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Untersuchungsvorhaben zum Alterungsmanagement

  • Kernkraftwerke unterliegen – wie andere Industrieanlagen auch – einer Alterung.
  • Um zu verhindern, dass Alterungseffekte die Sicherheit deutscher Kernkraftwerke beeinflussen, führen die Betreiber entsprechende Maßnahmen durch, die in ihrer Gesamtheit als Alterungsmanagement bezeichnet werden.
  • Das BfE betreut Untersuchungsvorhaben mit dem Ziel, Alterungsmechanismen in Kernkraftwerken besser zu verstehen und mögliche Auswirkungen effektiv zu beherrschen oder zu minimieren.

Alle deutschen Kernkraftwerke sind mehr als 20 Jahre in Betrieb. Wie alle Industrieanlagen unterliegen sie einer Alterung. Das heißt, die ursprünglichen Eigenschaften der Komponenten der Anlagen verändern sich im Laufe der Zeit oder auch bedingt durch den Betrieb. Ursache hierfür sind verschiedene Mechanismen wie beispielsweise

  • Versprödung,
  • Ermüdung,
  • Korrosion oder
  • Verschleiß.

Alterungsmanagement

Alterungseffekte können die Sicherheit eines Kernkraftwerkes beeinflussen. Um dies zu verhindern, führt der Betreiber entsprechende Maßnahmen durch, die in ihrer Gesamtheit als Alterungsmanagement bezeichnet werden.

Zum Alterungsmanagement zählen folgende Maßnahmen:

  • Überwachung,
  • wiederkehrende Prüfungen,
  • Wartung und Reparatur,
  • Austausch von Anlagenteilen.

Die zuständigen Behörden der Bundesländer beaufsichtigen das Alterungsmanagement für festgelegte, sicherheitstechnisch wichtige technische Einrichtungen.

Untersuchungsvorhaben zum Alterungsmanagement

Trotz des geplanten Ausstiegs aus der Kernenergie bis 2022 bleibt das Alterungsmanagement wie bisher ein zentraler Baustein in der Sicherheitsphilosophie deutscher Kernkraftwerke. Um dies sicherzustellen und offene Fragen zu klären, initiiert das Bundesministerium für Umweltschutz, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit (BMUB) Untersuchungsvorhaben in diesem Bereich. Die Ergebnisse sollen dazu beitragen, die Alterungsmechanismen besser zu verstehen und die möglichen Auswirkungen zu beherrschen bzw. zu minimieren.

Aktuell vom BfE betreute Untersuchungsvorhaben

Untersuchungen zur Zuverlässigkeit von Brennelementen und mechanischen Einrichtungen in Kernkraftwerken

Im Rahmen des Forschungsvorhabens soll die Betriebserfahrung mit Brennelementen, druckführenden Komponenten und mechanischen Einrichtungen, wie Stützkonstruktionen, systematisch ausgewertet werden. An diesen ist es in in- und ausländischen Anlagen zu verschiedenen Schäden gekommen. Der aktuelle Kenntnisstand zu den Ursachen bei Auslegung, Herstellung und Instandhaltung, die zu diesen Schäden geführt haben, soll systematisch aufgearbeitet werden. Daraus sollen Schlussfolgerungen für deutsche Anlagen hinsichtlich der Zuverlässigkeit der Einrichtungen, der Wirksamkeit von Maßnahmen und der Anforderungen im deutschen Regelwerk abgeleitet werden.

Ausgewählte abgeschlossene Vorhaben, die vom BfS betreut wurden

Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken – Los 1 (Laufzeit 01.08.2013 - 30.09.2015)Einklappen / Ausklappen

Ziel des Forschungsvorhabens war es, Herstellungsfehler und Betriebsschäden mit Blick auf die druckführenden Anlagenteile von Kernkraftwerken zentral zu untersuchen und auszuwerten. Hierzu wurde der aktuelle internationale Stand bezüglich der Nachweisführung für Bruchausschluss bzw. Leck-vor-Bruch aufgearbeitet. Druckführende Anlagenteile, die den Anforderungen des Bruchausschlusses bzw. Lecks-vor-Bruch genügen, zeigen im Überlastungsfall kein katastrophales Bruchverhalten. Ein sich im Falle einer Überlastung bildendes Leck bliebe weitestgehend stabil. Hierdurch gäbe es genug Zeit, die Überlastung der Komponente zu erkennen und darauf zu reagieren, bevor ein vollständiges Versagen zu befürchten wäre. Die Nachweisführung für Bruchausschluss und Leck-vor-Bruch erfolgt bisher deterministisch, wobei begleitend vermehrt probabilistische Nachweise erstellt werden. Ein Leck-vor-Bruch-Nachweis auf rein probabilistischer Basis wurde bisher nicht durchgeführt. Die in Deutschland praktizierte Vorgehensweise entspricht dem internationalen Stand von Wissenschaft und Technik.

Des Weiteren wurde der Einfluss des Mediums bei der Ermittlung des Erschöpfungsgrades von Reaktordruckbehälter-Einbauten bewertet. Ein signifikanter Einfluss auf die Ermüdungsschädigung ist nach gegenwärtigem Kenntnisstand nicht zu unterstellen, diesbezügliche Fragestellungen sind aber weiterhin Gegenstand aktueller Forschung.

Ziel des Forschungsvorhabens war es weiterhin, die Leistungsfähigkeit von Ultraschallprüfungen in Bezug auf den Nachweis von Fehlern in austenitischen und Mischschweißnähten, d.h. Schweißnähten aus speziellen, nicht rostenden Chrom-Nickel-Stahlsorten, sowie von quasi-laminaren Reflektoren zu überprüfen. Es wurde ein Testkörpersatz mit verschiedenen Schweißnähten untersucht. Unterschiede in der Kornstruktur verändern die Signalmuster nur geringfügig, während die Bearbeitung des Wurzelbereiches größeren Einfluss hat, aber dennoch sämtliche Fehler detektiert werden konnten. Auch der Aufbau der Schweißnaht hat einen Einfluss auf die Signalmuster der Fehler, aber alle Fehler ab 5 mm konnten gut detektiert werden. Ein Großbehälter, bei dem quasi-laminare Reflektoren bekannt sind, wurde mit der derzeit in den deutschen Anlagen verwendeten Ultraschallprüf-technik untersucht. Die Reflektoren wurden zuverlässig gefunden.

Außerdem wurde die Ermüdungsfestigkeit austenitischer Plattierung untersucht. Es zeigte sich, dass die Ermüdungskurven für austenitische Werkstoffe, die im aktuellen KTA-Regelwerk angegeben sind, im untersuchten Bereich auch für austenitische Plattierungen verwendet werden können.

Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken – Los 2 (Laufzeit 01.12.2013 - 31.12.2015)Einklappen / Ausklappen

Ziel des Forschungsvorhabens war es, für drei verschiedene Themenkomplexe eine Literaturrecherche durchzuführen bzw. den aktuellen Kenntnisstand aufzuarbeiten und zu bewerten.

Zunächst ging es um primärwasserinduzierte Spannungsrisskorrosion. Der Mechanismus ist nach derzeitigem Kenntnisstand noch nicht in vollem Umfang verstanden. Durch das Werkstoffkonzept deutscher Anlagen wurden die betroffenen Werkstoffe nur wenig eingesetzt, so dass die Gefahr von Schäden durch diesen Mechanismus deutlich geringer ist als im internationalen Vergleich.

Als zweites wurden die Auswirkungen von Erdbebenlasten, insbesondere Mehrfacherdbeben, auf die Werkstoffschädigung (Ermüdungsverhalten in Kombination mit fortschreitender Deformation) und das Versagensverhalten (Leckage, Bruch) von Rohrleitungskomponenten betrachtet. Es zeigte sich, dass modelanalytische lineare Erdbebensicherheitsnachweise nach der Antwortspektrenmethode in der Regel zu einer konservativen Bewertung führen.

Der dritte Themenkomplex behandelte Dehnkriterien für strukturmechanische Nachweise bei druckführenden Komponenten. Auf Basis der Literaturrecherche wurde ein Grenzdehnungskonzept definiert und dessen Anwendbarkeit auf reale Bauteilgeometrien und -größen durch numerische Analysen und experimentelle Verifikation demonstriert.

Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken (Laufzeit 01.04.2012 - 30.09.2013)Einklappen / Ausklappen

Ziel des Forschungsvorhabens war es, zu überprüfen, wie leistungsfähig Ultraschallprüfungen beim Nachweis von Spannungskorrosionsrissen in Mischnähten sind. Die Ergebnisse ermöglichen eine erste Bewertung des Nachweisvermögens der verwendeten Ultraschallprüfung parallel zur Schweißnaht in Mischnähten. Die Standard-Ultraschallprüftechnik ist in der Lage, realistische Testfehler mit ausreichendem Signal-Rausch-Verhältnis nachzuweisen.

Untersuchungen zur Wirksamkeit von Maßnahmen zur Sicherstellung der Integrität druckführender Komponenten in deutschen KernkraftwerkenEinklappen / Ausklappen

Im Rahmen des Forschungsvorhabens wurde der Kenntnisstand zum Bruchausschlusskonzept aufgearbeitet. Ferner wurde die Vorgehensweise bei der Nachweisführung des Bruchausschlusskonzeptes beschrieben und der Anwendungsbereich in deutschen Anlagen analysiert. Im Anschluss daran wurde die deutsche Anwendung des Konzeptes mit der Vorgehensweise in den USA verglichen. Es hat sich gezeigt, dass sich die Entwicklung des Bruchausschlusskonzeptes weitgehend an den Stellungnahmen und Leitlinien der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) widerspiegeln lässt. Bei den Arbeiten zu den Überwachungskonzepten wurde festgestellt, dass diese in deutschen Anlagen einen hohen Entwicklungsstand aufweisen.

Den Abschlussbericht hierzu finden Sie auf den Internetseiten der GRS.

Schädigungsmechanische Modellierung des Resttragvermögens von geschädigten DampferzeugerheizrohrenEinklappen / Ausklappen

Im Forschungsvorhaben wurde an originalem Dampferzeuger-Heizrohrmaterial mit Hilfe eines neu entwickelten schädigungsmechanischen Berechnungsmodells das Tragvermögen von geschädigten Dampferzeuger-Heizrohren bestimmt. Im Rahmen des Vorhabens wurde festgestellt, dass das Verformungs- und Versagensverhalten der untersuchten Dampferzeuger-Heizrohre durch die Simulation mit hoher Genauigkeit beschrieben werden kann.

Experimentelle Untersuchungen zur Ermittlung der Ermüdungsfestigkeit der austenitischen Plattierung von kerntechnischen KomponentenEinklappen / Ausklappen

Ziel der Untersuchung war die experimentelle Ermittlung und Absicherung einer Ermüdungskennlinie für den Plattierungswerkstoff und die Einordnung der Ergebnisse in die Datenbasis der in den deutschen Kernkraftwerken eingesetzten Werkstoffe. Wesentliches Ergebnis dieses Vorhabens war die Erkenntnis, dass die Ermüdungskurve für austenitische Werkstoffe nach Regelwerk des Kerntechnischen Ausschusses im untersuchten Bereich der Dehnungsschwingbreiten auch zur Bewertung des Ermüdungsverhaltens austenitischer Plattierungen herangezogen werden kann.

Eine kurze Zusammenfassung hierzu finden Sie auf den Seiten 30 und 31 im Jahresbericht 2011 der Materialprüfungsanstalt Stuttgart.

Bewertung der Wirksamkeit des Alterungsmanagements von technischen Einrichtungen in deutschen KernkraftwerkenEinklappen / Ausklappen

Ziel des Forschungsvorhabens war es, die fachlichen Entscheidungsgrundlagen zur bundeseinheitlichen Bewertung der Wirksamkeit des Alterungsmanagements methodisch weiterzuentwickeln. Zusätzlich wurde eine aktuelle anlagenübergreifende Bewertung der Wirksamkeit des Alterungsmanagements vorgenommen, das in deutschen Kernkraftwerken für sicherheitstechnisch bedeutsame technische Einrichtungen implementiert wurde.

Den Abschlussbericht zu diesem Untersuchungsvorhaben finden Sie auf der Internetseite der GRS.

Abschlussberichte können über die Internet-Portale der Forschungsnehmer oder auf Nachfrage über das BfE bezogen werden.

Hinweis: Seit dem 30. Juli 2016 betreut das Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit (BfE) Untersuchungsvorhaben zum Alterungsmanagement. Es hat diese Aufgabe vom bis dahin zuständigen Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) übernommen.

Stand: 10.07.2017

© Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit