht, Krefeld<br />

17. Robert Holzer, Bad Homburg<br />

77 | 1947<br />

17. Dipl.-Ing. Walter Anspach, Siegbach<br />

83 | 1941<br />

5. Prof. Dr. Manfred Popp, Karlsruhe<br />

87 | 1937<br />

22. Dr. Uwe Schmidt, Obertshausen<br />

88 | 1936<br />

7. Dr. Harald Stöber,<br />

Eggenstein-Leopoldshafen<br />

89 | 1935<br />

27. Dipl.-Ing. Klaus Kleefeldt,<br />

Karlsdorf-Neuthard<br />

Wenn Sie künftig eine Erwähnung Ihres<br />

Geburtstages in der <strong>atw</strong> wünschen, teilen<br />

Sie dies bitte der KTG- Geschäftsstelle mit.<br />

KTG Inside<br />

Lektorat: Kerntechnische Gesellschaft e. V. (KTG), Berliner Straße 88A, 13467 Berlin | E-Mail: info@ktg.org | www.ktg.org<br />

Vol. 69 (2024)

64<br />

<br />

KTG Inside<br />

† Nachruf<br />

Peter Pfeiffer<br />

* 14.10.1964<br />

† 12.6.2024<br />

Mit großer Trauer nehmen wir Abschied von unserem geschätzten Kollegen und<br />

Freund Peter Pfeiffer, der am 12. Juni 2024 in Leipzig im Alter von 59 Jahren<br />

verstorben ist. Peter wurde am 14. Oktober 1964 in Rodalben geboren und hat im<br />

Laufe seines Lebens viele Menschen durch seine Freundlichkeit, seine Kompetenz<br />

und seinen unermüdlichen Einsatz tief berührt.<br />

Peter begann seine Karriere bei Kraftanlagen Heidelberg (KAH) am 1. Juli 2006,<br />

nachdem er seine Ausbildung und Qualifikation als Installations- und Heizungsbaumeister<br />

erfolgreich abgeschlossen hatte. Schon in seiner ersten Rolle als<br />

Projektleiter für stationäre Feuerlöschanlagen in der Abteilung Brandschutz fiel er<br />

durch sein fachliches Können und seine Zuverlässigkeit auf. Seine Kollegen<br />

schätzten ihn nicht nur für sein technisches Wissen, sondern auch für seine<br />

Fähigkeit, stets eine helfende Hand zu bieten und komplexe Heraus<strong>for</strong>derungen<br />

mit Ruhe und Bedacht zu meistern.<br />

Ab dem 1. August 2009 übernahm Peter die Verantwortung als Standortleiter in<br />

Obrigheim. Durch seine hervorragenden Leistungen und sein unermüdliches<br />

Engagement wurde ihm ab dem 1. April 2018 zusätzlich die Standortleitung in Biblis<br />

übertragen. In diesen Positionen zeigte Peter täglich, was es bedeutet, ein echter<br />

Anführer zu sein – er inspirierte sein Team durch sein Vorbild, seine Führungsstärke<br />

und seine unerschütterliche Hingabe.<br />

Peter war maßgeblich an großen Rückbauprojekten bei KAH beteiligt. Zuletzt<br />

leitete er erfolgreich die RDB-Zerlegung in Biblis. Sein technisches Wissen und<br />

seine Fähigkeit, selbst die komplexesten Projekte zu managen, haben erheblich<br />

zum Erfolg des Unternehmens beigetragen. Doch es waren nicht nur seine<br />

beruflichen Fähigkeiten, die ihn auszeichneten, sondern auch seine menschliche<br />

Wärme und sein offenes Ohr für die Sorgen und Nöte seiner Kollegen.<br />

Neben seinen beruflichen Erfolgen war Peter vor allem ein liebevoller Ehemann<br />

und Vater. Er hinterlässt seine Ehefrau und drei Kinder, die ihn schmerzlich<br />

vermissen werden. Sein Zuhause war ein Ort der Liebe und Geborgenheit, wo<br />

seine Familie im Mittelpunkt stand, der er ein Vorbild an Güte und Stärke war.<br />

Wir trauern um Peter Pfeiffer und werden sein Andenken stets in Ehren halten.<br />

Sein Einsatz, seine Freundlichkeit und seine Professionalität haben uns tief<br />

beeindruckt und werden uns immer in Erinnerung bleiben. Ruhe in Frieden, lieber<br />

Peter – du wirst uns sehr fehlen.<br />

Frank Apel im Namen der KTG<br />

Ausgabe 4 › Juli

KTG Inside<br />

65<br />

† Nachruf<br />

Dr. Erhard Zimmer<br />

* 3.5.1949<br />

† 8.5.2024<br />

Nach schwerer Krankheit verstarb Anfang Mai<br />

unser lang jähriges Mitglied Dr. Erhard Zimmer im<br />

Alter von 75 Jahren.<br />

Nach dem Studium in der Sowjetunion begann er seine berufliche Laufbahn im<br />

Jahr 1973 im Kernkraftwerk Greifswald. Mit dem Wechsel in den Betriebsteil Berlin<br />

des KKW Greifswald begann seine intensive Beschäftigung mit Fragen der sicheren<br />

Betriebsführung der Anlagen und der Umsetzung entsprechender Analysen in den<br />

praktischen Betrieb.<br />

Mit der Abschaltung der Reaktoren in Greifswald und seinem Wechsel in die DSR<br />

Ingenieurgesellschaft mbH setzte er diese Tätigkeit bis zum Eintritt in den<br />

Ruhestand und auch noch darüber hinaus <strong>for</strong>t und gab sein Wissen an die jüngere<br />

Generation weiter.<br />

In der KTG war er viele Jahre als Rechnungsprüfer engagiert tätig.<br />

Wir verlieren einen zuverlässigen und stets hilfsbereiten Kollegen; wir werden ihm<br />

ein ehrendes Andenken bewahren.<br />

Sein unerschütterlicher Optimismus gerade auch in unsicheren Zeiten ist und bleibt<br />

Freunden und Angehörigen ein großer Trost und Quelle für neuen Mut.<br />

Unser tiefes Mitgefühl gilt seiner Familie und allen Angehörigen.<br />

Der KTG-Vorstand, die KTG-Geschäftsstelle und die ehemaligen Kollegen<br />

Vol. 69 (2024)

66<br />

<br />

KTG Inside<br />

Bericht zur I4N Germany 2024<br />

Am 24.<strong>04.2024</strong> fand der diesjährige<br />

und erste Wettbewerb „Innovation<br />

4 <strong>Nuclear</strong> Germany“ statt. Stu dierende<br />

aus ganz Deutschland hatten hierbei die Möglichkeit,<br />

Innovationsideen rund um das Thema „ <strong>Nuclear</strong> Towards<br />

Sustainable Development Goals“ vor einer Fachjury in<br />

Form eines 8-minütigen Pitches zu präsentieren.<br />

Die hohe Qualität aller eingereichten Innovationsideen<br />

stellte die Jury vor eine schwere Aufgabe, doch ein Team<br />

aus Chemikern der Universität Hamburg konnte schließlich<br />

überzeugen. Die drei Doktoranden León Hillers,<br />

Rupesh und Christian Urbank zeigten, dass Kerntechnik<br />

nicht allein bezahlbare und saubere Energie bereitstellen<br />

kann, sondern dass ihre Technologien Anwendungspotenziale<br />

weit darüber hinaus besitzen. Unter der Fahne<br />

eines vorerst nur konzeptionellen Start-ups namens<br />

DUCAT präsentierten sie ihre Ideen zur großtechnischen<br />

chemischen Anwendung abgereicherten Urans.<br />

DUCAT basiert auf der Ausnutzung der photochemischen<br />

Eigenschaften von Uranyl-Verbindungen. Durch die<br />

Immo bilisation in sogenannten Metallorganischen Gerüst<br />

verbindungen und deren Abscheiden auf der Glasoberfläche<br />

eines chemischen Reaktors könnten Reaktionen<br />

ermöglicht werden, welche enorme Relevanz in<br />

der pharmazeutischen Industrie und der Agrochemie<br />

Anzeige<br />

besitzen. Die Technologie des Teams überzeugte die<br />

Jury durch das kosteneffiziente, modulare Design ihrer<br />

Anlagen und die Skalierbarkeit des potenziellen Unternehmens.<br />

Das Team zeigte auf, wie sie die Forschung und<br />

Entwicklung an ihren chemischen Reaktoren selbst über<br />

den Verkauf derselben Anlagen an Forschungsinstitutionen<br />

finanzieren könnten und sich mit einer gesunden<br />

Wachstumsrate auf großtechnische Anlagen hinarbeiten<br />

könnten. Das finale Ziel von DUCAT könnte es hierbei<br />

sein, die photochemischen Eigen schaften des Urans zur<br />

Gewinnung von Wasserstoff auszunutzen.<br />

Der nächste Schritt für das Gewinnerteam ist die Vertretung<br />

Deutschlands im „I4N-Europe“ am 27.06.2024.<br />

Hier werden sie sich gegen die Teams aus acht weiteren<br />

europäischen Nationen behaupten müssen, um am<br />

internationalen Finale in Dubai teilnehmen zu dürfen.<br />

Dieses findet im Rahmen des diesjährigen „<strong>International</strong><br />

Youth <strong>Nuclear</strong> Congress“ statt.<br />

Ausgabe 4 › Juli

SEMINARPROGRAMM 2024<br />

Grundlagenschulung: Einführung in die Kern- und Entsorgungstechnik<br />

TERMIN 28.–29. Februar 2024 PREIS 1.398,— €<br />

Referent Christoph Leichmann, ENGIE Deutschland Niederlassung Dresden<br />

Dual-Use-Re<strong>for</strong>m<br />

TERMIN 12. 24. März September 2024 2024 PREIS 548,— €<br />

Referent<br />

Kai Höft Rechtsanwalt, M. A. (BWL), Rechtsanwalt der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg<br />

Atomrecht – Ihr Weg durch Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren<br />

TERMIN 14. März 2024 PREIS 1.049,— €<br />

Atomrecht Referent – Ihr Weg Dr. Christian durch Raetzke Genehmigungs- Rechtsanwalt, Leipzig und Aufsichtsverfahren<br />

Atomrecht TERMIN - Das Recht 10. September der radioaktiven 2024 Reststoffe und Abfälle PREIS 1.049,— €<br />

Referent<br />

TERMIN<br />

Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

25. April 2024 PREIS 1.049,— €<br />

Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Grundzüge des Strahlenschutzrechts<br />

Atomrecht – Das Recht der radioaktiven Reststoffe und Abfälle<br />

TERMIN 14. Mai 2024 PREIS 1.049,— €<br />

Referent TERMIN Dr. 07. Christian November Raetzke 2024 Rechtsanwalt, Leipzig<br />

PREIS 1.049,— €<br />

Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Grundlagenschulung: Einführung in die Kern- und Entsorgungstechnik<br />

TERMIN 19.–20. Juni 2024 PREIS 1.398,— €<br />

Referent Christoph Leichmann, ENGIE Deutschland Niederlassung Dresden<br />

Grundzüge des Strahlenschutzrechts<br />

Dual-Use-Re<strong>for</strong>m<br />

TERMIN 14. November2024 PREIS 1.049,— €<br />

TERMIN 24. September 2024 PREIS 548,— Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Referent Kai Höft Rechtsanwalt, M. A. (BWL), Rechtsanwalt der Kanzlei für Außenwirtschaftsrecht, Hamburg<br />

Atomrecht – Ihr Weg durch Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren<br />

TERMIN 26. September 2024 PREIS 1.049,— €<br />

Öffentliche Anhörungen erfolgreich meistern<br />

Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />

Atomrecht Referent – Das Recht Dr. Nikolai der A. radioaktiven Behr DIKT Deutsches<br />

Reststoffe<br />

Institut für Kommunikationsund<br />

Abfälle<br />

und MedienTraining, München<br />

TERMIN 07. November 2024 PREIS 1.049,— €<br />

Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Grundzüge<br />

„Stilllegung<br />

des<br />

und<br />

Strahlenschutzrechts<br />

Rückbau in Recht und Praxis“<br />

TERMIN 14. November2024 PREIS 1.049,— €<br />

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage<br />

Referent Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Referenten Dr. Matthias Bauerfeind TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt<br />

ORT Inhouse-Seminar<br />

Öffentliche Anhörungen Dr. Christian erfolgreich Raetzke Rechtsanwalt, meistern Leipzig<br />

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />

Referent Dr. Nikolai A. Behr DIKT Deutsches Institut für Kommunikations- und MedienTraining, München<br />

„Stilllegung Das Strahlenschutzrecht und Rückbau und in Recht seine und praktische Praxis“ Umsetzung<br />

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT ORT Inhouse-Seminar<br />

Referenten<br />

Dr. Maria Matthias Poetsch Bauerfeind TÜV SÜD TÜV Energietechnik, SÜD Energietechnik, Filderstadt Filderstadt<br />

Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Das Strahlenschutzrecht und seine praktische Umsetzung<br />

TERMIN nach Vereinbarung PREIS auf Anfrage ORT Inhouse-Seminar<br />

Referenten Dr. Maria Poetsch TÜV SÜD Energietechnik, Filderstadt<br />

Dr. Christian Raetzke Rechtsanwalt, Leipzig<br />

Alle Preise zzgl. gesetzl. USt.<br />

Für weitere In<strong>for</strong>mationen besuchen Sie unsere Website<br />

https://kernd.de/seminarprogramm/<br />

Anfragen und Anmeldungen: seminare@kernd.de<br />

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Unsere Fortbildungen sind zum<br />

größten Teil auch als Inhouse-<br />

Online-Workshop und In-House-<br />

Präsenz-Seminar buchbar.<br />

Preise und Termine auf Anfrage.<br />

Änderungen und Irrtümer vorbehalten. Stand: November 23. Juni 2024 2023

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TILL<br />

SEPT. 20 th<br />

2024<br />

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BUSINESS<br />

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SESSIONS<br />

YOUNG<br />

PROFESSIONALS<br />

RECRUITING<br />

13 TH INTERNATIONAL CONFERENCE<br />

ON NUCLEAR DECOMMISSIONING<br />

INCL. PRE-CONFERENCE WORKSHOP<br />

NOVEMBER 18 TH – 21 ST , 2024<br />

EUROGRESS AACHEN<br />

GERMANY<br />

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