Nr. C 250/6 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
Forslag til Rådets afgørelse om vedtagelse af et forskningsprogram vedrørende 
reaktorsikkerhed (1984-1987) 
(Forelagt af Kommissionen for Rådet den 17. juni 1983) 
RÅDET FOR DE EUROPÆISKE FÆLLESSKABER 
HAR — 
under henvisning til traktaten om oprettelse af Det 
europæiske Atomenergifællesskab, særlig artikel 7, 
under henvisning til forslag fra Kommissionen efter 
høring af Det videnskabelige og tekniske Udvalg, 
under henvisning til udtalelse fra Europa-Parlamen­
tet, let i rammeprogrammet og handlingsprogrammet 
for udvikling af nuklear fissionsenergi; 
Rådet har ved afgørelse ... vedtaget et forsknings­
program vedrørende reaktorsikkerhed (direkte 
aktion); 
det er hensigtsmæssigt at supplere programmet i 
form af direkte aktion vedrørende reaktorsikkerhed 
med et program med omkostningsdeling, hvor med­
lemsstaternes sagkundskab og anlæg undnyttes — 
under henvisning til udtalelse fra Det økonomiske 
og sociale Udvalg, og TRUFFET FØLGENDE AFGØRELSE: 
ud fra følgende betragtninger: Artikel 1 
Rådet har den 22. juli 1975 vedtaget en resolution 
om teknologiske problemer i forbindelse med nuk­
lear sikkerhed; Det i bilaget omhandlede forskningsprogram vedrø­
rende reaktorsikkerhed vedtages for en periode på 4 
år fra den 1. januar 1984. 
Rådet har den 18. februar 1980 vedtaget en resolu­
tion om formeringsreaktorer; 
Rådet har ved afgørelse ... godkendt strukturerne 
og procedurerne ved forvaltning og koordinering af 
Fællesskabets forsknings-, udviklings- og demon­
strationsaktiviteter ; 
Rådet har ved afgørelse ... vedtaget et rammepro­
gram for en europæisk strategi for videnskab og tek­
nik; 
Kommissionen har til Rådet fremsendt et handlings­
program for udvikling af nuklear fissionsenergi; Artikel 2 
Det fornødne beløb til programmets gennemførelse 
anslås til 81300 000 ECU, og personalebehovet 
anslås til 17 ansatte. 
Artikel 3 
Det i bilaget fastlagte program kan tages op til revi­
sion ved udløbet af det tredje år efter egnede frem­
gangsmåder. 
Artikel 4 
gennemførelse af forskningsprogrammer vedrørende 
nuklear sikkerhed er et af Kommissionens vigtigste 
midler til at bidrage til farefri produktion af kerne­
energi samt beskyttelse af arbejdstagerne, befolknin­
gen og miljøet; denne gennemførelse omfatter de 
specifikke emner og emneområder, der er omhand-Ved gennemførelsen af programmet bistås Kommis­
sionen af Det rådgivende udvalg for forvaltning og 
koordinering vedrørende nuklear Fission, hvis man­
dat og sammensætning er fastlagt ved Rådets afgø­
relse (struktur og procedurer ved forvaltning og 
koordinering). 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/7 
BILAG 
FORSKNINGSPROGRAM MED OMKOSTNINGSDELING VEDRØRENDE 
REAKTORSIKKERHED 
Programmet omfatter teoretisk forskning og praktiske forsøg, som skal gennemføres ved samar­
bejde, og som vedrører forebyggelse af uheld, detaljerede undersøgelser af alvorlige uheld og føl­
gerne heraf samt de metoder, der skal anvendes til sandsynlighedsberegning af risici. 
Programmet er delt i to dele: 
a) en del, som vedrører sikkerheden i letvandsreaktorer, hvor følgende specifikke emner skal 
undersøges: 
— menneskelige faktorer og mand-maskine-vekselvirkningen, 
— beskyttelse af nukleare anlæg mod gasskyeksplosioner 
— mekaniske problemer og materialeproblemer ved stålkomponenter i letvandsreaktorer, 
— termonhydraulik og alvorlige beskadigelser af brændslet ved uheld med tab af det pri­
mære kølemiddel, 
— problemer i forbindelse med fordeling, forbrænding og overvågning af hydrogen, som 
frigives i forbindelse med et uheld, 
— kildebegreb, som skyldes fissionsprodukter i en alvorlig uheldssituation, 
— spredning af fissionsprodukter i atmosfæren som følge af uheld, 
— metoder til probabilistisk risikovurdering; 
b) en del, som vedrører sikkerheden i natriumkølede formeringsreaktorer, hvor følgende speci­
fikke emner skal undersøges: 
— instrumentering, kontrol og beskyttelse, 
— transientanalyse, 
— komponenters og strukturers integritet, 
— sikkerhedsaspekter ved natriumteknologi, 
— brændslets opførsel under transiente forhold og fænomener, der optræder efter uheld 
(keraeinternt forsøg), 
— fissionsprodukters vandring ved alvorlige uheld, 
— smeltede materialers bevægelse og vekselvirkning ved alvorlige uheld. 
Programmet skal gennemføres ved hjælp af kontrakter. 
Nr. C 250/8 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
FORSLAG TIL ET FORSKNINGSPROGRAM MED OMKOSTNINGSDELING 
REAKTORSIKKERHED (1984-1987) 
(Teknisk bilag) 
FØRSTE DEL 
1. FORSLAG TIL ET FORSKNINGSPROGRAM MED 
OMKOSTNINGSDELING VEDRØRENDE SIKKERHEDEN I 
LETVANDSREAKTORER (1984-1987) 
INDLEDNING 
Kernekraftværker med letvandsreaktorer er blevet udnyttet industrielt og kommercielt siden 
begyndelsen af 1970erne. For øjeblikket er over to hundrede kraftværker af denne type i drift over 
hele verden og mere end 130 er under opførelse. I EF-landene er ca. 40 kraftværker i drift og 
omkring tredive under opførelse, hvilket giver en installeret elektrisk effekt på henholdsvis 40,0 
og 37.0 GWe. Programmerne for opførelse af sådanne værker er lige fra starten blevet gennemført 
sideløbende med omfattende forskningsprogrammer vedrørende sikkerheden. Selv om de eksiste­
rende kernekraftværker nok drives under iagttagelse af undermærkede sikkerhedsbestemmelser, 
må forskningsprogrammerne på dette område dog videreføres af flere årsager: der er behov for 
resultaterne herfra ved opførelsen og driften af kraftværkerne for at have beskyttelsesniveauet 
ikke blot for arbejdstagerne, befolkningen og miljøet, men også for anlæggene ved at vedtage 
egnede forebyggende og beskyttende foranstaltninger. Formålet er at opnå større viden om de 
vigtigste fænomener og dermed mulighed for en vurdering og nærmere fastlæggelse af de sikker­
hedsmargener, der er forbundet med udformningen og driften af anlæg under opførelse eller alle­
rede fungerende anlæg. Resultaterne fra sikkerhedsforskningen er tvingende nødvendige for de 
ansvarlige for godkendelse og tilsyn, så de bedre kan fastlægge grænserne for anlæggenes funk­
tion og fastsætte, hvilke foranstaltninger der skal træffes i tilfælde af uheld. Under de nuværende 
samfundspolitiske forhold er sikkerhedsforskning med henblik på en mere realistisk vurdering af 
de farer, der er forbundet med elproduktion ud fra kerneenergi, og på at lette sammenligningen 
med farer forbundet med andre industriprocesser meget vigtig for offentlighedens accept af ker­
neenergi. Forskningen i sikkerhed udgør endvidere et påkrævet grundlag for Fællesskabets poli­
tik med hensyn til sikkerhedskriterier og -normer for kernekraftværker med letvandsreaktorer. 
De forskningsprogrammer, der er i gang i Fællesskabet og i de industrilande, som udvikler kerne­
kraftværker med letvandsreaktorer, herunder navnlig USA, har været udsat for en kraftig udbyg­
ning i de seneste år. Uheldet på kernekraftværket TMI-2 i USA i 1979 viste, hvor betydningsfuld 
operatørens rolle og adfærd er i en uheldssituation, og afslørede en række begivenheder, som kan 
føre til alvorlige beskadigelser af brændselselementerne. 
Efterhånden som der opnåedes bedre indsigt i problemerne i forbindelse med de typiske uheld, 
der er taget højde for ved udformningen af reaktorer, rettedes opmærksomheden endvidere mod 
undersøgelsen af unormale begivenheder, som uanset deres omfang virkede forstyrrende for 
anlæggenes normale drift, og undersøgelsen af mere alvorlige og usandsynlige uheld. Der er taget 
hensyn til disse tendenser i nedenstående programforslag. 
Fællesskabets forskning i sikkerhed i letvandsreaktorer 
Fællesskabets forskning vedrørende de teknologiske problemer i forbindelse med nuklear sikker­
hed omfattes af det flerårige program for Det fælles Forskningscenter, og reaktorsikkerhed har 
siden 1973 været det vigtigste emneområde i dette program. Til det nuværende program (1980-
1983) er afsat et budget på 172 mio ECU med et personale på 716 ansatte, hvoraf mere end halv-
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/9 
delen er beskæftiget med letvandsreaktorer. Programmet omfatter teoretiske undersøgelser og 
praktiske forsøg til analyse af uheld og følgevirkninger samt forbedring af metoder og instrumen­
ter til forebyggelse af uheld. Der gøres en kraftig indsats for udvikling og anvendelse af nye og 
avancerede metoder med henblik på at formindske usikkerheden ved probabilistisk risikovurde­
ring. 
Analyserne og forsøgene vedrører navnlig undersøgelsen af fysiske fænomener, der er fremher­
skende ved tab-af-kølemiddel-uheld og endvidere optræder ved de transienter, der også medfører 
en alvorlig beskadigelse af kernen. Formålene med disse undersøgelser er at forbedre og validere 
sikkerhedskoder og så vidt muligt at indhente nye oplysninger med henblik på udformning af 
mere effektive procedurer til brug ved drift og i nødsituationer. 
Der er to vigtige projekter i gang på dette område det kerneeksterne LOBI-anlæg og det 
kerneinterne Super Sara. 
De vigtigste formål med LOB I-projektet er: 
— at gennemføre forsøg med tab af kølemiddel ved simulering af rørbrud af forskellig størrelse 
på tre forskellige steder af den hertil indrettede LOBI-loop med henblik på at undersøge ind­
flydelsen fra den termohydrauliske opførsel af de enkelte komponenter i et primærkølesy­
stem under tab-af-kølemiddel-uheld (i nedblæsningsperioden — blowdown) ved at måle alle 
termohydrauliske størrelser af betydning, herunder navnlig i tilknytning til kølingen af ker­
nen; 
— at anvende forsøgsresultaterne ved valideringen og forbedringen af beregningskoderne for 
nedblæsningen og de hertil knyttede teorier med henblik på sikkerhedsanalysen af letvands­
reaktorer. 
Forsøgsprogrammet Super Sara bestod i en række kerneinterne forsøg (i ESSOR-reaktoren), der 
blev nydefineret i 1980 på et internationalt grundlag. I 1980-1982 blev loopen konstrueret, forsø­
gene forberedt og drøftelsen med de nationale eksperter og delegationer om de forskellige pro­
gramfasers tekniske indhold fortsat. 
Disse aktiviteter suppleres af to andre projekter: 
— Projektet vedrørende primærkredsløbets integritet, som navnlig går ud på at udvikle bereg­
ningsmetoder til fejldetektering i strukturer og til en pålidelig forudsigelse af reaktorstruktu­
rers og -komponenters levetid. Herunder er reaktortanken klart den vigtigste, hvilket der er 
taget hensyn til ved valget af forsøgsprogrammets parametre og begrænsninger. FFC vareta­
ger koordineringen af gennemførelsen af det internationale program for inspektion af stål­
komponenter (PISC), der er tilrettelagt af CSNi. FFC er også ved at udarbejde et nyt for­
søgsprogram vedrørende en tryktank i målestoksforholdet 1:5. Formålet med dette program 
er at nå frem til en systematisk indfaldsvinkel til inspektionsproblemet. 
— Projektet vedrørende pålideligheds- og risikovurdering, hvor de to vigtigste aktiviteter, der er 
nært indbyrdes forbundne, er analyse af uheldsforløb og det europæiske system for pålide-
lighedsdata (ERDS = European Reliability Data System). Arbejdet med analyse af uhelds­
forløb er koncentreret om identificering og opstilling af modeller for forskellige former for 
uheldsforløb før og efter referenceuheld under særlig hensyntagen til begivenhedernes kro­
nologiske rækkefølge og menneske-system-vekselvirkninger. 
Det vigtigste formål med ERDS er at oprette et centraliseret databanksystem, som kan give 
de oplysninger, der er behov for til risikovurdering i forbindelse med letvandsreaktorer. 
Denne databank, eller i det mindste visse dele deraf, er ved at være driftsklar. Der leveres 
data fra forskellige nationale organer, og det vigtigste mål for øjeblikket er at få disse data 
analyseret systematisk. 
I 1979 blev der vedtaget et beskedent forskningsprogram med omkostningsdeling for perio­
den 1979-1983. Til dette program vedrørende sikkerhed i termiske vandreaktorer var der 
afsat et budget på 6,3 mio. ECU. Teoretisk set var det hermed muligt at finansiere 50 % — 
men i praksis blev det kun til 37 % på grund af budgetmæssige begrænsninger — af forsknin­
gen i medlemsstaternes nationale organer og laboratorier inden for følgende tre emner: 
Nr. C 250/10 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
— Undersøgelser af særskilte virkninger fra tab-af-kølemiddel-uheld, navnlig ved over­
sprøjtning og oversvømmelse af kernen (Del A). 
— Undersøgelser vedrørende beskyttelse af nukleare anlæg mod gasskyeksplosioner (Del 
B). 
— Undersøgelser vedrørende spredning af radioaktive fissionsprodukter i atmosfæren som 
følge af reaktoruheld (Del C). 
Dette program, der for øjeblikket er ved at blive gennemført, skal afsluttes ved udgangen af 
1983. Det kan allerede nu fastslås, at programmets resultater, der vil blive offentliggjort, 
kommer til at omfatte betydningsfulde videnskabelige resultater for Fællesskabet på alle de 
tre behandlede områder. 
Kommissionen har til hensigt at befæste og forstærke sin centrale position inden for nuklear 
sikkerhed via de to aktionsformer, der står til rådighed, nemlig direkte aktion ved FFC's 
laboratorier og indirekte aktion med omkostningsdeling ved medlemsstaternes laboratorier. 
I det handlingsprogram, som Kommissionen foreslår med henblik på udvikling af nuklear 
fissionsenergi, og hvor nuklear sikkerhed er det vigtigste emne, tages der derfor i vid 
udstrækning hensyn til resultaterne fra de to løbende programmer, der i korte træk er beskre­
vet i det ovenstående. Med hensyn til aktionen med omkostningsdeling vedrørende sikker­
hed i letvandsreaktorer vil det andet program, der er foreslået for en periode på fire år, 
samtidig med at forskningen indledt under det første program fortsættes, komme til at 
omfatte en række tekniske emner, som er langt mere omfattende. 
Tekniske områder — udarbejdelse af programmet 
Som det tidligere skete ved fastlæggelsen af det første program vedrørende sikkerhed i termiske 
vandreaktorer hørte Kommissionen i 1981 og 1982 Fællesskabets arbejdsgruppe nr. 2 vedrørende 
forskning i letvandsreaktorers sikkerhed med henblik på udvælgelsen af emnerne til det nye udvi­
dede forskningsprogram. For at få situationen på visse områder grundigere behandlet nedsatte 
Kommissionen efter udtalelse fra arbejdsgruppe nr. 2 nogle ad hoc-underarbejdsgrupper, som 
kom med visse anbefalinger, der har dannet grundlag for nedenstående forslag. Med hensyn til 
fortsættelsen af de tre forskningsemner, der var omhandlet i det første program, blev det vedtaget, 
at der skulle indhentes anbefalinger fra de tre ansvarlige undergrupper, der siden vedtagelsen af 
det første program har optrådt på vegne af CCMGP-sikkerhed. Disse tre undergrupper fremsatte 
derfor anbefalinger, som der ligeledes er taget hensyn til i forslagene. Endelig har Kommissionen 
fremsat forslag om to emner, som er mere direkte forbundet med den direkte aktion, der er i gang 
ved FFC, og disse forslag er blevet forelagt arbejdsgruppe nr. 2 til udtalelse, men af mangel på tid 
har der ikke været nogen tilbundsgående drøftelse heraf i denne arbejdsgruppe. De konklusioner 
og anbefalinger, der er udarbejdet af de forskellige ovennævnte undergrupper, står til rådighed. 
Den påtænkte forskning kan deles i tre kategorier: forskning vedrørende forebyggelse af uheld, 
som sigter mod egnede foranstaltninger til nedsættelse af sandsynligheden for uheld, med hen­
blik på opnåelse af bedre indsigt i uheldsfænomener, så følgerne heraf kan begrænses, samt 
forskning i teknikker og metoder til probabilistisk risikovurdering. Denne klassificering må dog 
ikke fortolkes alt for nøjeregnende, da der klart er forbindelser mellem disse tre kategorier. Det 
skal bemærkes, at visse af de udvalgte områder ikke er specifikke for kernekraftværker med let­
vandsreaktorer, men kan overføres på andre former for nukleare anlæg; dette gælder navnlig for 
menneskelige faktorer og menneske-maskine-vekselvirkningen, beskyttelse af kraftværker mod 
gasskyeksplosioner og i mindre grad visse dele af den foreslåede forskning under andre emner. 
Disse områder er ikke desto mindre medtaget i forslaget til programmet vedrørende letvandsreak­
torer, fordi disse reaktorer på grund af deres overvejende antal er den største målgruppe for resul­
taterne fra forskningen på disse områder. 
1.1. MENNESKELIGE FAKTORER OG MENNESKE-MASKINE-VEKSELVIRK­
NINGER (jf- punkt l.A.2.2. i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
Menneskets rolle og problemerne i samspillet mellem mennesker og maskiner er i lang 
tid blevet analyseret og taget i betragtning ved ikke-nukleare aktiviteter, hvor der har 
været forståelse for, at det økonomisk set kunne betale sig at tage hensyn til disse prob-
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/11 
lemer og at optimere menneskets rolle på baggrund af menneskers adfærd og evner. På 
andre områder, som f.eks. lufttransport, er den menneskelige faktor blevet undersøgt ud 
fra et sikkerhedssynspunkt. Hvad driften af nukleare anlæg angår, har der, uden at ope­
ratørens betydning hermed var glemt, været en tendens til at tro, at velforberedte og rig­
tigt udformede automatiske systemer altid i sidste instans kunne klare farlige situatio­
ner. Uheldet på TMI-2 gjorde det nødvendigt at revidere dette synspunkt, og siden da er 
problemet blevet drøftet og undersøgt utallige gange i medlemsstaterne, i USA og i 
internationale kredse (OECD-NEA, Halden osv.). 
I Fællesskabet holdt FFC i 1979, 1980 og 1981 flere internationale workshops om opera­
tørernes optræden i uheldssituationer, bl.a. har arbejdsgruppe nr. 2 vedrørende forsk­
ning i letvandsreaktorers sikkerhed siden 1981 indkaldt til flere møder i en ekspert­
gruppe. Nedenstående forslag afspejler stort set denne ekspertgruppes konklusioner, 
idet der endvidere er taget hensyn til resultaterne fra de af FFC afholdte workshops. De 
opstillede mål er klart fastlagte, idet der sigtes mod bedre kvalificering og uddannelse af 
operatørerne og en forbedring af de midler, der står til deres rådighed, bl.a. i kontrol­
rummene. Fremstillingen af perfektionerede simulatorer og moderne udstyrede kontrol­
rum lettes af de tekniske fremskridt inden for komponenter og databehandling, men 
undersøgelsen af sådanne systemer bygger i højere grad på udvikling end på forskning 
og udføres i almindelighed af industrien i snævert samarbejde med driftslederne, og 
industrien har behov for et mere detaljeret og mere omfattende teoretisk kendskab til de 
menneskelige reaktioner og pålidelighed i situationer, der ikke er rutinemæssige. 
Målene for den her foreslåede forskning ligger for en stor dels vedkommende forud for 
det samspil mellem menneske og maskine, der for eksempel foregår i et kontrolrum eller 
i en simulator. Forskningen skal fremskaffe bedre grundlæggende viden om operatørens 
adfærd ud fra mekanismer for oplysningsindhentning under hensyntagen til de faktorer, 
omstændigheder og omgivelser, der påvirker dem. Aspekterne vedrørende arbejdets til­
rettelæggelse i operatørhold og vedrørende kommunikationsmidler skal undersøges 
mere systematisk. En sådan teoretisk viden kan så anvendes til definition af modeller, 
som kan udnyttes til probabilistisk risikovurdering og til forbedring og rationalisering af 
visse processer; den vil endvidere gøre det muligt at styre udviklingen og at udnytte nye 
avancerede diagnostiske støttesystemer. 
Dette er et nyt område, der inddrages i fællesskabsforskningen, og i medlemsstaterne er 
de tilsvarende aktiviteter begrænsede, men det i det nedenstående foreslåede omfat­
tende program kan samle og centralisere arbejdet. FFC's iværksættelse af ERDS vil lette 
indsamlingen, behandlingen og anvendelsen af data vedrørende menneskelig pålidelig­
hed, som er nødvendig for den påtænkte forskning. Udviklingen i FFC af metoder til 
probabilistisk risikovurdering (PRA) vil lette anvendelsen af disse teknikker på menne­
skers pålidelighed. Nedennævnte aktiviteter med omkostningsdeling og den direkte 
aktion ved FFC vil således komme til at gribe kraftigt ind i hinanden. 
Aktiviteter 
Programmet omfatter tre områder, som følger logisk efter hinanden kronologisk set. Det 
indledende arbejde vedrører derfor det første område. Dette forhindrer dog ikke, at der 
samtidig kan arbejdes med de andre områder: 
— Indsamling og analyse af data vedrørende menneskers adfærd. 
— Opstilling af modeller for menneskers adfærd. 
— Bedømmelse af sådanne modellers egnethed til brug ved probabilistisk risikovurde­
ring og i forbindelse med udformningen. 
Forskningsemnerne er samlet i grupper på disse områder. Yderligere detaljer og ekspert­
udtalelser findes i bilagene. 
Nr. C 250/12 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
1.1.1. Indsamling og analyse af data vedrørende menneskers adfærd 
Der er behov for yderligere arbejde, navnlig vedrørende processer for indsamling af 
oplysninger om situationer i det virkelige liv. De manglende fremskridt på dette område 
skyldes manglende kvalitative og kvantitative data fra konkrete situationer. Der må 
oprettes en passende database, således at de mekanismer, der fører til generiske fejl, kan 
udledes efter indsamling af oplysninger om menneskelige fejl i den nukleare industri og 
i andre industrier. Der findes allerede mange oplysninger om sådanne tilfælde i den 
kemiske industri og i kul- og stålindustrien (jf- arbejdet under EKSF): 
— aktuelle teknikker til indsamling af kvantitative data vedrørende menneskers 
adfærd. Overvejelse og fastlæggelse af et homogent system og en protokol til frem­
skaffelse af sådanne oplysninger. Eventuel udvikling af automatisk udstyr til ind­
samling af on-line data; 
— eksisterende oplysninger i kernekraftværkernes arkiver; 
— mulighed for anvendelse af en mængde oplysninger fra ikke-nukleare aktiviteter; 
— teknikker til overførsel af objektive data på andre situationer end dem, hvorunder 
de blev indsamlet; 
— opstilling af særlige forsøgsrækker med henblik på fremskaffelse af flere specifikke 
oplysninger; 
— taksonomi af aktuelle data og klassificeringsskemaer; 
— metodologier til analyse af begivenheder under hensyntagen til samspillet mellem 
menneskelige og tekniske fejl; 
— forholdet mellem faktorerne for menneskelig pålidelighed og anlæggets samlede 
livscyklus; 
— miljømæssige, intellektuelle og følelsesmæssige påvirkninger af det enkelte menne­
ske; 
— organisations- og kommunikationsproblemer i kernekraftværkers samlede livscyk­
lus. 
1.1.2. Opstilling af modeller for menneskers adfærd 
Der lægges særlig vægt på pålidelighedsaspekterne i sådanne adfærdsmodeller. 
— Undersøgelse og kritisk vurdering af bestående modeller; 
— overvejelse og anvendelse af teknikker til kompleks matematisk modellering til 
udvikling af nye modeller; 
— forsøg med sammenligning af modeller: benchmark-forsøg, kontrollerede forsøg 
osv. både i virkelige anlæg og i simulatorer. 
1.1.3. Bedømmelse af sådanne modellers egnethed til brug ved probabilistisk risikovurdering og i 
forbindelse med udformning 
Modellerne skal anvendes på to hovedområder: 
— deres inddragelse og indflydelse i probabilistiske risikoanalyser. Undersøgelser 
vedrørende probabilistisk risikovurdering og anvendelse heraf i forvaltningen af 
risici og i sikringen af pålidelighed; 
— tilbagemelding af oplysninger af relevans for udformningen. Dette aspekt har 
mange sider, herunder udformning af kontrolrum og informationsveje, driftsproce­
durer, udvikling og vurdering af avancerede hjælpeanlæg for systemdriften; 
området er så omfattende, at det hele ikke kan drages ind under dette program. En 
trinvis fremgangsmåde vil derfor blive benyttet. 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/13 
Krav til programmet 
— Snæver forbindelse med FFC's aktiviteter og de andre tilsvarende forskningspro­
grammer under GD V og GD III, 
— snæver forbindelse med laboratorier med relevant erfaring (også på ikke-nukleare 
områder). Det anbefales navnlig at deltage i HALDEN-programmet samt i de ame­
rikanske programmer EPRI og NRC vedrørende menneskelige faktorer samt i de 
skandinaviske programmer. (Bemærk det foreslåede COST-program vedrørende 
socio-teknologiske systemer og industriel sikkerhed). Det er meget vigtigt at få 
fremskaffet oplysninger om aktiviteterne i de laboratorier, der arbejder på dette 
område i EF, 
— snævre arbejdsforbindelser med elproducenterne. Regelmæssige kontakter mellem 
specialister i menneskelige faktorer og driftsledere er af væsentlig betydning og bør 
fremmes ved positive forslag, ' 
— der findes mange oplysninger om metoder til bedømmelse af menneskelige faktorer 
i ikke-nukleare, farlige industrier. Det må undersøges, om sådanne metoder kan 
overføres på nukleare aktiviteter. 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 3 600 000 ECU. 
1.2. BESKYTTELSE AF NUKLEARE ANLÆG MOD GASSKYEKSPLOSIONER (jf-
punkt 1 .A.2.6 i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
Beskyttelsen af kernekraftværker og nukleare anlæg mod eksterne eksplosioner i forbin­
delse med uheld, i det foreliggende tilfælde af skyer af tunge gasser (carbonhydrider), 
der er sluppet ud i nærheden af kraftværker, for eksempel ved et transportuheld, er ble­
vet betragtet med stigende opmærksomhed i de seneste år. Dette gælder også for for­
skellige former for ikke-nukleare anlæg (såsom boreplatforme, gasterminaler og lageran­
læg). En sådan beskyttelse kan kræve fastsættelse af bestemmelser om placering af 
farlige anlæg og transport af antændelige stoffer samt forebyggende foranstaltninger 
vedrørende projektering af kraftværker og tilknyttede anlæg. 
Fænomenologien ved sådanne eksplosioner i det fri er ret kompliceret, og der vides 
endnu ikke ret meget herom. Derfor er teoretisk og eksperimentel forskning vedrørende 
de forskellige aspekter (eksplosive skyers opståen og bevægelse, opståen og forplant­
ning af trykbølger efter deflagrationen/detonationen, sådanne bølgers vekselvirkninger 
osv.) absolut nødvendig. Sådanne undersøgelser er i beskedent omfang foretaget under 
del B af det første forskningsprogram med omkostningsdeling (1979-1983) og disse 
undersøgelser har gjort det muligt dels at samle og dels at stimulere en betydelig del af 
det arbejde, der udføres i medlemsstaterne. Denne aktion må nu fortsættes og suppleres, 
da såvel knapheden på disponible midler som områdets relative nyhed har gjort det 
nødvendigt at koncentrere forskningen omkring særlig vigtige aspekter: indbyrdes sam­
menligning af deterministiske modeller og vurdering ved hjælp af et prototypeforsøg 
med momentane udslip (2 000 m3) under isotermiske vilkår på Thorney Island, for så 
vidt angår spredningsaspektet; udvikling af simple koder til beskrivelse af trykbølgers 
opståen og forplantning, dog uden detaljeret forudsigelse af forbrændingen, og vurde­
ring ved hjælp af forsøgsrækker af rimelig størrelse (balloneksplosioner), for så vidt 
angår eksplosionsaspektet; analyser vedrørende beskrivelse af disse fænomener i nærhe­
den af konstruktioner samt vurderinger ved hjælp af målinger på skalamodeller eller på 
vandspejlet, for så vidt angår aspektet chokbølgers forplantning og vekselvirkninger. 
Nr. C 250/14 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
Kommissionen har i snævert samarbejde med den undergruppe under CCMGP, der er 
ansvarlig for overvågningen af arbejdet vedrørende del B i det første program, under­
søgt, hvad der yderligere burde gøres i et andet program under hensyntagen til de opnå­
ede resultater, de aspekter, der ikke var berørt, den generelle udvikling på området og 
visse forsøgsteknikker. Der er taget hensyn til konklusionerne fra denne undersøgelse i 
den nedenfor foreslåede liste. 
Aktiviteter 
Disse kan opdeles i fem kategorier. Den første og den sidste af disse blev ikke behandlet 
under det første program med omkostningsdeling. 
1.2.1. Kildebegreb 
Herved forstås de oprindelige omstændigheder og parametre ved det utilsigtede udslip 
inden den eksplosive sky dannedes og satte sig i bevægelse. Der vil blive lagt særlig 
vægt på fænommener og fysiske forhold i skyens første dannelsesfase, navnlig fra oprin­
deligt flydende gas, samt fordampningsmekanismerne. 
1.2.2. Spredning 
Udslippene på Thorney Island har allerede givet en række værdifulde referencer. Der 
bør gennemføres en detaljeret analyse af disse data, og de bør sammenlignes med forud­
sigelserne fra diverse modeller som led i det andet program. Yderligere udslip, f.eks. 
ikke-isotermiske udslip, kunne supplere resultaterne fra den første forsøgsrække. Et 
implicit mål i denne forsøgsrække er imidlertid også at vurdere anvendelsen af vind- og 
vandstrømningstunneler til skalasimulering af tunge gaslags vandringer over jord- eller 
vandoverfladen, hvor der findes forhindringer eller varmelommer. Anvendeligheden af 
sådanne simulationer blev påvist under det første program, og særdeles indviklede ana­
lysemidler er nu brugsklare. Der må derfor gøres en stor indsats på dette område, hvor 
det skulle være muligt at foretage realistiske case studies eller undersøge realistiske geo­
metrier uden særlig store omkostninger. 
Endvidere er alle de forudsigelsesmodeller, der er til rådighed for øjeblikket, determini­
stiske, og der er ikke taget hensyn til, at spredningen uvægerligt varierer betydeligt, og at 
skyernes struktur er meget uregelmæssig, hvilket kan have markant indflydelse på eks­
plosionen. 
Der skal således lægges særlig vægt på opstilling af stokastiske modeller samt detalje­
rede undersøgelser og vurderinger, f.eks. i vindtunneler. Dette emne knytter sig til det 
emne i punkt 1.7., der vedrører spredning i atmosfæren af radioaktive produkter. 
1.2.3. Forbrænding og dannelse af en trykbølge 
Der er endnu meget, der skal undersøges i denne komplekse sektor, som der endnu ikke 
er særlig styr på. Navnlig findes der ikke nogen tilfredsstillende teorier, modeller eller 
koder for forbrændingen/flammeforplantningen i en sky, der ikke eller kun delvis er 
indesluttet, og den fremkaldte trykbølge afhænger i afgørende grad af denne forplant­
nings forløb. Der findes kun usammenhængende oplysninger og resultater, der som 
oftest hidrører fra laboratorieforsøg vedrørende flammens acceleration og den eventu­
elle overgang fra deflagration til detonation. 
Den trods alt begrænsede indsats under det første program bør derfor fortsættes og 
intensiveres, og der bør også indgå nye aspekter: indvirkning forårsaget af skyens 
uregelmæssige struktur, delvise indeslutninger eller topografiske forhindringer; eller for 
at nærme sig mere realistiske vilkår: påvirkninger i form af eksplosive lag, antændings-
punkt, tilstedeværelse af aerosoler osv. Det kommer navnlig til at dreje sig om undersø­
gelser og simulationer af delvirkninger. En samordnet forsøgsrække i marken og i stor 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/15 
målestok vil kunne foretages i programmets løbetid eller i givet fald erstattes af delta­
gelse i internationale forsøg af denne art. Naturligvis skal disse forskellige aktiviteter 
ledsages af opstilling af forudsigelsesmodeller og -koder. 
1.2.4. Trykbølgers forplantning og vekselvirkninger 
Den begrænsede indsats under det første program bør fortsættes. Mindst én færdig kode 
(isentropisk hypotese) skal udarbejdes. Den skal eventuelt kobles sammen med en 
beskrivelse af forbrændingen og strukturernes reaktion. Forsøgene i marken skal fort­
sættes med henblik på behandlingen af tilfælde med flere kilder, forplantning over 
havet og påvirkning fra topografiske forhold eller vurdering af visse aspekter ved forud-
sigelseskoder. 
1.2.5. Strukturernes reaktioner 
Dette grundlæggende aspekt, som adskiller sig kraftigt fra de tidligere omhandlede 
aspekter, blev ikke behandlet i det første program. De utallige data fra konventionelle 
bygningers reaktion på eksplosioner og de derved opståede skader er vanskelige at eks­
trapolere på kernekraftværkers forstærkede strukturer, og derfor må der foretages forsøg 
med skalamodeller eller strukturelementer og en undersøgelse af samtidigt opstående 
skaders indflydelse på et anlægs sikkerhed i snævert samarbejde med FFC, som har sær­
lig ekspertise på dette område. 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 4 200 000 ECU. 
1.3. MEKANISKE PROBLEMER OG MATERIALEPROBLEMER VED STÅLKOM­
PONENTER I LETVANDSREAKTORER(jf. punkt l.A.2.3 i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
Kvaliteten af stålkomponenter i kernekraftværker med letvandsreaktorer, herunder 
navnlig i de primære kredsløb, er af væsentlig betydning for disse anlægs sikkerhed. Der 
er allerede gennemført omfattende programmer på dette område. Resultaterne er blevet 
anvendt til forbedring af fremstillingsmetoder og teknikker til kvalitetskontrol. Herefter 
blev opmærksomheden rettet mod udviklingen og gennemførelsen af systematisk og 
regelmæssig kontrol i hele anlæggenes levetid. Tidlig fejldetektering og overvågning af 
fejlenes udvikling var navnlig berettiget af strålingsfremkaldt stålskørhed. For nylig er 
denne tendens til at lægge særlig vægt på overvågning blevet forstærket på grund af 
opdagelsen af fejl under beklædningen, på grund af varmechokproblemer osv. 
Der har længe været et internationalt samarbejde om mekaniske problemer og materia­
leproblemer ved stålkomponenter i letvandsreaktorer, som er koncentreret i en fælles 
arbejdsgruppe for CSNI (OECD-NEA) og Kommissionen. Fra 1976 til 1980 gennemfør­
tes et internationalt program for detektering af allerede eksisterende fejl i ståldele for­
delt på en lang række specialiserede laboratorier (PISC I). FFC spillede en vigtig rolle i 
dette program, idet det foretog en destruktiv analyse af prøverne samt behandlede og 
udnyttede resultaterne fra laboratorierne. De erfaringer, der blev høstet under dette pro­
gram, førte til iværksættelse af et nyt program, PISC II, hvor.der er lagt særlig vægt på 
udnyttelse af ikke-destruktive metoder til detektering, lokalisering og evaluering af fejl 
og til fastlæggelse af effektive og driftssikre inspektionsprocedurer; også her er FFC 
ansvarlig for den centrale koordinering. 
I samme periode (1976-1980) blev en undersøgelse med det formål at evaluere mulighe­
derne for brud i reaktortryktanke sat i gang i fællesskab af FFC, CEA og Framatome 
med deltagelse fra de europæiske industrier, der fremstiller tryktanke. Undersøgelsen, 
der var baseret på erfaringen med fremstilling og inspektion af 15 tryktanke, gjorde det 
Nr. C 250/16 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
muligt at fastlægge parametriske relationer mellem belastningsforhold, materialeegen­
skaber og præstationer forlangt af inspektionssystemerne. I programmet for 1984-1987 
regnes der med, at FFC fortsætter med at yde en stor forskningsindsats inden for tidlig 
fejldetektering og udvikling af metoder til forudsigelse af levetiden for primærkredslø­
bets komponenter. 
Kommissionen har fundet det hensigtsmæssigt at foreslå forskning vedrørende mekani­
ske problemer og materialeproblemer ved stålkomponenter i letvandsreaktorers primær­
kredsløb som led i en aktion med omkostningsdeling for at støtte og supplere FFC's 
aktiviteter på dette område. En aktion med omkostningsdeling er en velegnet ramme på 
grund af det snævre internationale samarbejde, der er etableret i forbindelse med PISC-
programmerne og inden for et teoretisk-eksperimentelt program for skalamodeller af 
tryktanke og modeller af tilslutningskrave (safe end) i naturlig skala, der er indledt ved 
FFC. De nationale laboratorier, der deltager i PISC II, vil være i stand til at påtage sig 
aktioner med omkostningsdeling foreslået af selve PISC-gruppen og støttet af internati­
onale arbejdsgrupper som en udvidelse af det igangværende arbejde på grundlag af 
FFC-programmet. De påtænkte aktioner skal koncentreres om følgende punkter: Med 
hensyn til evalueringen af ikke-destruktive prøvningsmetoders effektivitet og pålidelig­
hed skal der gennemføres parameterundersøgelser over disse metoders følsomhed over 
for forskellige faktorer samt sammenlignende og vurderende forsøg (Benchmark). Med 
hensyn til brudmekanik vil FFC's igangværende aktiviteter blive videreført og udnyttet i 
forsøg med residualspændinger og termiske spændinger. 
Et sidste område, som er forholdsvis uafhængigt af de foregående, vedrører mekaniske 
problemer, der er opstået efter uheld af ekstern oprindelse, navnlig jordskælv, hvor der 
især bliver tale om at gøre status over den nuværende viden, at foretage sammenlignin­
ger mellem de forskellige undersøgelsesmetoder og at tilrettelægge et forsøg til valide­
ring af den kode, der anvendes i et elementært tilfælde. 
Det skal bemærkes, at hovedparten af den i det følgende foreslåede forskning, skønt 
den direkte vedrører kraftværker med letvandsreaktor, også er af generel interesse. 
Aktiviteter 
1.3.1. Evaluering af ikke-destruktive prøvningsmetoders effektivitet 
Der kan på flere områder ydes et særdeles effektivt bidrag til programmet for inspektion 
af stålkomponenter (PISC II). Disse områder blev under betegnelsen »parameterunder­
søgelser« taget op i slutningen af 1982 i et meget begrænset delprogram under FFC-pro­
grammet, der dog skulle udvides efter de retningslinjer, der blev foreslået af de internati­
onale ekspertgrupper. De påkrævede aktioner er typiske aktioner med omkostningsde­
ling, da de kræver anvendelse af det udstyr, den know-how og den specialiserede 
arbejdskraft, der findes i de organer, der udvikler og anvender ikke-destruktive prøv­
ningsmetoder samt anvender inspektionsprocedurer for kerneenergiindustrien i al 
almindelighed og for reaktorkomponenter i særdeleshed. 
Der er fastlagt seks parametergrupper, som kræver sideløbende indsats: 
— virkningen af fejlenes karakteristika, geometri og placering på detekteringen og 
lokaliseringen af fejl samt bestemmelsen af deres form; 
— virkningen af udstyrets karakteristika på detekteringen og lokaliseringen af fejl 
samt bestemmelsen af deres form; 
— virkningen af beklædningens karakteristika på bestemmelsen af fejlenes form; 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/17 
— de parametre, der gør sig gældende ved anvendelsen af elektromagnetiske metoder 
til fejldetektering nær overfladen; 
— virkningen af residualspændinger på detekteringen og lokaliseringen af fejl samt 
bestemmelsen af deres form; 
— evalueringen af resultaterne, herunder signalbehandling og visualisering. 
De nationale organisationer, der er i stand til at gennemføre aktioner vedrørende disse 
parameterundersøgelser, vil såvel anvende de inspektionsprocedurer, der er gængse for 
øjeblikket, som avancerede ikke-destruktive prøvningsmetoder. 
De anvendte materialer er normalt tryktankstål, og fejlene er realistiske, men kunstigt 
frembragte fejl, eller fejl, der er påført for at kunne gennemføre alle mulige former for 
sammenlignende forsøg af benchmark-typen. 
Som følge af resultaterne fra PISC-forsøgene bliver der behov for valideringsprocedurer 
og demonstrationer. Det vil kunne blive nødvendigt med informationsprogrammer, støt­
teforanstaltninger og samordnende aktioner. 
Aktioner, der kan komme på tale: 
— oplysninger om koder, normer og tilsynsførende organer, som berøres af inspektion 
under drift; 
— fremstilling og indsamling af prøver og strukturer til evalueringslaboratorierne; 
— samordning med henblik på bedre udnyttelse af de materialer, der er til rådighed i 
Det europæiske Fællesskab, hvilket typisk henhører under Kommissionens kompe­
tenceområde. 
1.3.2. Detektering og overvågning af samt bestemmelse af formen på fejl, der opstår under drift i 
trykpåvirkede emner og vurdering af disse emners levetid 
Programmet går hovedsagelig ud på at vurdere mulighederne for ved hjælp af ikke-
destruktive prøvningsmetoder at forudsige, hvor lang levetid trykpåvirkede emner har 
tilbage, på grundlag af en regelmæssig eller konstant overvågning. 
FFC indledte i 1982-1983 et teoretisk forsøgsprogram, som påtænkes udbygget i løbet af 
1984-1987, og som vedrører PWR-tryktanke i målestoksforholdet 1:5 og rørelementer, 
herunder navnlig tilslutningskraver, i naturlig størrelse. De foreliggende forsøgsanlæg 
indebærer en mulighed for programmering af belastningshistogrammer, automatisk ultra­
lydsscanning inde i tryktankene, automatisk registrering og analyse af ultralydsignaler 
samt anvendelse af metoder méd lydemission, spændingsmålere og laserholografi. Til 
supplering af arbejdet ved FFC bør aktionen med omkostningsdeling give specialist­
hold fra visse laboratorier i medlemsstaterne mulighed for at gennemføre målekampag­
ner på FFC's tryktanke og anlæg samt indledende arbejde, navnlig til støtte for: 
— evaluering af mulighederne for at bestemme fejlenes form og risikoen for, at der 
opstår fejl, ved hjælp af lydemission; 
— sammenlignende evaluering af forskellige ultralydteknikker og af forskellige koder 
til analytisk behandling af fejl, som opstår under drift; 
— korrelation mellem de forskellige ikke-destruktive prøvningsmetoder (ultralyd, 
lydemission, røntgenstråler); 
— forsøg og sammenligninger med FEM-koder til forsøgsmetoder i forbindelse med 
spændingsanalyse (for eksempel laserinterferometri og termisk emission); 
— Benchmark-forsøg over brudmekanikken i det elastisk-plastiske område i tredimen­
sionalt trykpåvirkede emner (tilslutningsstuds). 
Nr. C 250/18 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
1.3.3. Brudmekanik 
Residualspændinger og termiske spændinger 
Undersøgelse af de problemer, der findes på følgende områder: 
— måling af residualspændingens fordeling i og i nærheden af svejsesømme; 
— residualspændinger i forbindelse med beklædningen og revner under beklædnin­
gen; 
— fremstillingsprocessers og varmehandlings indflydelse på residualspændinger og 
sammenligninger af koder og specifikationer; 
— virkningen af hydrostatiske forsøg på residualspændinger; 
— residualspændingers indflydelse på overgangen fra sejhed til skørhed. 
Numerisk analyse af problemerne i forbindelse med brudmekanikken / det 
elastisk-plastiske område 
Det foreslås at foretage en Round Robin Test for at nå frem til en bedre forståelse af, 
hvad der er den mest egnede metode, navnlig til behandlingen af følgende problemer: 
— modelleringstype i revneendernes nærhed; 
— optimalt valg af iterationsparametre i elastisk-plastiske analyse; 
— behandling af stabile revners udbredelse. 
Det foreslås endvidere helt eller delvis at sammenligne resultaterne med de resultater, 
der forsøgsmæssigt er opnået ved at fastlægge grænser og særlige forhold for de 
anvendte analyser. 
1.3.4. Mekaniske problemer efter chokbølger, der er opstået ved uheld af ekstern oprindelse 
(navnlig jordskælv) 
Undersøgelserne af grænserne for anvendeligheden af de forskellige metoder, der 
anvendes til at beregne følgerne af seismiske belastninger (eller andre belastninger, som 
skyldes uheld af ekstern oprindelse) på interne strukturer (herunder reaktorkomponenter 
og rør) bør igangsættes i tre etaper: 
— Udarbejdelse af en fortegnelse over analyse- og forsøgsmetoder. 
— Sammenligning af forskellige fremgangsmåder med henblik på fastlæggelse af kon­
vergenser og divergenser. 
— Udvikling af forbedrede metoder. 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 4 800 000 ECU 
1.4. THERMOHYDRAULIK OG ALVORLIGE BESKADIGELSER AF BRÆNDS­
LET VED UHELD MED TAB AF DET PRIMÆRE KØLEMIDDEL (jf- punkt 
l.A.2.4 og l.A.2.5 i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
Uheldet i det amerikanske kraftværk TMI-2 var en af de væsentligste faktorer, der førte 
til en nyorientering af forskningsprogammerne på disse områder efter 1979. 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/19 
Selv om tendensen tidligere gik i retning af en detaljeret undersøgelse af uheld med tab 
af det primære kølemiddel på grund af store brud, og alle andre situationer blev betrag­
tet som mindre skadelige end dette altomfattende uheld, ofres der nu stor opmærksom­
hed på andre uheldsforløb, som vil kunne medføre omfattende beskadigelse af brænds­
let, som eventuelt kan munde ud i ubodelige skader. Små brud i det primære kredsløb 
var blot en af de mest karakteristiske uheldsformer, der blev detaljeret undersøgt, på 
grund af deres følger for anlægget, miljøet, arbejdstagerne og befolkningen. I Fællesska­
bets program i form af direkte aktion, som gennemføres ved FFC, er det kemeeksterne 
loop-system i LOBI-projektet, der oprindelig var bestemt til transientundersøgelse 
vedrørende uheld med tab af det primære kølemiddel ved store og mellemstore brud i 
nedblæsningsperioden, blevet ændret, så også små bruds transienter kan behandles. 
LOCA-ECCS-afsnittet (del A) af det igangværende forskningsprogram med omkost­
ningsdeling omfatter gennemførelse af kerneeksterne forsøg over særskilte virkninger 
vedrørende termohydraulik og varmeændringer ved oversprøjtning og oversvømmelse af 
kernen. Der er tale om forskning af generel interesse i én-og todimensionelle modeller og 
i tofasesystemer. De virkninger, der er fremkaldt ved deformeret-kanal-modeller med 
simulering af beklædningens opsvulmen og ved stængernes sammensætning, er der 
taget hensyn til i flere forsøg, og det må indrømmes, at denne del af programmet lå på 
grænsen mellem termohydraulik og termomekanik. 
I 1982 undersøgte Kommissionen i snæver kontakt med den undergruppe under 
CCMGP, der havde fået til opgave at overvåge gennemførelsen af det første program på 
dette område, hvad der videre burde ske på området efter 1983. Den fandt det nødven­
digt at fortsætte det grundlæggende arbejde, der var påbegyndt inden for termohydrau­
lik og varmeoverførsel i tofasesystemer. Denne forskning skulle gøre det muligt at fast­
slå korrelationer og opstille modeller, der kan anvendes direkte til udarbejdelse af 
realistiske koder (best-estimate). Hovedvægten må lægges på tab af kølemiddel ved små 
brud og på udviklingen af egnede målemetoder i tofasesystemer. Virkningerne fra skala­
simulering af visse fænomener må klarlægges på en sådan måde, at værdien af at 
anvende opnåede resultater på konkrete reaktorsituationer kan bestemmes. Undergrup­
pen har endvidere anbefalet en progressiv fortsættelse af forskningen vedrørende for­
hold, der medfører beskadigelse af kernen, navnlig i forbindelse med køling af deforme­
ret brændsel, og endda så vidt som til oversprøjtning af fragmenterne fra en smeltning af 
indkapslingen. Dette særlige forskningsområde vedrørende beskadiget brændsel blev 
meget detaljeret behandlet i 1981 og 1982 af en specialistgruppe nedsat af arbejds­
gruppe nr. 2 vedrørende forskning i letvandsreaktorers sikkerhed. Denne gruppe gen­
nemgik de talrige projekter, der er iværksat eller planlagt i EF-landene eller i tredje­
lande, herunder navnlig USA, samt på internationalt plan i CSNI (OECD-NEA), og 
den har fremsat anbefalinger, som Kommissionen har taget hensyn til ved at foreslå en 
enkelteffektsforsøgsrække for så vidt angår to situationstyper: situationer, hvor kernebe-
skadigels,en kan medføre, at der opstår fragmenter (rubble bed) eller endog lokal smelt­
ning af brændselspiller, i hvilket tilfælde situationen kan genoprettes, såfremt udviklin­
gen kan stabiliseres ved at retablere en eller anden form for nedkøling. Det er dette 
område, det meste af arbejdet skal koncentreres om, og herunder navnlig dannelsen og 
karakteriseringen af fragmenter som funktion af forskellige kølesystemer, kølingen af 
beskadigede kerner i enfase- og tofasesystemer og materialernes reaktioner og fysiske 
egenskaber ved stadig højere temperaturer. Den anden situationstype, der er tale om, er 
den uoprettelig situation, der indebærer smeltning af kernen og af de understøttende 
plader inde i tryktanken samt »coriums« vandring gennem tryktanken og indeslutnin­
gen, og der skal også tages hensyn til sådanne situationer, men de skal prioriteres lavere 
end de genoprettelige situationer. Der vil imidlertid blive taget hensyn til de første resul­
tater fra undersøgelsen af brændslet og de interne dele i tryktanken i TMI-2 ved den 
mere detaljerede fastlæggelse af, hvilket arbejde der skal gennemføres. 
Resultaterne fra enkelteffektsforsøgene skal sammenholdes, korreleres og valideres med 
omfattende kerneinterne forsøg af den integrale type, som simulerer eller reproducerer 
Nr. C 250/20 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
alle de fænomener, der opstår i uheldsforløbene. De forbindelser, der er mellem de sær­
skilt undersøgte grundlæggende fænomener og de samlede fænomener fra kerneinterne 
forsøg, kan kun påvises ved en grundig teoretisk analyse og modellering. 
Kommissionen, der er overbevist om, at det er nødvendigt at behandle problemerne i 
forbindelse med beskadigelse af brændslet under alvorlige uheld fra de tre indfaldsvin­
kler, der fås fra enkelteffektsforsøg, samlede kerneinterne forsøg og teoretisk analyse 
plus modellering, har foreslået, at der ved en direkte aktion oprettes en gruppe bestå­
ende af specialister i analyse og modellering. Denne gruppe skal have oplysning om 
resultaterne fra betydningsfulde kerneinterne forsøg vedrørende alvorlige beskadigelser 
af brændslet. Efter opgivelsen af Super Sara-projektet er det franske PHEBUS-program 
det bedst egnede program i Europa til at levere de ønskede oplysninger,-men program­
mer som PBF i USA, som NRU i Canada eller internationale som LOFT bør også tages 
i betragning. Skal der opnås rådighed over resultaterne fra PHEBUS-programmet, må 
det logisk set ske gennem en aktion med omkostningsdeling, og forhandlingerne med 
^tredjelandene om adgang til resultaterne fra de øvrige ovennævnte programmer må også 
planlægges efter de retningslinjer, der er foreslået i nedenstående punkt 4. Som det ses, 
vil den foreslåede aktion med omkostningsdeling på dette område og den direkte aktion 
således komme til at gribe kraftigt ind i og komplettere hinanden. 
Generelt set et Kommissionens mål at foreslå ovennævnte forskning både at fremme 
en række specifikke emner (særskilte virkninger) og at skaffe Fællesskabet adgang til 
resultaterne fra vigtige kerneinterne programmer, der er iværksat eller planlagt i visse 
medlemsstater eller i visse tredjelande ved at udnytte FFC's analysekapacitet på dette 
område. 
Aktiviteter 
1.4.1. Tab-af-kølemiddel-uheld — termohydraulik (brændselstemperatur < 1 200 ° C) 
Opfølgning af del A i det første program. 
a) Grundlæggende undersøgelser på grundlag af skalaforsøg med en detaljeret evalue­
ring, som munder ud i modeller, der kan anvendes i »best estimate« koder og vil 
lette fortolkningen af forsøg i stor målestok, såsom: 
— undersøgelse af fænomener omkring overgangstemperaturen, 
— grundlæggende varmeoverførsel i knipper og enkle geometrier i forbindelse 
med LOCA ved små brud og under højt tryk og lav massestrøm, 
— kondenseringseffekt i forbindelse med nødkølesystemets indsprøjtning af 
vand, 
— undersøgelse af faseadskillelsen i en horisontal rørsamling med en langsomt-
flydende tofasestrømning, navnlig ved højt tryk, 
— fasernes rumlige fordeling i en tofasestrømning, grænsefladezoner, fasernes 
relative hastighed, navnlig ved store diametre D > 200 mm; 
b) evalueringen/modelleringen af foreliggende forsøgsdata fra enkelteffektsforsøg i 
stor målestok og fra integrale forsøg med henblik på validering og evaluering af 
koder samt resultaternes anvendelighed ved overførsel til konkrete reaktorbetingel­
ser. Arbejdet på dette område vil blive nøje samordnet med aktiviteterne under den 
direkte aktion, og FFC's særlige kompetence kan udnyttes til støtte for aktioner 
med omkostningsdeling, som navnlig vedrører: 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/21 
— blokering som følge af modstrømmende tofaseblanding og bypass-fænomener 
ved nødkølingen (i kerneområdet), 
— blokering som følge af modstrømmende tofaseblanding i rør, 
— enfaset og tofaset naturlig konvektion (LOCA-konfiguration ved små utæthe­
der), 
— modellering af U-rør til dampgeneratorer med tofasestrømningsforhold på 
primær- og sekundærsiden. 
1.4.2. Undersøgelse af kernebeskadigelse og alvorlig brændselsbeskadigelse, genoprettelige situ­
ationer 
Udviklingen af sådanne situationer, hvor der opstår fragmenter og eventuelt en vis lokal 
smeltning, kan sandsynligvis standses ved retablering af kølesystemerne og andre pas­
sende indgreb. (Bemærk forbindelserne med LMFBR-fænomenologi). 
Undersøgelserne på dette område vil tage sigte på at fastlægge, inden for hvilke grænser 
retableringen af en permanent køling vil kunne sikres. Kendskabet til kølekapacitetens 
begrænsninger er nødvendig for bestemmelsen af, hvilke foranstaltninger der skal træf­
fes, og for fastlæggelsen af metoder til stabilisering af situationen. 
a) Materialernes reaktion, fysisk-kemiske processer og kinetik 
— Oxidering af indkapslingen. 
Oxidering ved høj temperatur af zircaloy og rustfrit stål i forskellige damp/ 
hydrogen-blandinger. 
Trykkets indflydelse på oxideringskinetikken. 
Endoterme reaktioners indflydelse på smeltekronologien. 
— Indkapsling/brændsel-likvefaktion, »candling« og replacering. 
Eutektisk dannelse af U02/Zr02 ved lav temperatur, smeltningens forløb. 
— Materialernes vekselvirkninger. 
Frigørelse af absorberende legering som funktion af temperaturen og dens ind­
flydelse på blokeringen af sidekanaler. 
b) Fragmentering og nedkøling af fragmenterne 
— Fragmentering ved forskellige kølesystemer. 
Hærdningens virkning på brændselselementernes integritet som funktion af 
opvarmningshastigheden, det kemiske miljø og hærdningens form. 
Fragmenternes kemiske egenskaber som følge af hærdningen. 
— Termohydrauliske aspekter ved køling af beskadigede kerner. 
Hydrauliske fænomener i enfase- og tofasesystemer i fragmentlejer. Permeabi­
litet, afløbskanalisering, fluidisering og karakterisering af fragmenter. Værdien 
af undersøgelser vedrørende ensartede fragmenter og vedrørende enkle geome­
trier. Overvejelser vedrørende mere komplekse fragmentlejer. 
Varmeoverførsel i et fragmentleje, der er kølet med en tofaseblanding. Hærd­
ning af et overophedet fragmentleje ved vandindsprøjtning ved kernens fod 
eller top og påvisning af begrænsede faktorer, som for eksempel damppropper. 
Nr. C 250/22 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
c) Matematiske modeller 
Der påtænkes til en vis grad en fortsat teoretisk modellering med henblik på avan­
cerede beregningskoder for alvorlige uheld. Dette omfatter benchmark-forsøg med 
anvendelse af et referencekernekraftværksprojekt (uspecificeret). Der kunne afhol­
des en workshop, hvor resultaterne kan drøftes, og der kan fremsættes anbefalinger. 
1.4.3. Undersøgelse af kernebeskadigelse og alvorlig brændselsbeskadigelse, uoprettelige situati­
oner 
Dette område begynder, hvor ovennævnte grænser for kølekapaciteten overskrides. En 
eventuel oversprøjtning med kølemiddel vil ikke være tilstrækkelig effektiv til at fore­
bygge brændslets fuldstændige smeltning og sammenbrud på støttepladerne. 
Uheldsforløbet kan fortsætte til gennemsmelting af støttepladerne, tryktanksvigt og vek­
selvirkninger mellem fragmenter og indeslutning. 
Det her foreslåede arbejde vedrører problemer i forbindelse med angreb på grundpla­
den. Der bør i første omgang fastlægges specifikationer for et forsøgsanlæg, idet der 
såvidt muligt gås ud fra et allerede eksisterende anlæg. 
Programmet vil blive fastlagt i detaljer efter undersøgelserne af TMI-2 i 1983-1984. 
Særlige problemer: 
— mulighed for køling af fragmenter under vand i reaktorbeholderen ved en realistisk 
fragmentgeometri; 
— sandsynlighed for og følger af en dampeksplosion, efter at fragmenterne er faldet 
ned i reaktorbeholderen; 
— hydrodynamik i forbindelse med kølingen af fragmenter efter deres oversvømmelse 
med vand fra oven: for eksempel udtømt akkumulatorvand og deling af energien 
mellem dampproduktion og absorption i betonen; 
— smeltede kernefragmenters angreb på gulv og vægge i rekatorbeholderen og vurde­
ring af indtrængningsgrænserne; 
— følger af kemiske vekselvirkninger mellem de frigjorte gasser og stålfasen i de smel­
tede fragmenter på sammensætningen af de gasser, der når frem til den sekundære 
indeslutning og på de sammensmeltede fragmenteres fysiske og kemiske beskaffen­
hed; 
— langtidskøling og kernefragmenters endelige form efter nedtrængning i betongrund-
pladen. 
1.4.4. Kerneinterne forsøg — brændslets opførsel i alvorlige uheldssituationer 
Kommissionens deltagelse i PHEBUS-programmet og andre internationale programmer 
eller programmer, der gennemføres af tredjelande: LOFT, PBF, NRU, EPRI osv. 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 14 200 000 ECU. 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/23 
1.5. PROBLEMER I FORBINDELSE MED FORDELING, FORBRÆNDING OG 
OVERVÅGNING AF HYDROGEN, SOM FRIGIVES I FORBINDELSE MED 
ET UHELD (jf. punkt l.A.2.6. i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
I forbindelse med undersøgelsen af uheld med tab af det primære kølemiddel efterfulgt 
af nødkølesystemets korrekte funktion er fænomenerne forbundet med hydrogenfrigi­
velsen såvel ved zirconium-vand-dampreaktionen som ved radiolyse tilstrækkelig lang­
somme til at fortyndings- og rekombineringssystemer kan nå at virke inden eksplosions-
intervallet nås. Bestemmelserne herom begrænser sig sædvanligvis til en fastsættelse af 
en maksimal procentsats for indkapslingens oxidering for at begrænse den mængde 
hydrogen, der frigives ved referenceuheld. 
Ved undersøgelsen af uheldsforløb, som medfører overophedning af ubeskyttede 
brændselselementer til over 1 200 °C, som kan give anledning til stadig større beskadi­
gelser af kernen, ses det, at hydrogenen frigives meget hurtigere og i større mængder. 
Der må i så fald tages hensyn til de farer, der kan opstå for integriteten af indeslutnin­
gen og sikkerhedssystemerne heri, og der må overvejes egnede foranstaltninger. Dette 
viste sig tydeligt ved uheldet i TMI-2, og efter dette uheld blev der iværksat omfattende 
forskningsprogrammer, navnlig i USA af EPRI og SANDIA. I 1979 besluttede Kom­
missionen at samle en undergruppe af specialister under Kommissionens arbejdsgruppe 
nr. 2 vedrørende forskning i letvandsreaktorers sikkerhed, og denne ekspertgruppe 
opstillede i august 1981 en rapport om teknikkens nuværende stade på dette område. 
Konklusionerne i denne rapport og de drøftelser, der senere fandt sted i undergruppen, 
understregede behovet for at iværksætte en fælles forskningsaktion, under hensyntagen 
til igangværende forskningsprogrammer i Fællesskabet og i USA. Følgende områder 
blev udvalgt: hydrogenfordeling i indeslutningen, som volder væsentlige problemer 
med hensyn til vurdering og begrænsning af risici, forbrænding samt undersøgelse af 
sandsynligheden for detonationer i hydrogen-luft-damp-blandinger, og endelig overvåg­
ning, navnlig med hensyn til målinger af hydrogen-, oxygen- og dampkoncentrationer. 
Da aspekterne vedrørende frigivelse af hydrogen allerede er behandlet under punkt 
1.4.2., må hovedvægten lægges på fordelingen og forbrændingen, idet området overvåg­
ning dog ikke må glemmes. Aktionen med omkostningsdeling er velegnet til et sådant 
arbejde, der vedrører flere videnskabelige discipliner, herunder en række, hvor FFC er i 
besiddelse af særlig kompetence. Forbindelserne til de andre forskningsemner, der er 
medtaget i dette forslag, er snævre, og dette gælder navnlig til de projekter, der vedrører 
forholdende omkring en beskadiget kerne og til forskningen i kildebegreb. 
Selv om problemerne vedrørende forbrænding af hydrogen er anderledes på grund af de 
pågældende gassers massefylde, er der dog forbindelser mellem dette område og den i 
punkt 1.4.2. foreslåede forskning i gasskyeksplosioner, og der må knyttes passende for­
bindelser mellem de laboratorier, der beskæftiger sig med disse forskningsområder. 
Aktiviteter 
På dette område er der stærkt behov for snævert samarbejde med de amerikanske pro­
grammer EPRI og SANDIA. 
I sin helhed begynder det foreslåede program med teoretiske undersøgelser og prakti­
ske forsøg med hensyn til gassernes fordeling i realistiske indeslutninger. Derpå under­
søges mulighederne for forbrænding med henblik på fastlæggelse af teknisk tilfredsstil­
lende overvågningsmetoder for de gasser, der frigives under uheld. 
1.5.1. Fordelingen af hydrogen og andre gasser 
Problemerne vedrørende gassernes fordeling i luften i indeslutningen efter LOCA er de 
mest fremherskende ved den tekniske overvågning af gasser og ved risikovurderingen. 
Nr. C 250/24 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
For at få kendskab til luftfordelingen inde i indeslutningens forskellige kamre kræves 
der analytiske undersøgelser og forsøg over fordelingen i de pågældende kamre af 
hydrogen, oxygen, damp og nitrogen. Forskningen skal indledes med grundlæggende 
undersøgelser (for eksempel enkelteffektforsøg) for derefter at gå over til integrale for 
søg. 
Forud for disse forsøg bør der foretages analytiske undersøgelser for at optimere pro­
grammet vedrørende fordelingen i sin helhed. Adskillelse af hydrogen og oxygen ved 
fysiske processer er et særligt relevant fænomen for et uhelds første faser. 
Det er nødvendigt at foretage undersøgelser vedrørende nøjagtigheden af teoretiske 
analyser og praktiske målinger af koncentrationen under uheldsvilkår. 
Det er nødvendigt at udvikle en enkel og pålidelig metode til måling af hydrogen- og 
oxygenkoncentrationer. 
Med hensyn til situationer med fremskredne kernebeskadigelser og omstændighederne 
omkring en fuldstændig nedsmeltet kerne er det nødvendigt at udvikle og sammenligne 
flere koder samt at efterprøve disse gennem forsøg. 
Alle dæmpningsprocedurernes betydning for fordelingen må analyseres grundigt, hvis 
man skal kunne vurdere fordelene ved disse procedurer (se teknisk overvågning). 
1.5.2. Forbrændingsprocesser 
I betragtning af de igangværende projekter vil flere områder kunne drage fordel af 
forskningen ved de europæiske laboratorier. 
Mens antændings- og eksplosionsgrænserne er velkendte for de binære hydrogen-luft­
blandinger, er oplysningerne om flerkomponentblandinger under tilstedeværelse af 
damp, ædle luftarter eller aerosoler meget begrænsede. Pålidelige data om eksplosions-
intervallet for hydrogen-damp-vand-blandinger er nødvendige, navnlig for realistiske, 
opdelte indeslutninger. 
Ud over aspekterne vedrørende fordelingens virkninger på forbrændingsfænomenerne 
må der rettes særlig opmærksomhed mod de fysiske betingelser inden og efter en even­
tuelt tænding. Dette kræver en kombination af analyser og forsøg. Forsøgene bør så vidt 
muligt give så pålidelige forklaringer, at forbrændingsreaktionens kinetik kan forudsi­
ges, herunder navnlig muligheden for overgang fra deflagration til detonation i konkrete 
situationer. Dette vil omfatte indflydelsen fra fremkaldte trykbølger og vekselvirkninger 
med strukturerne. Dette bør alt sammen medregnes i hydrogenkoderne til undersøgelsen 
af typiske hændelsesforløb. 
1.5.3. Teknisk overvågning 
Flere forskellige procedurer og principper er for øjeblikket til drøftelse eller evaluering, 
og nogle af disse vil blive afprøvet i det amerikanske program. 
Der kan ikke fremsættes endelige anbefalinger af specifikke teknikker, så længe hver 
enkelt procedure ikke er blevet analyseret til bunds og udsat for forsøg, og resultaterne 
heraf ikke foreligger. Det anbefales kraftigt at gennemføre europæiske projekter, som 
kompletterer det amerikanske program på dette område (navnlig vedrørende fordelings-
aspekterne). Dette arbejde vil blive udført under den sidste del af det foreslåede program. 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 3 600 000 ECU. 
19.?. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/25 
1.6. KILDEBEGREB, SOM SKYLDES FISSIONSPRODUKTER I EN ALVORLIG 
UHELDSSITUATION (Jf. punkt l.A.2.4 i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
Evalueringen af kildebegrebet kræver kendskab til alle de fissionsprodukter, der skulle 
være mulighed for at finde på uheldstidspunktet og under dets forskellige faser, og 
kendskab til fissionsprodukternes frigivelses- og transportprocesser først i det primære 
kredsløb, derpå i indeslutningen og endelig i miljøet. Denne evaluering skal være kvali­
tativ, idet de forskellige fysiske og kemiske former, hvori fissionsprodukterne frigives og 
udvikles, må præciseres, og den skal også være kvantitativ. Kendskabet til kildebegrebet 
er af central betydning for en realistisk vurdering af risiciene ved de pågældende uheld, 
og giver mulighed for at tage modforholdsregler og udforme beskyttelsesanlæg, som må 
planlægges for at afbøde følgerne. 
Ved fastlæggelsen af bestemmelser er de anvendte hypoteser med hensyn til kildebegre­
bet ved evalueringen af de radiologiske konsekvenser af referenceuheld meget forsig­
tige, navnlig med hensyn til udslip af faste og halvflygtige fissionsprodukter. Efter 
offentliggørelsen af WASH 1 400-rapporten har amerikanske specialister som Levenson 
og Rahn gjort opmærksom på, at de anvendte hypoteser og modeller var pessimistiske, 
og på den betydning vand har for tilbageholdelsen af iod og caesium. Deres synspunk­
ter blev støttet af kendsgerningerne fra uheldet i TMI-2, efter hvilket der blev vedtaget 
omfattende forskningsprogrammer i USA af NRC samt EPRI og i Europa. Disse pro­
grammer vedrører såvel visse fissionsprodukters kemi som tætte aerosolers opståen og 
opførsel. Med hensyn til internationalt samarbejde har svenskerne foreslået, at Marvi-
ken-anlægget anvendes til gennemførelse af et omfattende forskningsprogram vedrø­
rende aerosoler. Dette program skal indledes i 1984, og flere medlemsstater har allerede 
meddelt, at de har til hensigt at deltage. Endvidere udarbejdede en særlig arbejdsgruppe 
under CSNI (OECD-NEA) i 1979 en rapport om teknikkens nuværende stade inden for 
nukleare aerosoler. Denne rapport er blevet revideret og bearbejdet med henblik på 
kraftværker med letvandsreaktorer, idet den første version hovedsagelig var koncentre­
ret om natriumkølede hurtige reaktorer. I 1982 var Fællesskabets arbejdsgruppe nr. 2 
vedrørende forskning i letvandsreaktorers sikkerhed af den opfattelse, at der stadig er 
mange uløste problemer omkring kildebegrebet, og at det ville være hensigtsmæssigt at 
overveje forskning heri under et nyt forskningsprogram med omkostningsdeling. 
Kommissionen samlede i juli 1982 en lille gruppe af specialister, som gennemgik de 
aktioner, der gennemføres eller er planlagt i eller uden for Fællesskabet. De anbefalede, 
at udførelse af arbejde af grundlæggende karakter begrænses til undersøgelse af sær­
skilte virkninger, som ikke kræver store anlæg. Forskningen vil vedrøre processerne i 
forbindelse med frigivelse af fissionsprodukter fra brændsel ved høje temperaturer, 
problemerne vedrørende iods kemi i vandigt miljø, fissionsprodukters vandring i det 
primære kredsløb og navnlig talrige undersøgelser af fissionsprodukters og aerosolers 
vandring og opførsel i indeslutningen. Kommissionens tjenestegrene vil i 1983 foretage 
indledende undersøgelser for nærmere at fastlægge en række potentielle emner og for at 
tage hensyn til resultaterne fra igangværende forsøg i USA og i Europa. Dette giver 
behov for en vis smidighed ved gennemførelsen af de her foreslåede aktioner; det bliver 
navnlig nødvendigt at indkalde forslagene i flere faser. 
Resultaterne fra denne forskning skal gøre det muligt at forbedre de modeller af forskel­
lige fænomener, der hidtil er blevet anvendt i de særlige koder. Den her foreslåede 
forskning vil endvidere gøre det nemmere at bestemme de udgangsdata, der er behov for 
ved undersøgelsen af de problemer vedrørende radioaktivt affalds spredning i atmosfæ­
ren, der omhandles i punkt 1.7. 
Nr. C 250/26 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
Aktiviteter 
1.6.1. Udslip af fissionsprodukter fra brændsel 
— Utvetydig identifikation af iods og andre fissionsprodukters kemiske form på tids­
punktet for frigivelsen fra brændslet ved høje temperaturer. På grund af de kom­
plekse kemiske reaktioner, der er mulighed for, bør dette arbejde gennemføres med 
bestrålet brændsel af den art, der sædvanligvis findes i et damp/hydrogen-miljø. 
— Mængden af halvflygtige fissionsprodukter, der frigives fra bestrålet brændsel i 
temperaturintervallet 1 200-2 100 ° C. 
1.6.2. Fissionsprodukters kemi 
— Termokemiske data under høje temperaturer og faseligevægt for mange former for 
fissionsprodukter, reaktioner med materialerne, med de andre fissionsprodukter og 
med de elementer, der indgår i dampen, ved høje temperaturer. Fysiske og kemiske 
virkninger af hydrogenforbrændingen. 
— lods kemi i vandig fase, navnlig ved høje temperaturer (indtil 300 °C), virkningen 
af kendte reaktioners kinetik og stabiliteten i antagede intermediære forbindelser. 
Særlig undersøgelse af dannelsen af organiske iodforbindelser i små koncentratio­
ner. Eventuel udvikling af en kode. 
1.6.3. Fissionsprodukters vandring i det primære kredsløb helt ud i indeslutningen 
— Kritisk gennemgang af modeller, der ikke er blevet anvendt i TRAP-MELT, og 
udvikling heraf i det omfang, det findes nødvendigt på baggrund af prognoser for 
den fremtidige udvikling. Forsøg med sammenligning afkoder omkring 1985; 
— eksperimental forskning vedrørende gravitationsbestemte koagulationsprocesser; 
— følgende områder bør overvejes som potentielle forskningsemner: 
virkningen af små dampeksplosioner inde i det primære kredsløb, 
aerosoler fremkaldt ved fragmentering og udstødning som følge af det høje tryk i 
det primære kredsløb, 
betydningen af en eventuel dæmpning i henfaldstanken, 
eventuel tilstedeværelse af meget tætte aerosoler i visse uheldsforløb og deres 
senere stabilitet. 
1.6.4. Fissionsprodukters vandring og aerosolers opførsel i indeslutningen (Bemærk de tidligere 
og nuværende LMFBR-programmer på dette område) 
— Kondenseringsprocesser, indflydelse fra ædelgassernes henfaldsvarme, udvikling 
og sammenkobling af termohydrauliske koder og aerosolkoder, eventuel udvikling 
af en kombineret kode, 
— betydning og modellering af diffusioforetiske aflejringsprocesser, 
— udvikling af sammenkoblede modeller, som omfatter fjernelsesmekanismer ved 
naturlige processer og ved hjælp af specifikke systemer. Forsøg med sammenlig­
ning af koder og Benchmark-forsøg, 
— forsøgsmæssig vurdering af agglomerationsprocesser, herunder navnlig gravitati­
onsbestemte koagulationsprocesser, 
— undersøgelse af mulige resuspensionsprocesser fra vægge og sump på forskellige 
uheldstrin, 
— dæmpning gennem utæthedsvejene. Undersøgelser med henblik på at bestemme 
dæmpningen for visse former for utæthedsveje og at finde ud af, hvilke parametre 
der har størst betydning. 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/27 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 6 000 000 ECU. 
1.7. . SPREDNING AF FISSIONSPRODUKTER I ATMOSFÆREN SOM FØLGE AF 
ET UHELD (jf. punkt l.A.2.7 i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
Problemerne i forbindelse med udslip af radioaktive stoffer fra et kernekraftværk i til­
fælde af uheld og spredningen i atmosfæren af disse udslip er af afgørende betydning 
for bestemmelsen af de radiologiske konsekvenser heraf både for kraftværkets nærmeste 
omgivelser og for hele regionen. Disse problemer er særlig akutte i Europa, hvor konse­
kvenserne af udslip ikke kan betragtes som et rent nationalt anliggende på grund af sta­
ternes størrelse, og fordi mange kernekraftværker ligger nær ved grænserne. 
Det er navnlig derfor, at Kommissionen foreslog forskning på dette område som led i 
det første forskningsprogram med omkostningsdeling (1979-1983) (Del C i dette pro­
gram). 
Det skal understreges, at de igangværende undersøgelser under område C i det første 
program med omkostningsdeling, lige som de undersøgelser, der er foreslået for det 
andet program, begrænser sig til luftbårne, aktivt forurenende stoffer, og altså ikke 
omfatter det i punkt 1.6. behandlede kildebegreb eller evalueringen af radiologiske kon­
sekvenser, som henhører under andre fagområder (')• Endvidere vedrører disse undersø­
gelser hovedsagelig større hypotetiske uheld, som er mere omfattende end de referen­
ceuheld, der er taget hensyn til ved sikkerhedsvurderingerne for kraftværker. For disse 
uheldskategorier er de pågældende zoner, fanens højde over jordoverfladen og vandrin­
gens varighed af langt større betydning end for referenceuheld, og man går ud fra et 
velkendt meteorologisk område, spredning i atmosfæren på lokalt plan (ind til en halv 
snes km), og overfører dette mindst til regionalt plan (flere snese km). Derfor og også på 
grund af den stigende betydning af delvirkninger (topografi, inversioner/stratifikatio­
ner, geostrofiske kræfter, jord/hav-grænseflade), er behandlingen af spredningen i 
atmosfæren ikke længere egnet til nogen overdreven forenkling på lokalt plan, og der 
foreligger også meget færre oplysninger, modeller og vurderinger, som endvidere nor­
malt er utilfredsstillende. Det skal desuden bemærkes, at alle de foreliggende modeller 
er deterministiske. Imidlertid er lufttransportens »variabilitet« eller halvstokastiske natur 
et meget fundamentalt aspekt, som ikke hidtil er blevet særlig undersøgt. Der skal navn­
lig tages hensyn til variabiliteten ved kortvarige udslip, eller udslip med forskellig inten­
sitet til forskellige tidspunkter, idet sådanne udslip er karakteristiske for uheldssituatio­
ner. 
Der blev i beskedent omfang arbejdet herpå under det første program med omkost­
ningsdeling. Det blev omgående klart, at de midler og den tid, der stod til rådighed, i 
bedste fald kun tillod at lægge grundstenen til en langsigtet samordnet aktion, og at en 
fortsættelse af arbejdet efter 1984 under alle omstændigheder ville være nødvendig, et 
synspunkt der i øvrigt dengang blev støttet af CCMGP (udtalelse af 27. marts 1980). 
Derfor var det første program hovedsagelig koncentreret om at klarlægge, hvilke proble­
mer der kan opstå, en bedre evaluering af disse problemer og den relative betydning på 
lokalt plan af en lang række aspekter og mindre faktorer, der bidrager til spredningen. 
Der blev således udført et vist teoretisk arbejde og visse forsøg vedrørende bygningstur-
bulens, fanernes højde over jordoverfladen, virkningen af varmekupler over bymæssige 
områder, pålandsvind og spredning ved svag vind, men der var ikke regnet med noget 
større forsøg »i marken« under det første program. Sådanne projekter vil blive foreslået i 
forbindelse med det andet program. 
(') Jf. Forslag om program for strålingsbeskyttelse. 
Nr. C 250/28 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
Den forskning, der er foreslået i det følgende, er i overensstemmelse med anbefalin­
gerne fra den undergruppe under CCMGP, der har til opgave at overvåge gennemfø­
relse af del C i det første program; ved iværksættelsen vil der blive taget hensyn til det 
ønske, flere af deltagerne i det nuværende program har udtrykt, om at gå sammen om 
gennemførelsen af visse forsøgsrækker, både med forsøg i marken og i vindtunneler. 
Der er en klar forbindelse mellem denne forskning vedrørende nuklear sikkerhed og det 
arbejde, der udføres på fællesskabsplan i medfør af artikel 37, vedrørende miljø og strå­
lingsbeskyttelse. De eksisterende forbindelser vil blive udbygget og det planlagte 
arbejde vil yde et værdifuldt bidrag af udbredt interesse på ét område, der endnu ikke er 
tilstrækkelig udforsket. 
Aktiviteter 
1.7.1. Udslips karakteristika 
Parametrene for et utilsigtet udslip (varighed, højde over jordoverfladen ...) er underti­
den af særdeles afgørende betydning for den senere lufttransportproces. Dette aspekt, 
som bortset fra modelleringen af varme jetstrømme ikke blev behandlet under det første 
program, må behandles under det andet program. 
1.7.2. Delvirkninger 
Der bliver behov for yderligere undersøgelser ud over dem, der er i gang for øjeblikket. 
De vil vedrøre spredningen ude over havet og overgangen land-hav(-land), luftforskyd­
ningers indflydelse på den sideværts spredning, tørre eller våde aflejringer, indflydelse 
fra emissionens varighed, transport osv. Disse forskellige undersøgelser må nødvendig­
vis omfatte forsøgsmæssige vurderinger i marken i begrænset målestok og/eller i vind­
tunneler eller vandstrømningstunneler (roterende). 
1.7.3. Spredningsmodeller og validering 
Der er blevet udarbejdet forskellige modeller, og nogle er blevet valideret i det første 
program: på grundlag af statistiske oplysninger fra flere år. Betydningen af visse fakto­
rer, navnlig topografi og luftforskydninger, må imidlertid klarlægges noget bedre, og 
dette kræver enkeltforsøg i marken eller i vindtunneler og vandstrømningstunneler. 
Endvidere har en undersøgelse i vindtunnel under det igangværende program vist 
betydningen af metoder til digital analyse af billeder for undersøgelsen af udviklingen 
og den finere struktur i simulerede faner under forskellige vejrforhold. Sådanne under­
søgelser bør fortsættes på det teoretiske og mere grundlæggende plan. Der er gode 
muligheder for, at dette arbejde fører til opstilling af probabilistiske modeller for luft­
overførsel. 
1.7.4. Forsøgsmæssig validering i naturlig målestok 
Der blev gennemført begrænsede forsøg under det første program (meteorologisk spo­
ring og måling), navnlig vedrørende delvirkninger eller validering af modeller på lokalt 
plan, men der blev ikke foretaget noget forsøg i marken i større målestok. Der påtænkes 
nu sådanne produkter; de vil nødvendigvis kræve kombinerede midler fra flere labora­
torier og vil sandsynligvis ikke kunne indledes allerede ved påbegyndelsen af det andet 
program. 
Visse aspekter som spredning ude over havet, overgangen land-hav(-land) og det lokale 
eller regionale terræns betydning er allerede omhandlet i punkt 1.7.2 og 1.7.3. Andre 
valideringer, i det mindste delvise, af modeller på regionalt plan (kyststrækninger og 
kontinentale områder) er bestemt påkrævede til supplering af de forskellige planlagte 
simuleringer, men de vil kræve en grundig forudgående drøftelse med den pågældende 
• 19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/29 
undergruppe og i andre kredse. Udvidelsen til en middelskala (ud over 50-100 km) er 
tænkelig på et senere tidspunkt i forbindelse med andre aktiviteter (programmet for strå­
lingsbeskyttelse osv.). 
Fællesskabets bidrag 
Ved finansieringen af de planlagte undersøgelser eller forsøgsmæssige valideringer må 
der tages hensyn til de vanskeligheder, der er forbundet med forsøg i marken på grund 
af usikre meteorologiske og klimatiske forhold. 
Fællesskabets program gennemføres ved kontraktforskning. 
Nødvendige midler 6 500 000 ECU. 
1.8. METODOLOGIER TIL PROBABILISTISK RISIKOVURDERING (jf- punkt 
1.A.2.1 i handlingsprogrammet) 
Målsætning 
I de seneste år er arbejdet inden for risikoanalyse på grundlag af probabilistiske meto­
dologier skredet betydeligt frem. 
Undersøgelserne på dette område er i tidens løb navnlig blevet gennemført i USA, hvor 
denne analysemetode for første gang fandt større anvendelse ved analysen af sikkerhe­
den i letvandsreaktorer (WASH 1400 eller Rasmussen-rapporten). Andre tilsvarende 
undersøgelser, såsom den tyske undersøgelse af farerne ved kernekraftværker (GRS 
1980 eller Birkhofer-rapporten), fulgte efter. Siden blev der foretaget lignende undersø­
gelser i andre lande. 
Selv om kvantitative risikovurderinger baseret på analyser af begivenhedernes sandsyn­
lighed stadig er meget usikre, udgør denne metode grundlaget for »Proposed policy sta­
tement on safety goals for nuclear power piants«, som Nuclear Regulatory Commission 
offentliggjorde i februar 1982. Denne probabilistiske fremgangsmåde ved sikkerheds­
analysen er af største betydning, da der her for første gang gøres forsøg på at udvikle en 
metode, hvorved man bliver i stand til at vurdere, hvilket risikoniveau, der er forbundet 
med en teknisk beslutning. 
Såfremt sådanne metoder, viser sig effektive, vil deres betydning også slå igennem på 
andre områder end det nukleare. Det bliver på længere sigt måske muligt at anvende 
dem på kvantitativ evaluering og sammenligning af de risici, der er forbundet med for­
skellige større aktiviteter i vort industrisamfund. De vil således kunne bidrage til en 
mere objektiv definition på acceptabel risiko. I Europa er der indledt et frugtbart samar­
bejde mellem de forskellige institutter, der har udviklet probabilistiske metoder til risi­
kovurdering. Dette samarbejde blev fremmet af den rolle, der spilles af FFC, som på 
dette område har et forskerhold, hvis anerkendte dygtighed kommer til udnyttelse i pro­
grammet for pålidelighedsanalyse, risikovurdering og databanker. Når de anvendte 
metoder er forskellige fra land til land, opstår der imidlertid et problem med selve 
acceptabiliteten af den probabilistiske metode, som kun kan løses, såfremt de anvendte 
metoder og modeller bliver mere entydige. Som konklusion på en workshop, der blev 
afholdt i Ispra i maj 1982 om »US PRA Procedures Guide Analysis and Impact on 
European Practices«, anbefalede de tilstedeværende europæiske eksperter med henblik 
på at gøre noget ved dette emne at foretage Benchmarkforsøg til validering og sammen­
ligning af specifikke aspekter ved probabilistisk risikovurdering. Som eksempel udføres 
et første forsøg med deltagelse fra ti organisationer, hvor FFC varetager det tekniske 
sekretariat og drager de fornødne konklusioner samt udleder de ønskede oplysninger. 
Dette eksperiment må herefter videreføres mere systematisk. En aktion med omkost­
ningsdeling er særlig velegnet til denne form for Benchmark-forsøg, hvori alle speciali­
serede forskerhold, der virker i Fællesskabet, bør deltage. FFC vil i snævert samarbejde 
Nr. C 250/30 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
med dem, der forvalter forskningsprogrammet med omkostningsdeling, fortsat spille en 
centfal rolle, såvel med hensyn til tilrettelæggelsen som til behandlingen af resultaterne. 
De første emner for de påtænkte forsøg vil blive udvalgt i maj 1983 på mødet i ekspert­
gruppen vedrørende pålidelighed (undergruppe under CCMGP for reaktorsikkerhed). 
Aktiviteter 
Der foreslås fra 5 til 10 Benchmark-forsøg, som skal gennemføres med visse mellemrum 
under programmet. Emnerne er herunder anført ret generelt. De vil blive fastlagt i nær­
mere detaljer under drøftelserne med ekspertgrupperne og de deltagende forskerhold. 
— Begivenhedstræ: hensigten med dette Benchmark-forsøg er at analysere de forskel­
lige procedurer, hvormed vurderingerne af et systems pålidelighed er koblet sam­
men i den probabilistiske analyse af et uheldsforløb. 
— Analyse af uheldsforløbet: ovennævnte analyse behandles også i dette Bench­
mark-forsøg. Her vil der blive set på vekselvirkningen mellem uheldets udvikling 
udtrykt i konsekvenser og/eller opførsel, fysiske parametre og analysen af syste­
mets pålidelighed. 
— »Common mode« havari: problemet behandles i dette Benchmark-forsøg dels ud 
fra identificeringen og klassificeringen af disse havarier og dels ud fra deres analy­
tiske behandling. 
— Pålidelighedsdata: dette Benchmark-forsøg -skal gøre det muligt at undersøge de 
fremgangsmåder, der anvendes til at sammenstille de ubehandlede data fra forskel­
lige kilder med henblik på vurdering af pålidelighedsparametrene for bestandde­
lene. 
— Modellering af menneskers adfærd: dette Benchmark-forsøg tager sigte på det vig­
tige problem med menneskers adfærd og data herom. 
— Sandsynligheden for konstruktionssvigt og konstruktionens reaktion under jord­
skælv; disse to Benchmark-forsøg vedrører analysen af metoder, der gør det muligt 
at undersøge fordelingen af konstruktionens styrke som funktion af belastningen. 
— Konsekvensanalyse: formålet med dette Benchmark-forsøg er at sammenligne for­
skellige metoder til analyse af radioaktive stoffers overførsel til miljøet. 
Fællesskabets bidrag 
Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter. 
Nødvendige midler 1 800 000 ECU. 
1.9. DELTAGELSE I INTERNATIONALE FORSKNINGSPROJEKTER ELLER I 
PROGRAMMER, DER GENNEMFØRES UDEN FOR FÆLLESSKABET 
De høje omkostninger ved forskningsprogrammer vedrørende sikkerhed, hvor der 
anvendes store forsøgsanlæg, og det aktive internationale samarbejde, der er indledt på 
dette område, fører uundgåeligt til iværksættelse af internationale forskningsprojekter 
ud over dem, der i lang tid er blevet gennemført og foreslået inden for Fællesskabet. 
For øjeblikket foreligger der tre muligheder: 
— LOFT-programmet, der er foreslået af USDOE, og hvortil der er oprettet et konsor­
tium under OECD-NEA. Med dette projekt forlænges anvendelsesperioden for 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/31 
LOFT-forsøgsreaktoren efter det program, der blev gennemført på NRC's foranled­
ning. Der er planlagt en række supplerende forsøg på følgende områder: 
Tab af primært kølemiddel ved store og små brud, havari på sekundærsiden, udslip 
af fissionsprodukter ved tab af kølemiddel, termohydrauliske undersøgelser ved 
beskadigelse af brændslet efter tab af kølemiddel. 
Konsortiet står åbent for Fællesskabets medlemsstater, og flere af disse har allerede 
besluttet at deltage heri. 
— MARVIKEN V-projektet, der er foreslået af Sverige, og som vedrører opførslen i en 
letvandsreaktors primære kredsløb af flygtige fissionsprodukter og af tunge aerosol­
er, der er frembragt ved kernens smeltning. Mange organer i EF-landene og tredje­
lande, som for eksempel EPRI og Ontario-Hydro, har meddelt, at de vil deltage. 
— Programmet »Clean-up TMI-2«, der er foreslået af USDOE, og som omfatter en 
lang række emner, herunder følgende: Problemerne vedrørende karakterisering og 
transport af fissionsprodukter i indeslutningen, dekontamineringsteknikker, under­
søgelse af kernen og de indre dele. Flere organer i medlemsstaterne har besluttet at 
deltage i dette program på forskellig måde: udstationering af personale, undersø­
gelse afprøver... 
Som det vil ses, omfatter disse tre internationale projekter en række tekniske emner, 
der har nøje tilknytning eller direkte forbindelse med de forskningsforslag, der er 
opstillet i det nedenstående, for dette andet forskningsprogram med omkostnings­
deling, navnlig med hensyn til termohydraulik og alvorlig beskadigelse af brænds­
let ved LOCA (LOFT, TMI-2) og til kildebegreb, som skyldes fissionsprodukter i 
en alvorlig uheldssituation (LOFT, TMI-2, MARVIKEN). Endvidere vil disse tre 
projekter blive gennemført i perioden 1983-1986 parallelt med det andet handlings­
program med omkostningsdeling (1984-1987). 
Kommissionens effektive deltagelse i alle eller i bestemte dele af et eller flere af disse 
internationale projekter frembyder visse fordele: 
— Medlemsstater, der ikke deltager bilateralt i disse projekter, vil således kunne få 
udtømmende oplysninger om resultaterne og om arbejdets fremadskriden. 
— På visse særlige punkter vil resultaterne herved kunne udnyttes i igangværende 
aktioner med omkostningsdeling, og oplysningerne kunne bidrage til aktionernes 
vellykkede forløb. 
— Hermed vil resultaterne kunne udnyttes ved iværksættelsen inden for Fællesskabet 
af Benchmark-forsøg vedrørende validering af koder og modeller som led i aktio­
nen med omkostningsdeling. 
Bortset fra, at resultaterne fra disse internationale projekter ville stå til Kommissio­
nens frie afbenyttelse, ville Kommissionens effektive deltagelse gøre det muligt at 
udsende forskere fra kontrahenterne, der deltager i forskningsprogrammet med 
omkostningsdeling, til det pågældende projekt, at deltage-i analysen af resultaterne, 
at foretage en undersøgelse af prøver og at udvikle avanceret måleudstyr i laborato­
rierne hos kontrahenterne i forskningsprogrammet med omkostningsdeling. 
Kommissionens tjenestegrene har undersøgt, i hvilke forskellige tilfælde der kan være 
mulighed for en effektiv deltagelse eller et samarbejde mellem Kommissionen og disse 
projekter i forbindelse med den her foreslåede aktion med omkostningsdeling. To til­
fælde kan komme på tale: 
— en deltagelse, som indebærer et finansielt bidrag fra Kommissionen, som skal være 
begrænset og foreneligt med de midler, der tildeles de pågældende områder. I så 
fald vil Kommissionen kunne indgå kontrakter med projekternes tilrettelæggere 
efter høring af CGC - nuklear fission ('). De fornødne bevillinger til indgåelsen af 
disse kontrakter vil blive hentet fra de midler, der er tildelt de tilsvarende områder i 
det her foreslåede program med omkostningsdeling. Denne ordning vil kunne 
anvendes til Kommissionens direkte indtræden i LOFT-konsortiet. Der er optaget 
kontakter med USDOE, som antyder, at Kommissionen eventuelt vil kunne del­
tage, hvis den yder et samlet bidrag på 1 mio ECU; 
(>) Rådgivende udvalg for forvaltning og koordinering, som erstatter CCMGP for reaktorsikker­
hed. 
Nr. C 250/32 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
en deltagelse, som varierer fra tilfælde til tilfælde, og som vil kunne udstrækkes til 
fuld deltagelse i projektet, og hermed adgang til dets resultater, men en sådan del­
tagelse vil skulle forhandles på grundlag af en udveksling af tekniske oplysninger. 
Kommissionen vil betale for sin deltagelse ved at give projekternes iværksættere 
adgang til resultaterne fra og statusrapporterne vedrørende visse dele af det nuvæ­
rende handlingsprogram med omkostningsdeling, som vedrører det område, der 
behandles i det pågældende projekt. Alt efter omstændighederne vil denne medde­
lelse af tekniske oplysninger kunne ledsages af et finansielt bidrag på et beløb, der 
lige som i det første tilfælde skulle være foreneligt med de beløb, der afsættes til det 
pågældende tekniske område. Procedurerne i forbindelse med en sådan ordning vil 
kræve, at der udarbejdes udkast til kontrakter mellem Kommissionen og projektets 
tilrettelæggere, om hvis indgåelse CGC-nuklear fission skal udtale sig. 
Denne ordning vil kunne overvejes for Kommissionens deltagelse i hele eller en del 
af MARVIKEN V-projektet. 
Det skal bemærkes, at løsningen med overdragelse af statusrapporter og resulta­
terne fra Fællesskabets programmer ikke går ud over medlemsstaternes interesser 
eller mere specifikt de medlemsstater, der allerede deltager i de pågældende inter­
nationale projekter på et bilateralt grundlag. I virkeligheden beskrives resultaterne 
af Fællesskabets projekter og de fremskridt, der gøres, allerede i diverse meddelel­
ser rettet til internationale møder, samt forskellige kongresser og kollokvier, og når 
resultaterne fra Fællesskabets programmer offentliggøres officielt, bliver de endvi­
dere offentlig tilgængelige. De ovenfor foreslåede procedurer vil derfor blot frem­
skynde spredningen af resultaterne fra Fællesskabets forskning, hvilket kun kan 
fremme udvekslingen af tekniske oplysninger mellem medlemsstater og tredje­
lande. 
Kommissionens deltagelse i programmet »Clean-up TMI-2« vil kunne overvejes på 
grundlag af enten den ene eller den anden af de to ovennævnte ordninger, idet det 
dog skal bemærkes, at det allerede er bestemt, at FFC's laboratorier skal deltage i 
analysen af visse prøver. 
De to omhandlede ordninger med henblik på Kommissionens deltagelse i internatio­
nale forskningsprojekter vil også kunne anvendes ved forhandling om adgang til resul­
tater fra national forskning i visse tredjelande. Der kan blandt andet blive tale om 
EPRI- og SANDIA-programmerne vedrørende hydrogen, SANDIA vedrørende kildebe­
grebet og ROSA IV-programmet vedrørende termohydraulik, som er nært forbundet 
med punkt 1.5, 1.6 og 1.4, og i særdeleshed programmerne vedrørende alvorlig beskadi­
gelse af brændslet, som PBF, EPRI (USA), NRU (Canada)..., som allerede er nævnt i 
punkt 1.4 og 1.4.4. 
ANDEN DEL 
2. SIKKERHED I HURTIGE FORMERINGSREAKTORER KØLET 
MED FLYDENDE METAL (LMFBR) 
INDLEDNING 
De fleste af Fællesskabets medlemsstater har i de seneste 25 år ydet en betydelig indsats inden for 
udvikling af hurtige formeringsreaktorer kølet med flydende metal (LMFBR), hvilket indbefatter 
en meget stor finansiel indsats. I dag tegner udviklingen af hurtige formeringsreaktorer sig stadig 
for ca. 20 % af de samlede FU & D-udgifter i energisektoren. Denne indsats taget i betragtning, 
må det også siges, at der er gjort væsentlige tekniske fremskridt. Der er ikke alene blevet bygget 
og sat flere eksperimental- og prototypereaktorer i drift, men et stort anlæg (1 200 MW(e)) er 
under opførelse og ventes færdigt inden længe. Disse resultater har hidtil været uden sidestykke i 
resten af verden. 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/33 
Nedenfor gives en oversigt over de reaktorprojekter, der er gennemført eller planlægges i de 
enkelte lande eller grupper af samarbejdende lande. Det i parentes anførte årstal er idriftsæt-
ningsåret. 
Land 
Det forenede Kongerige 
Frankrig 
Forbundsrepublikken 
Tyskland 
Italien Eksperimental-
og testreaktorer 
DFR(1963) 
Rapsodie(1967) 
KNK II (4) 
(1977) 
PEC(1986) Prototype 
(200-300 MW) 
PFR(1974) 
Phenix(1974) 
SNR 300 (2) 
(1986) Demonstrationsanlæg 
(1200MW(e)) 
C FR projekt endnu 
ikke godkendt 
Super Phenix (') 
(1984) 
SNR 2 (3) 
projekt endnu ikke 
godkendt 
(') I samarbejde med Italien, Forbundsrepublikken Tyskland, Belgien og Nederlandene. 
(2) I samarbejde med Belgien og Nederlandene. 
(3) I samarbejde med Frankrig, Italien, Belgien og Nederlandene. 
(4) I samarbejde med Belgien og Nederlandene. 
Tabellen viser, at der har udviklet sig en tendens til samarbejde mellem flere medlemsstater om 
opførelse af demonstrationsanlæg. Der er indgået betydningsfulde samarbejdsaftaler mellem 
forskningsorganisationer og industripartnere (el-producenter og udstyrsfabrikanter) fra flere med­
lemsstater. 
Uden for Fællesskabet har de fleste andre industrilande også ydet en betydelig indsats med hen­
syn til hurtige formeringsreaktorer. 
I USA drev man i perioden 1963-1972 eksperimentalreaktorer EFFBR på MW (t), hvilket gav 
værdifulde erfaringer med forskellige reaktorsystemer. Eksperimentalreaktoren EBR-II på 
62,5 MW (t) har været i drift siden 1965. Opførelsen af FFTF-eksperimentalreaktoren (400 MW 
(t)), som på grund af sin effekt i praksis næsten vil fungere som et demonstrationsanlæg, afslutte­
des i 1980. Der er gennemført udviklings- og eksperimentalstudier vedrørende udvikling af 
udstyr, natriumteknologi, brændselskredsløb og bekræftelse af godkendelsesbetingelser. Opførel­
sen af Clinch River Breeder Reactor (CRBR) indstilledes under Carter-regeringen, og udsigterne 
for dette demonstrationsprojekt er i dag stadig usikre. 
I Japan har den hurtige eksperimentalreaktor »JOYO« med en projekteret effekt på 100 MW (t) 
(foråret 1983) været i drift siden 1977. Konstruktionen af prototypereaktoren »MONJU« 300 MW 
(e) er afsluttet, og der er nylig truffet beslutning om bygning af reaktoren. Foreløbige konstrukti-
onsplaner for en større demonstrationsreaktor er under udarbejdelse. Bygningen af en sådan 
demonstrationsreaktor forudses iværksat, når »MONJU« har været i drift et år, og der forventes 
derefter seriebygning af flere næsten-kommercielle reaktorer, som i både størrelse og konstruktion 
vil ligge tæt op af demonstrationsreaktoren. 
I Sovjetunionen er udvikling og bygning af hurtige reaktorer et led i landets kraftforsyningsud-
bygning. For tiden er to eksperimentalreaktorer, BOR-60 (60 MW (t)) og BR-10 (10 MW(t)), i 
drift. Demonstrationsreaktoren BN-350 har siden 1973 været i drift med en effekt på 350 MW (e), 
anvendt til afsaltning af havvand. Den anden demonstrationsreaktor, BN-600 (MW (e)), blev sat i 
drift i 1981. Konstruktionen af den kommercielle hurtige reaktor BN-1 600 (1 600 MW (e)) befin­
der sig på udviklingsstadiet. Det undersøges, om det er muligt at øge BN-600 reaktorens effekt til 
800 MW (e). 
FÆLLESSKABETS FORSKNING I HURTIGE FORMERINGSREAKTORERS SIKKER­
HED 
Hurtige reaktorer kan kun forventes at blive acceptable, såfremt de med hensyn til sikkerhed, 
strålingsbeskyttelse og miljøvirkninger under normale forhold og i tilfælde af uheld bevisligt er 
på højde med de eksisterende termiske reaktorer. 
Nr. C 250/34 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
Det er et af hovedformålene med de demonstrations- og sikkerhedsprogrammer for hurtige reak­
torer, der for tiden gennemføres i forskellige fællesskabslande, at vise, at disse betingelser kan 
opfyldes. 
Erfaringerne på grundlag af driften af hurtige prototypereaktorer (Phenix, PFR) viser, at en hurtig 
reaktor faktisk kan drives inden for de generelle lokaliseringsbegrænsninger med hensyn til kon­
trolleret radioaktivt udslip, som normalt gælder for termiske reaktorer. De doser, operatørerne 
udsættes for, har også været tilfredsstillende lave. 
En tilbundsgående udforskning af de forskellige sikkerhedsspørgsmål, som kan berøre fremtidige 
hurtige reaktorer, såsom 
— forebyggende foranstaltninger, så mindre forstyrrelser ikke udvikler sig til uheld, 
— klarlæggelse af igangsættende uheldsfaktorer og beskrivelse af efterfølgende transiente for­
løb og virkningerne heraf på nøglekomponenter i anlægget, 
— strålingskonsekvenser af uheld, dvs. intern omfordeling af radioaktivitet efter et uheld og 
definition af kildebegreber til vurdering af eksterne risici, 
kræver imidlertid en fortsat, mangesidig indsats inden for programmeludvikling og tilvejebrin­
gelse af pålidelige fysiske data for konstruktion og ydelse. 
Sikkerhedsprogrammer med den ovenfor skitserede målsætning er et meget væsentligt supple­
ment til opførelsen og driften af prototype- og demonstrationsreaktorer. 
Fællesskabet har hidtil bidraget til undersøgelse af hurtige formeringsreaktorers sikkerhed på to 
måder: 
a) ved gennemførelse af Fællesskabets eget forskningsprogram ved Det fælles Forskningscenter 
(FFC), 
b) ved aktiviteter, der har taget sigte på at forbedre samordningen og samarbejdet mellem 
nationale programmer og også FFC-programmet, inden for rammerne af Koordineringsud­
valget for hurtige Reaktorer ('). 
Hvad a) angår, er FFC's igangsværende aktiviteter, dvs. arbejdet under det flerårige program 
1980-1983, opdelt på tre hovedområder: 
Uhelds opståen og overgangsfasen 
Aktiviteterne er koncentreret om teoretiske og eksperimentelle undersøgelser af flydende metals 
kogning samt udvikling af den europæiske uheldskode (EAC) og forskning i vekselvirkningen 
mellem brændsel og kølemiddel. Formålet med studierne af kogende flydende metal er at tilveje­
bringe data for kølemidlets opførsel i tilfælde af unormale driftsforhold såsom blokering i et stav­
knippe, strømningstab på grund af pumpesvigt eller effektudsving. Den europæiske uheldskode 
er et modulsystem af datamatkoder til beskrivelse af de forskellige faser af hypotetiske uheld; 
pilotudgaven af denne kode har allerede kunnet tages i anvendelse. Emnerne inden for forsknin­
gen vedrørende brændsel/kølemiddel-vekselvirkning er udvikling af fysiske modeller og koder, 
eksperimentalundersøgelser af faktorer, der har indflydelse på vekselvirkningsprocessen eller 
udløsning af dampeksplosioner samt efterprøvning af teoretisk postulerede dampeksplosionsme-
kanismer. 
(') Udvalg nedsat af Rådet i april 1970 med den opgave at udarbejde og iværksætte planer for 
koordinering og samarbejde mellem de forskellige programmer i størst muligt omfang og 
efter de mest hensigtmæssige procedurer og at fremsætte formålstjenlige forslag herom. 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/35 
Uheldsfasen efter dislokering 
Aktiviteterne på dette område drejer sig om en mere realistisk beskrivelse af fasen efter disloke­
ring samt analyse af primærindeslutningssystemets opførsel og bortledning af varme efter uheld 
(PAHR). Man er gået i gang med at vurdere den amerikanske SIMMER 2-kodes muligheder og 
modeller i forbindelse med postdislokerings-beregninger og at undersøge muligheden af et ekspe­
rimentalprogram til validering af denne kode. 
Programmet for validering af indeslutningskoder (COVA) nærmer sig sin afslutning. For at opnå 
bedre overensstemmelse mellem forsøgene og de numeriske resultater er der anvendt koder base­
ret på endelige elementer. Kodevalideringen for underenheder (COVAS), som tager sigte på vali­
dering af strukturkoder til dynamisk-plastik analyse, fortsætter. 
Undersøgelserne vedrørende bortledning af varme efter uheld (PAHR) gennemføres på grundlag 
af både kerneeksterne og kerneinterne forsøg. De kerneeksterne forsøg, som skal foregå ved 
FARO-anlægget, der er under fuldførelse, har til formål at undersøge vekselvirkningen mellem 
brændsel og kølemiddel og PAHR-fænomener under realistiske uheldsforhold ved anvendelse af 
rigtige reaktormaterialer. De kerneinterne forsøg (SANDIA-reaktoren i USA, Mélusine-reaktoren 
i Grenoble og BR 2-reaktoren i Mol) sigter mod påvisning af kølingsmulighederne for de kerne­
fragmenter, der kan danne sig under et alvorligt hypotetisk uheld og aflejre sig på forskellige dele 
af reaktortanken. Der gennemføres desuden et omfattende program med henblik på udvikling og 
efterprøvning af fysiske modeller og koder til forudsigelse af temperaturfeltet i fragmentlejer og i 
kernefangerstrukturen. 
Materialeforskning 
Forskning navnlig vedrørende rustfrit stål gennemføres ved FFC på forskellige områder: brudme­
kanik med særlig vægt på bestrålede materialer, undersøgelse af udmattelsesrevners udbredelse 
for de austenitiske stål AISI 304 og 316 under typiske driftsforhold (belastning, temperatur, 
udmattelsesduktilitet osv.) og undersøgelser vedrørende dynamisk materialeopførsel og defini­
tion af tilsvarende konstitutive love. Sidstnævnte undersøgelser har været af fundamental betyd­
ning for COVA- og COVAS-programmet. Det påregnede slutresultat er en forståelse af rigtige 
reaktorstrukturers reaktion under forskellige belastningsforhold (temperatur, spændingstilstand) 
og ved forskellige forringelsesgrader (svejsning, krybning, mekanisk udmattelse, bestråling). Et 
stort prøveanlæg for høj dynamisk belastning er under opførelse ved ISPRA. Det skal bruges til 
undersøgelse af, hvorledes resultaterne for små emner (maksimalt tværsnit 20 mm2) kan overføres 
til store materialebeskadigede strukturer (indtil 5 000 mm2). 
De koordineringsaktiviteter, der foregår i hovedkvarteret i Bruxelles, tager især sigte på følgende 
sikkerhedsområder: 
— Med bistand fra arbejdsgruppen vedrørende sikkerhed (Safety Working Group-SWG), som 
er en ekspertgruppe under Koordineringsudvalget for hurtige Reaktorer, er der fortsat gjort 
fremskridt med forberedelsen af fælles sikkerhedskriterier og -retningslinjer for hurtige reak­
torer. 
Undergruppen vedrørende uheld omfattende hele kernen (Whole Core Accident Codes — 
WAC) under SWG, der også fungerer som ekspertgruppe inden for rammerne af Det rådgi­
vende udvalg for Programforvaltning vedrørende Sikkerhed, var ophav til den europæiske 
uheldskode (EAC) og har fortsat sin rådgivende virksomhed med hensyn til udviklingen af 
denne kode; WAC har også medvirket til sammenlignende beregninger af både europæiske 
og amerikanske koder for udvalgte kerneuheld (transient overeeffekt og strømningstab). 
Undergruppen vedrørende reaktorindeslutning (Containment Loading and Response — 
CO NT) und SWG, der også fungerer som ekspertgruppe inden for rammerne af Det rådgi­
vende udvalg for Programforvaltning vedrørende Sikkerhed, har beskæftiget sig med spørgs­
mål vedrørende primærindeslutningens og interne strukturers opførsel under et hypotetisk 
kernedislokeringsuheld; der er gennemført en kritisk vurdering af tilstrækkeligheden af de 
disponible matematiske værktøjer. Denne undergruppe har også på nært hold fulgt det 
igangværende arbejde med henblik på vurdering af konsekvenserne af underenhedsuheld for 
nabostrukturer, og den har i den senere tid beskæftiget sig med problemer vedrørende sekun­
dærindeslutningen med henblik på en realistisk vurdering af radioaktivitets-kildebegrebet. 
Nr. C 250/36 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
— Med bistand fra arbejdsgruppen vedrørende koder og normer (Codes and Standards Wor-
king Group — WGCS), som er en anden ekspertgruppe under Koordineringsudvalget for 
hurtige Reaktorer, gøres der stadige fremskridt inden for den løbende vurdering af divergen­
ser mellem de forskellige koder og normer, som i Fællesskabet anvendes til konstruktion, 
bygning og kvalitetskontrol af komponenter til hurtige reaktorer samt med hensyn til materi­
alespecifikationer. Gruppen har foretaget en systematisk sammenligning og vurdering af reg­
ler, konstruktionskoder, materialespecifikationer og materialedata fra medlemsstaterne og, 
når det har været muligt, fra tredjelande. Den har også undersøgt situationen for ikke-
destruktive metoder til inspektion af LMFBR-reaktorer under drift. 
DEFINITION OG FORBEREDELSE AF FORSKNINGSPROGRAMMET MED 
OMKOSTNINGSDELING 
Kommissionen foreslår, at der i fremtiden også anvendes aktioner med omkostningsdeling for at 
fremme koordineringen af de nationale programmer og supplere de allerede eksisterende aktivite­
ter ved FFC. 
Forberedelsen af LMFBR-forskningsprogrammet med omkostningsdeling for perioden 1984-1987 
startede i slutningen af 1982 med bistand fra arbejdsgruppen vedrørende sikkerhed (SWG) og 
Koordineringsudvalget for hurtige Reaktorer. Det generelle sigte ved udvælgelsen af emner har 
været, at programmet skulle stemme overens med målene i Rådets resolution af 18. februar 
1980 (') om hurtige formeringsreaktorer, og især at det skulle bidrage til at komplettere og øge 
værdien af den forskning, der gennemføres i medlemsstaterne, og i givet fald også til at udfylde 
eksisterende lakuner. 
I Rådets førnævnte resolution understreges betydningen af den hurtige formeringsreaktor som 
valgmulighed, når det gælder Fællesskabets fremtidige energiforsyning, og af kontinuitet i 
bestræbelserne på udvikling og demonstration af systemet, og det bekræftes, at sikkerhed er af 
afgørende betydning som et mål for udviklings- og demonstrationsindsatsen; samtidig opfordres 
Fællesskabet til at støtte virkeliggørelsen af denne målsætning. 
Andre kriterier for udvælgelsen af emner har været: 
— at gøre Fællesskabets støtte så virkningsfuld som muligt ved at udvælge et begrænset antal 
vigtige områder, på hvilke fællesskabsstøtten bedst kan medvirke til at fremme koordinerin­
gen og samarbejdet mellem de nationale programmer, 
— at finde frem til medlemsstaternes fælles interesseområder og følgelig undgå konstruktions-
specifikke aspekter, 
— at lægge tilstrækkelig vægt på uheldsforebyggelse uden dog at forsømme uheldsanalyse og 
afbødning af uheldsvirkninger (også alvorlige uheld), 
— at sikre, at der ikke finder nogen dublering sted med hensyn til arbejdet på de områder, hvor 
FFC har aktiviteter i gang, og at de direkte aktioner og aktionerne med omkostningsdeling 
supplerer og styrker hinanden. 
Det foreslåede program er opdelt i syv dele som følger: 
1. Instrumentering, kontrol og beskyttelse. 
2. Analyse af transienter (driftssikkerhed). 
3. Komponenters og strukturers integritet. 
4. Sikkerhedsaspekter ved natriumteknologi. 
5. Brændslets opførsel og fænomener, der optræder efter uheld (kerneinterne forsøg). 
6. Fissionsprodukters vandring under alvorlige uheld. 
7. Smeltede materialers bevægelse og vekselvirkning under alvorlige uheld. 
(') EFTnr. C 51 af 29. 2. 1980, s. 5. 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/37 
Programdel 1, 2 og 3 drejer sig i hovedsagen om forebyggelse af uheld. Der lægges særlig vægt 
på: 
— tidlig påvisning af fejl og forebyggelse af, at de udvikler sig til uheld, 
— forbedret beskrivelse at termohydrauliske transienter under driftsmæssige forhold med hen­
blik på en bedre definition af driftsmargener, 
— pålidelig konstruktion af strukturer, som er af sikkerhedsmæssig betydning, med henblik på 
en forbedret forudsigelse af komponentlevetiden og sikkerhedsmargenen. 
Programdel 4 og 5 drejer sig om arbejde med henblik på løsning af særlige problemer i analysen 
af uheld, som, omend potentielt alvorlige, ikke nødvendigvis tilhører kategorien helkerneuheld. 
Formålene er således: 
— at undersøge sikkerhedsaspekter i forbindelse med natrium som kølemiddel med henblik på 
både fuld udnyttelse af dets gode køleegenskaber ved forbedring af strømningsmodellerin-
gen, særlig under fejlforhold (naturlig konvektion), og forbedring af vurderingen af de kon­
sekvenser, der er forbundet med håndtering af store mængder natrium, som ved uheld kom­
mer i kontakt med luft, vand og beton, 
— at opnå større viden om transient brændselsopførsel og de forskellige former for brændsels-
forstyrrelser. Desuden at opnå større viden om kerneinterne fænomener, der optræder efter 
uheld, især med henblik på efterprøvning af de forhold, hvorunder et underenhedsuheld kan 
brede sig til nabounderenheder. 
Programdel 6 og 7 omfatter beskrivelse af konsekvenserne af alvorlig kernebeskadigelse. Formå­
lene er: 
— at beskrive fordelingen af radioaktive materialer i indeslutningen efter alvorlige uheld, vur­
dere indeslutningen og udvikle det kildebegreb, som kræves til de koder, der anvendes til 
beregning af eventuel påfølgende ekstern skade, 
— at beskrive smeltet kernemateriales bevægelse og vekselvirkning efter alvorlig beskadigelse. 
2.1. INSTRUMENTERING, KONTROL OG BESKYTTELSE (jf. punkt l.B.2.1 i hand­
lingsprogrammet) 
Formål 
Hovedformålet med denne del af programmet er at øge sikkerheden gennem forebyg­
gende foranstaltninger. Dette skal opnås ved at mindske hyppigheden og størrelsen af 
de spændinger, reaktorstrukturerne udsættes for, og ved at forbedre reaktorens evne til 
at reagere og afbøde den pågældende belastning og andre transiente fænomener i det 
omfang, hensynet til sikkerhed og materialebeskadigelse tillader det. 
Konstruktørerne af kontrol- og beskyttelsessystemer for LMFBR står over for plads- og 
kompleksitetsproblemer: for det første pladsproblemer, fordi kernen er lille sammen­
holdt med det antal måleinstrumenter, der er nødvendigt for at opfylde de sikkerheds-
og disponibilitetskrav, der omgiver LMFBR, dernæst kompleksitetsproblemer, fordi det 
er ønskeligt at kombinere målingerne af forskellige variable og derved opnå en optimal 
balance mellem de modstridende risici for funktionssvigt og udløsning af en ukontrolle­
ret virkning. 
Ved hjælp af relativt simple og ikke særlig kostbare kompakte, programmerbare logiske 
elementer kan der opnås en betydelig forøgelse af signalhåndteringssmidigheden, 
behandlingen og korrelationskapaciteten og dermed en høj grad af pålidelighed og 
disponibilitet uden alt for store omkostninger, samtidig med at man løser visse proble­
mer i forbindelse med komponentforældelse, f.eks. at der findes passende reservedele. 
Nr. C 250/38 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
Med anvendelsen af mikroelektronik kan der forventes en maksimal ydelse, men det er 
ikke tilstrækkeligt blot at erstatte logiske elementer med mikrodatamater; det er nødven­
digt, at hele indstillingen til udformningen af kontrol- og beskyttelsessystemer og 
patentspørgsmål tages op til fornyet overvejelse. 
På den anden side er de systemer, der er baseret på datamatik, heller ikke problemfri, og 
hovedvanskelighederne ligger som bekendt i programmelspecificering og -pålidelighed; 
der kan også være problemer forbundet med materialer, som ellers sjældent anvendes til 
nukleare formål, og med anvendelsen af nye signaltransmissionsmetoder. 
De eksisterende muligheder er blevet undersøgt på Kommissionens foranledning, og 
arbejdsgruppen vedrørende LMFBR-sikkerhed blev underrettet derom i 1980. Siden da 
er der gennemført fire undersøgelser med det formål at konstatere, hvorvidt de påtænkte 
retningslinjer var brugbare, og hvilke muligheder de frembød, og desuden at foreslå 
aktionsemner og etablere kontakt mellem eksperter fra den elektroniske industri og den 
nukleare industri samt med andre brugere af højt pålidelige datamater. Ved en femte 
undersøgelse var det muligt at påvise, at anvendelsen af kunstig intelligens i forbindelse 
med teknikkerne kan »foregribes« ved udformningen af beslutnings- og diagnosesyste­
mer og modelleringen af operatøradfærd. De to sidstnævnte emner indgår for tiden i det 
aktivitetsprogram for LWR-sikkerhed, som kaldes »menneskelige faktorer og menne­
ske-maskine-vekselvirkningen«, og som skal supplere de nedenfor beskrevne aktiviteter. 
De opgaver, programmet omfatter, vedrører sensorforbedring, signalbehandling og 
systemudformning. Vægten vil blive lagt på validering og udvikling af datamatiske 
anvendelser inden for nuklear sikkerhed. 
Sensorforbedring 
Udvikling og bedre sensorer til måling af temperaturniveau, strømning, urenhedsniveau, 
neutronflux, strålinger, støj, forskydninger osv. 
De specifikke forbedringer, der søges opnået, er følgende: 
— for termoelementer og strømningssensorer: en forlængelse af levetiden, således at 
der kan ske en formindskelse af det antal reservedele, der er nødvendigt for at opnå 
en passende redundans mellem tilgangsperioderne og den positive fejlvisning, 
hvoraf den reelle redundans vil fremgå; for instrumenteringen i kernebeholderen: 
en lettere håndtering ved formindskelse af antallet af elektriske ledere, der går gen­
nem reaktorlåget og zonen mellem den øvre kernedel og låget, og en forbedring af 
skelneevnen med hensyn til miljøinterferens; 
— for sensorer, der anvendes til uheldsovervågning, udbedringskontrol og skadevur­
dering: bredt måleområde, høj modstandsevne i »fjendtligt« miljø og godkendte 
kvalificeringsmetoder. 
Datamatiske signalbehandlingsteknikker og anvendelser 
Udvikling af signalbehandlingsteknikker til overvågnings-, inspektions-, kontrol- og 
beskyttelsesformål ved anvendelse på LMFBR-problemer af datamatiske og teknologi­
ske redskaber, som er fremmede for den nukleare industri, og validering af denne 
anvendelse i LMFBR-sammenhæng. Kvaliteten af de påregnede resultater skulle 
fremme en høj automationsgrad ved anvendelsen af disse signaler og fritage operatøren 
for at kontrollere mange data. 
Systemudformning 
Udvikling af udformningsprincipper, som afspejler de generelle tendenser med hensyn 
til kontrolfordeling, udvikling af mere avancerede kontrolstrukturer og forøgelse af kon­
trolniveauerne, og som er i overensstemmelse med følgende kriterier: bevislig pålidelig­
hed, sikkerhed, funktionshurtighed og forbedring af anlæggets udnyttelsesgrad. 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/39 
Aktiviteter 
2.1.1. Sensorforbedring 
Med hensyn til kernens instrumentering skønnes det hensigtsmæssigt at tage fire grup­
per af midler i brug for at øge sikkerheden og pålideligheden og lette håndteringen og 
placeringen: 
— udvikling af sensorer baseret på nye måleprincipper eller forskellige principper: nye 
strømnings-, temperatur- og tryksensorer; 
— yderligere forbedring af strålingsdiskriminationen i neutronflux-sensorer, forbed­
ring af de tynde hylstre, som beskytter termoelementer, deformationstransducere 
eller akustiske detektorer for natrium; 
— samling af måleinstrumenterne i en enkelt, let håndterlig sonde; 
— undersøgelse af de praktiske muligheder for at anvende magnetisk udstyr, ultralyd­
udstyr eller trådløst udstyr til transmission til en mere tilgængeligt anbragt modta­
ger af oplysninger fra en primærsensor, som eventuelt er monteret på en underen­
hed eller et utilgængeligt sted. 
2.1.2. Datamatiske signalbehandlingsteknikker og anvendelser 
Formålet et at opnå flere oplysninger fra de eksisterende sensorer. Generelt vil vægten 
ligge på sådanne teknikker som modelidentificering og smidig kontrol i det øjemed at 
påvise deres anvendelighed på LMFBR: 
— analyse af termisk og akustisk støj hidrørende fra f.eks. kogning eller løsrevne ele­
menter; 
— forbedring af skelnen mellem reelle og tilsyneladende fejl ved akustisk kontrol 
eller hvirvelstrømskontrol; 
— automation af brændselshavarilokalisering ved anvendelse af detektorer baseret på 
forsinkede neutroner og andre disponible oplysninger; 
— reaktivitetsbalance og kontrol med underenheders tilstand. 
Programmet omfatter forsknings-, udviklings- og demonstrationsaktiviteter indtil proto­
typestadiet. 
Der vil blive taget hensyn til de erfaringer, der tidligere er opnået i de eksisterende for­
søgsanlæg. 
2.1.3. Systemudformning 
— Lokaldatanet. 
Ved anvendelse af interne net kan der opnås kabel- og pladsbesparelser og ske en 
forøgelse af kapaciteten og mulighederne for en meget smidig udvælgelse af signa­
ler til korrelationsformål. 
Det foreslås at anvende følgende gradvise fremgangsmåde for at bringe et eksperi­
mentalsystem frem til demonstrationsstadiet, som dog ikke er indbefattet. 
— Analyse af netpålidelighedskompromis'er; fejltolerance baseret på redundans, fejl­
diagnose og automatisk rekonfiguration; fail-safe systemer; tilgangsforsinkelser og 
transmissionstid for meddelelser: vedligeholdsegnethed, plads og omkostninger. 
— Vurdering af, hvilken type signaler der skal indgå i nettet, under hensyntagen 
til omfanget af den primære behandling og nødvendigheden af krydskorrela­
tion. 
— Vurdering af de miljøbestemte grænser for anvendelse af lysledere. 
Nr. C 250/40 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
— Opbygning af et eksperimentalnet med tre knudepunkter til vurdering af ydel­
sen ved anvendelse af eksisterende kommunikationsforsøgsfaciliteter. 
— Overvågnings- og kontrolsystem baseret på integreret mikrodatamat. 
Inden den detaljerede specifikation og opbygningen af et integreret eksperimentalsy­
stem til kerneovervågning vil der blive gennemført en række sammenlignings- og opti-
meringsforsøg med henblik på at vurdere den relative ydelse af de forskellige teknikker, 
der foreslås anvendt i et integreret system, og begrunde, at de medtages i systemet. 
Med henblik herpå må der opnås enighed om fastlæggelse af et sæt forsøgsdata til simu­
lering af udviklingen af en underenhedsfejl. 
Til det integrerede eksperimentalsystem for kerneovervågning vil der blive anvendt 
resultater fra alle de øvrige aktiviteter og det tidligere nævnte arbejde vedrørende data­
kommunikation. Systemet vil omfatte en for en hurtig reaktor velegnet uddatagenere­
rings- og -aflæsningsenhed. Systemet skal afprøves ved hjælp af simulerede forsøgssig-
naler og data hidrørende fra rigtige reaktorer. Det skulle være muligt at foretage de 
nødvendige tilpasninger, således at systemet kan fødes med signaler fra en reaktor. 
Fællesskabets bidrag 
3 mio ECU. 
2.2. ANALYSE AF ANLÆGGETS TRANSIENTER (DRIFTSSIKKERHED) (jf-
punkt l.B.2.3 i handlingsprogrammet) 
Formål 
Et nøjagtigt kendskab til parametrene i forbindelse med transiente fænomeners opståen 
og forløb er en vigtig forudsætning, når man skal undersøge risikoen for, at det transi­
ente forløb udvikler sig til en forstyrrelse, og når man skal vurdere virkningerne af det 
transiente forløb på de berørte strukturer: f.eks. giver en nøjagtig vurdering af tempera­
tursvingningerne i en specifik del af anlægget korrekte inddata, som gør det muligt at 
vurdere denne parameters virkninger på de berørte komponenters strukturintegritet. 
De moderate ressourcer, der afsættes til dette projekt, giver kun mulighed for at under­
søge en begrænset del af et emne, som potentielt er ret vidtrækkende, hvis man tager 
hensyn til anlæggets kompleksitet og den tilbagekobling, hver enkelt del af anlægget, 
kontrolsystemet inklusive, udøver på de andre dele. 
Hovedformålet er derfor at undersøge den transiente termohydraulik for enkelte nøgle­
komponenter, såsom: store tanke, rørsystemer og varmevekslere. Hvad sidstnævnte 
angår, er beregningen af de temperatur- og hastighedsfordelinger, der ledsager de transi­
ente forløb under drift (f.eks. igangsætning, standsning og belastningsvariationer), base­
ret på hypoteser, ifølge hvilke disse strukturer ofte tillægges urealistisk høje termiske 
belastninger. 
Det er derfor nødvendigt at forbedre de eksisterende koder og validere dem i lyset af 
forsøgsresultater. 
Man vil også gå i gang med forbedring af de eksisterende modulkoder til simulering af 
opførslen i anlæg, der omfatter en natriumkølet pool-reaktor eller loop-reaktor, efter ter-
mohydrauliske og effektmæssige forstyrrelser, især for de moduler, der svarer til oven­
nævnte nøglekomponenter. 
Aktiviteter 
Termohydrauliske fænomener i store tanke, rørsystemer og varmevekslere: 
19-9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/41 
— forbedring og udvikling af eksisterende koder for blanding og lagdeling i store 
beholderkamre, rørsystemer og fordelere og validering af disse koder; 
— indførelse af modeller af beholderkamre i dynamiske anlægskoder; 
— teoretisk og eksperimentel undersøgelse af problemer vedrørende termisk stripping; 
— forbedring af eksisterende modulkoder til analyse af transiente fænomener. 
. Fællesskabets bidrag 
l,7mioECU. 
2.3. KOMPONENTERS OG STRUKTURERS INTEGRITET (j{. punkt l.B.2.2 i hand­
lingsprogrammet) 
Formål 
Strukturernes integritet under normale driftsforhold og under fejlforhold er et vigtigt led 
i reaktorsikkerheden. Strukturintegritet skal kunne påregnes i tilstrækkeligt lange 
perioder under normale driftsforhold og et klart defineret sæt af fejlforhold. 
For så vidt angår hurtige formeringsreaktorer kølet med flydende metal, drejer dette for­
slag sig om de komponenter og strukturer, der er eller kan komme i kontakt med det 
flydende metal, dets dampe eller kappegasser. 
Kombinationen af et lavt driftstryk og kølemidlets høje varmeledningsevne medfører 
ofte, at der i hurtige reaktorer avendes strukturer og komponenter, som har tynde vægge 
og er relativt smidige; desuden er brugen af austenitstål langt mere udbredt, end det er 
tilfældet for letvandsreaktorer, og driftstemperaturerne er også højere end i sidstnævnte 
reaktorer. I forbindelse med konstruktion, beregningskoder og ikke-destruktive kontrol­
metoder må der derfor tages hensyn til fænomener og materialeegenskaber, som der 
ikke altid foreligger tilstrækkelige eller passende erfaringer med fra konstruktion, byg­
ning og anvendelse af letvandsreaktor-komponenter. 
Selv om en betydelig del af forskningsindsatsen har været rettet mod materiale og struk­
turaspekter i forbindelse med LMFBR, er der endnu nogle områder, som må undersøges 
nærmere. 
Arbejdsgruppen vedrørende koder og normer under Koordineringsudvalget for hurtige 
Reaktorer har foretaget en systematisk sammenligning og vurdering af de forskrifter, 
konstruktionskoder, beregningskoder, materialespecifikationer og -data, der anvendes i 
medlemsstaterne og om muligt i tredjelande. Den har også foretaget en helhedsundersø-
gelse af det nuværende udviklingsstadium i Fællesskabet for ikke-destruktive kontrol­
metoder til anvendelse under driftsmæssige forhold i hurtige formeringsreaktorer kølet 
med flydende metal. Arbejdsgruppen har gjort så store fremskridt, at det er muligt at 
identificere forsøgsprogrammer, som effektivt vil kunne iværksættes som aktioner med 
omkostningsdeling. 
Ekspertgruppen CO NT (containment Loading and Response) under arbejdsgruppen 
vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed (SWG) har undersøgt, hvilke aktiviteter der for 
tiden er i gang med hensyn til dynamisk materialeopførsel og strukturkoder i forbin­
delse med alvorlige uheld. 
Det bør understreges, at samtlige aktiviteter, der foreslås under denne del af program­
met, forudsætter forsøg med store emner og/eller modelstrukturer, som kun kan gen­
nemføres ved hjælp af det specialiserede prøveudstyr i stor størrelse, der findes i med­
lemsstaterne. 
Den foreslåede forskning repræsenterer en betydelig udvidelse af det forskningspro­
gram, der i form af direkte aktion finansieret af Kommissionen gennemføres ved FFC, 
og som specielt tager sigte på krybningsfænomener, vekselvirkning krybning/udmat-
Nr. C 250/42 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
telse, brudmekanik, dynamisk materialeopførsel og strukturanalyse. Der forudses et 
nært samarbejde mellem FFC's specialister og de nationale laboratorier, der deltager i 
det nye program. 
I det følgende redegøres nærmere for formålet med og begrundelsen for de aktiviteter, 
der foreslås inden for rammerne af programmet med omkostningsdeling 1984— 1987. 
Materialeegenskaber, strukturanalyse og kodevalidering 
— Konstitutiv modellering inden for uelastiske deformationers område. 
Ved konstruktion af hurtige reaktorer er der behov for et stort antal uelastiske ana­
lyser, der gør det muligt at forudsige opførslen af strukturer med kompleks form 
som fungerer ved høj temperatur og under betydelige cykliske belastninger. 
De matematiske beskrivelser af materialernes opførsel (konstitutive ligninger) og 
deres anvendelsesprocedure udgør grundlaget for metoden til analyse af uelastiske 
deformationer. Selv om der er gennemført mange undersøgelser vedrørende de 
konstitutive ligninger, er disse ikke blevet fuldt efterprøvet på modelplan som følge 
af den betydelige kompleksitet, der karakteriserer materialernes opførsel ved høj 
temperatur. 
— Forudsigelse af driftslevetiden. 
Komponenters opførsel ved høje temperaturer påvirkes i betydelig grad af det hid­
tidige driftsforløb og initialspændingsfordelingen. Til konstruktion skal der bruges 
dyre beregningsmodeller, og de opnåede resultater er stærkt afhængige af de data, 
der anvendes for materialerne. Det er afgørende, at der opnås et nøjagtigt kendskab 
til, hvorledes komponenternes restlevetid kan forudsiges ved hjælp af et passende 
forsøgsprogram for mellemliggende materialeovervågning og tilsvarende beregnin­
ger. Dette vil bidrage til en korrekt vurdering af komponenternes sikkerhedsmargen 
under anvendelsen. Der er hidtil ikke blevet foretaget mere indgående efterprøvnin­
ger af, hvorvidt resultaterne af sådanne forsøg kan anvendes på emner eller kompo­
nenter (struktur, mekaniske egenskaber, revner, deformation, ikke-destruktiv prøv­
ning) i forbindelse med et program for overvågning af driftslevetiden, og det er 
vigtigt, at der sker en konstatering og validering af forholdet mellem disse resultater 
og beregningsprocedurerne. 
Det gælder især svejste samlinger. 
— Dynamisk analyse (for dette afsnit alene jf. punkt 1 .B.2.5) 
I tilfælde af interne eller eksterne begivenheder (f.eks. dampgeneratorhavarier, ker­
neuheld, jordrystelser) kan reaktorkomponenterne, og især tanken, rørsystemet og 
de bærende strukturer, blive udsat for betydelige mekaniske spændinger. Der Findes 
allerede avancerede datamatiske redskaber, men der bør sættes yderligere ind på at 
forbedre beskrivelsen af visse specifikke aspekter. 
Udbredelse af strukturfejl 
Set i forhold til den indsats, der er gjort for at undersøge strukturfænomener under kry­
betærskelen, har man hidtil kun beskæftiget sig meget lidt med udbredelsen af revner 
ved høj temperatur. 
For de LMFBR-komponenter, der fungerer ved høj temperatur, er revneudbredelse som 
følge af et krybningsfænomen eller under påvirkning af en kombineret krybnings/ 
udmattelsesmekanisme, såfremt komponenten udsættes for betydelige cykliske belast­
ninger, et vigtigt fænomen, som der må tages hensyn til for at opnå en sikker konstruk­
tion. 
Det er nødvendigt, at der gennemføres laboratorieforsøg med henblik på tilvejebringelse 
af revneudbredelsesdata for komponentmaterialet, men det er ikke tilstrækkeligt. For at 
vurdere komponenternes integritet må disse data også anvendes på en struktur af mere 
kompleks form, hvor spændingsmekanismen afviger betydeligt fra den ved laboratorie­
forsøgene. 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/43 
Aktiviteter 
2.3.1. Materialeegenskaber, strukturanalyse og kodevalidering 
— Konstitutiv modellering inden for uelastiske deformationers område. 
— Forbedring af de allerede udviklede konstitutive ligninger og anvendelse på 
reaktorstrukturanalyse under hensyntagen til de væsentlige materialeegenska­
ber og disses udvikling som funktion af tid, temperatur, belastninger og be­
stråling. 
— Validering af den udviklede analysemetode ved forsøg vedrørende former og 
materialer (herunder svejste samlinger), med anvendelse af belastningskombi-
nationer, som er repræsentative for hurtige reaktorers faktiske driftsforhold. 
FFC vil deltage i denne aktivitet under arbejdet med udvikling af konstitutive lig­
ninger (især for beskadigede materialer). 
— Forudsigelse af driftslevetiden 
Som referencetilfælde foreslås det f.eks. at vælge en komponent af rustfrit stål i pri­
mærkredsløbet eller sekundærkredsløbet (f.eks. en rørbøjning, der udsættes for høje 
spændinger) samt en ferritkomponent til dampgeneratorer (f.eks. rørsektioner). 
I begge tilfælde gennemføres følgende programmer: 
— krybningsforsøg med basismaterialer og svejste materialer efter langvarig var­
meeksponering og udmattelsesforsøg ved driftstemperaturer; 
— disse forsøg gennemføres både for en komponent, hvis geometri og dimensio­
ner er repræsentative, og for det tilsvarende emne anvendt i forbindelse med et 
karakteristisk program for overvågning af driftslevetiden; 
— bestemmelse af residual styrkeegenskaber efter udmattelse, krybning eller var­
meeksponering; 
— vurdering af komponenternes driftslevetid ved sammenholdelse af teoretiske 
værdier og værdier udledt af resultaterne af overnnævnte forsøg. 
— Dynamisk analyse (for dette afsnit alene jf. punkt 1 .B.2.5) 
— udvikling og forbedring af koder til brug ved konstruktion af store, tyndvæg­
gede tanke og rørsystemer, der fungerer under dynamiske belastninger (især 
med henblik på vekselvirkningen væske/strukturer og udbøjningsproblemer); 
— validering af ovennævnte koder ved forsøg: især med henblik på klarlæggelse 
af virkningerne af dynamiske fænomener på repræsentative strukturer og 
grænserne for disses belastningsevne. 
Koderne til vurdering af strukturopførsel under dynamisk belastning, dvs. også når der 
skal tages hensyn til vekselvirkningen væske/struktur, har i de seneste år nået et frem­
skredent udviklingsstadium. Der er imidlertid behov for videreudvikling af koder og 
valideringsforsøg på skalamodeller for at forbedre modelleringen af visse specifikke 
aspekter, såsom stød mod reaktorens låg som følge af HCDA, modellering af strukturer 
inde i tanken og beskrivelse af udbøjningsfænomener. 
Gennem COVA-programmet og inden for rammerne af de forskellige samarbejdsaktivi­
teter på internationalt plan bidrager FFC til fremme af udviklinger på dette område. 
Ligesom inden for andre aktivitetssektorer vil FFC spille en central rolle ved fastlæggel­
sen af forskningsretningslinjer, således at det sikres, at bestræbelserne supplerer hinan­
den. 
2.3.2. Udbredelse af strukturfejl 
— Residualspændingers og termiske spændingers indflydelse på dannelse og udbre­
delse af udmattelsesrevner i det elastiskplastiske område 
Nr. C 250/44 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19.9.83 
— undersøgelse of oprindelige årsager til revnedannelse (f.eks. svejsninger, ind­
kapslinger) og klassificering efter betydning; 
— undersøgelser og forsøg vedrørende komponenters eller strukturens udmattel-
sesresistens. 
— Udbredelse af udmattelsesrevner 
— undersøgelser og forsøg vedrørende udbredelse af revner gennem austenitstål-
rørs vægge under realistiske belastningsforhold. Vurdering af lækager gennem 
revner og deres indflydelse på rørstrukturintegriteten (lækage før brud som kri­
terium). 
— Forsøg med store emner og modelstrukturer, der er repræsentative for store svejste 
reaktorstrukturer, som har gennemgået karakteristiske reaktorbelastningsforløb, 
f.eks.: 
— biaksiale belastninger, kombinerede membran- og biaksialbelastninger, kombi­
nerede primære (mekaniske) og sekundære (termiske, residuelle) spændinger, 
cykliske belastninger. 
Fællesskabets bidrag 
7,7 mio ECU. 
2.4. SIKKERHEDSASPEKTER VED NATRIUMTEKNOLOGI (jf- punkt l.B.2.3 og 
l.B.2.6 i handlingsprogrammet) 
Formål 
Formålet med denne del af programmet er at undersøge de sikkerhedsmæssige aspekter 
ved anvendelsen af natrium som kølemiddel med henblik på fuld udnyttelse af dets 
gode kølemiddelegenskaber gennem en forbedret modellering af strømningen, særlig 
under fejlforhold, og videreudvikling af vurderingen af, hvilke konsekvenser det kan 
have, at der anvendes betydelige mængder natrium, som ved et uheld kan komme i kon­
takt med luft, vand og beton. 
Modellering af natrium-kølemidlets strømning (punkt 1 .B.2.3) 
De forsøg, der i perioden 1978-1980 blev gennemført med LMFBR-prototyper, har hen­
ledt opmærksomheden på varmebortledning ved naturlig konvektion og ført til udveks­
ling af synspunkter på internationalt plan om grænserne for denne proces' anvendelse. 
Det skønnes, at den meget betydelige sikkerhedsmargen kan udvides yderligere ved en 
bedre modellering af strømningen, navnlig for så vidt angår store beholderkamre og blo­
kerede brændselsunderenheder. 
De kogningsfænomener, der forekommer i en underenhed, kan i betydelig grad med­
virke til at fremme igangsætningen af den naturlige konvektion. De nye strømningsmo-
deller skal efterprøves eksperimentelt. 
Den påtænkte forskning forventes at resultere i udarbejdelse af en kode, der på gyldigt 
grundlag kan anvendes til udformning af LMFBR-kølesystemer, som er i overensstem­
melse med sikkerhedsnormerne. 
Det fælles Forskningscenter formodes at fortsætte arbejdet vedrørende kogningsfæno­
mener i underenheder med rekonstruktion af de forhold, hvorunder bortledning af 
varme ved fuld effekt og henfaldsvarme sker. 
Natriums reaktioner med luft, vand og beton (1 .B.2.6) 
En vurdering af de risici, der er forbundet med anvendelse af betydelige mængder 
natrium, forudsætter et tilfredsstillende kendskab til konsekvenserne af natriums kon­
takt med luft, vand og beton under meget alsidige driftsforhold. 
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/45 
Selv om der har været forsket i natriumbrande i nogen tid, findes der endnu ikke en 
generaliseret kode, som gør det muligt uden alt for stor konservatisme at beskrive de 
natriumpulverbrande og natriumpletbrande, der opstår i tanke af forskellige dimensio­
ner. I forberedelsen af eksperimentalprogrammet indgår der en generel beskrivelse af 
potentielle skader som følge af brand opstået ved, at natrium trænger ind i et luftfyldt 
rum i pulveriseret form eller i form af en stråle. De parametre, der skal tages hensyn til, 
er følgende: omgivelsestemperatur, tryk- og sammensætningskarakteristika, tank-geo­
metri, dispersionsgraden for natrium i stråleform eller pulveriseret form. 
I forbindelse med natrium/vand-reaktioner vil undersøgelsen navnlig dreje sig om at 
klarlægge, hvad det er, der sker, når natrium trænger ind i et vandbassin i et lukket luft­
fyldt rum, f.eks. det rum, der omgiver dampgeneratorerne i en LMFBR. Det er vigtigt at 
få klarlagt hydrogen/oxygen-blandingers opførsel, eksplosionsgrænserne og de reaktio­
ner, der opstår i gasformige blandinger, som er stærkt mættede med natriumoxidpartik-
ler (eller hydroxider), virkningen af det af reaktionsprodukterne fremkaldte tryk på 
natrium/vand-reaktionshastigheden og på hydrogenforholdet samt virkningerne af de 
globale variationer i natrium/vand-forholdene, bassinets geometri, reaktionszonens 
form og blandingsmodellen. 
Det resultat, der søges opnået, er en kode, som giver mulighed for at beskrive dette 
meget komplekse scenario på en måde, som er tilstrækkelig tilfredsstillende til, at man 
kan vurdere risiciene for strukturforringelse og natriumfrigørelse. 
Arbejdet vedrørende natrium/beton-reaktioner tager sigte på at klarlægge strukturpene-
trationsforholdene. Der vil blive gennemført en eksperimentel undersøgelse af ubeskyt­
tet beton og beton med en defekt beskyttelsesbeklædning af stål og udarbejdet en model 
på grundlag af betonens vandindhold, betontemperaturerne og temperaturerne i 
natrium-beskyttelsesbeklædningen samt trykket. 
Det i dette afsnit omhandlede arbejde vedrører udelukkende natrium, idet der ses bort 
fra natrium/brændsels-blandinger. En beskrivelse af aerosolopførslen efter en natrium­
brand indgår i afsnittet vedrørende fissionsprodukters vandring som følge af den rolle, 
aerosolet spiller som flokkuleringsmedium med hensyn til radioaktivitet. 
Aktiviteter 
2.4.1. Modellering af natrium-kølemidlets strømning (punkt 1 .B.2.3) 
— Forbedring af modelleringen af naturlig konvektion og natriumkogning under reak­
torstandsning. Der vil blive lagt særlig vægt på beskrivelse af varmeoverførslen 
mellem kerne og mellemvarmeveksler, temperaturfeltet i den øvre del af tanken 
samt det ydre varmedræns og mellemvarmevekslerens nyttevirkning; 
— validering af ovennævnte modeller; 
— validering af koder til beskrivelse af køling af normale, beskadigede og blokerede 
underenheder under følgende forhold: 
— let forceret strømning, 
— naturlig konvektion, 
når reaktoren er standset. 
Denne aktivitet forventes nøje samordnet med FFC's arbejde vedrørende natrium­
kogning. 
2.4.2. Natriums reaktion ved kontakt med luft, vand og beton (punkt 1 .B.2.6) 
— Eksperimentalundersøgelse og medellering af natriumbrande fremkaldt af natrium­
pulveriseringer eller-stråler; 
Nr. C 250/46 De Europæiske Fællesskabers Tidende 
— eksperimentalundersøgelse af natrium/vand/luft-reaktionerne i et lukket rum med 
henblik på udvidelse af arbejdet til at omfatte en undersøgelse af eksplosionsgræn-
serne for hydrogen/oxygen-blandingen ved tilstedeværelse af en tæt blanding af 
damp og natriumaerosoler; 
— udvikling af en endimensional global model; 
— eksperimentalundersøgelse og modellering af natriums reaktion ved tilstedeværelse 
af ubeskyttet beton og beton dækket af en defekt beskyttelsesbeklædning af stål. 
Fællesskabets bidrag 
3,8 mio ECU. 
2.5. REAKTORFORSØG TIL UNDERSØGELSE AF BRÆNDSLETS TRANSIENTE 
OPFØRSEL OG FÆNOMENER, DER OPTRÆDER EFTER UHELD Q'f. punkt 
l.B.2.3 og l.B.2.4 i handlingsprogrammet) 
Formål 
Brændslets transiente opførsel 
Kendskab til brændslets transiente opførsel er af afgørende betydning for klarlæggelse 
af brændselsforstyrrelser og påfølgende uheldsudvikling. Der findes adskillige koder til 
detaljeret beskrivelse af brændslets opførsel under normale driftsforhold, men koderne 
for brændslets transiente opførsel har endnu ikke nået samme avancerede niveau. Det 
skyldes navnlig, at brændslets opførsel inden forstyrrelsen er af mindre betydning for 
analysen af de hypotetiske uheld på grund af kernedislokering, som bestræbelserne over 
en længere periode i hovedsagen har været rettet mod. Idet der lægges stadig større vægt 
på en mere realistisk vurdering af uheld, opprioriteres de fænomener, der går forud for 
forstyrrelsen. 
Generelt set er de hidtil udviklede koder for brændslets transiente opførsel blevet vali­
deret ved udnyttelse af resultater fra forsøg, der er udført med pulserede reaktorer af 
typen CABRI eller TREAT. Størstedelen af disse forsøg simulerer relativt hurtige transi­
ente fænomener, der svarer til uheld ved strømningstab eller overeffekt, og som giver sig 
udslag i brændselsstav-forstyrrelser. Der er behov for yderligere forsøgsdata for lang­
sommere transiente fænomener. Det foreslås at gennemføre langsomme transiente over­
effekt-forløb i HFR-reaktoren i Petten, hvor der tidligere er gennemført tilsvarende 
forsøg med strømningstab. HFR-reaktoren er særlig velegnet til transiente forløb for 
enkeltstave med effekt-fordoblingstider på fra 1 til 10 sekunder. Reaktoren kan forud-
konditionere brændselsstavene i en vis tid ved nominel effekt, inden det transiente fæno­
men udiøses. 
Den til forsøgene nødvendige loop findes allerede. ECN, Petten, har også de faciliteter, 
der er nødvendige til gennemførelse af de efterbestrålingsundersøgelser, som denne type 
forsøg kræver. 
Ekspertgruppen »Whole Core Accident Codes» (WAC) (koder for uheld omfattende 
hele kernen) under arbejdsgruppen vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed (SWG) har 
understreget nødvendigheden af at forbedre modelleringen af brændselselementet. 
WAC-gruppen har også anbefalet videreudvikling af en af de eksisterende koder for 
brændselsopførsel, således at den kan komme til at indgå i den europæiske uheldskode 
(EAC), som for tiden er under udvikling ved ISPRA-anlægget. 
De første kontakter mellem medlemsstaterne har vist, at de forsøg, der forudses med 
HFR-reaktoren, er af generel interesse. Udvekslingen af synspunkter i arbejdsgruppen 
vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed har ført til samme konklusion. 
Fænomener, der optræder efter uheld 
Der forudses to typer reaktorforsøg: de drejer sig om henholdsvis tab af varmedræn ved 
henfaldsvarme-effekt og et lokalt underenhedsuheld. Disse forsøg tager i hovedsagen 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/47 " 
sigte på undersøgelse af materialeforskydningsfænomener og fragmenternes afkølings-
potentiel in situ. 
a) Tab af varmedræn 
Nylige risikoundersøgelser har vist, at det ikke er muligt helt at udelukke tab af var­
medræn efter en reaktorstandsning. Man kan forestille sig situationer — givne 
standsninger efter jordrystelser — hvor sandsynligheden for tab af varmedræn lig­
ger i størrelsesordenen 10-7/år. Det foreslås at gennemføre et forsøg til undersø­
gelse af kernens opførsel under sådanne forhold, især med henblik på materialefor­
skydning og brændsels-»komprimering» 
b) Lokalt underenhedsuheld 
Når der opstår et uheld med en underenhed, er materialernes bevægelse og gensi­
dige påvirkning afgørende for, om skaderne breder sig til nabounderenheder. 
Udbredelsen kan skyldes en mekanisk belastning af heksagonalrøret efter en tryk­
forøgelse forårsaget af en brændsels/kølemiddel-vekselvirkning og et termisk 
angreb. Det termiske angreb afhænger af en række fænomener, f.eks. isolering af 
heksagonalrørets væg med størknet brændsel og mulighederne for køling af det 
beskadigede brændselsknippe. 
De påtænkte forsøg drejer sig om brændselselementets smeltning, blokeringsdan-
nelser og smeltebadets opførsel. 
Aktiviteter 
2.5.1. Brændslets transiente opførsel (punkt 1 .B.2.3) 
Det forudses over en toårig periode at iværksætte følgende aktiviteter: 1. definition af et 
detaljeret forsøgsprogram til gennemførelse i HFR-reaktoren, som er mest velegnet til 
opfyldelse af medlemsstaternes behov i forbindelse med iværksættelse af et udviklings­
program for hurtige reaktorer, samt 2. gennemførelse af en første række forsøg. 
Erfaringerne fra programmets forberedelsesfase og den første række forsøgsresultater 
skulle kunne danne grundlag for en afgørelse om gennemførelse af et mere omfattende 
bestrålingsprogram i de efterfølgende år. 
2.5.2. Fænomener, der optræder efter uheld (punkt l.B.2.4) 
a) Tab af varmedræn 
Der forudses gennemført en simulering af et tab-af-varmedræn-uheld i et brænd­
selsknippe med 37 stave, med en formindskelse af kølemidlets strømning som 
udgangspunkt og en langsom brændselsstavnedsmeltning som afslutning. Indkaps­
lingernes forskydning og brændslets komprimering er af særlig betydning i smelt-
ningsfasen. 
Forudgående undersøgelser har vist, at BR2-reaktoren ved CEN i Mol er velegnet 
til sådanne forsøg. I denne reaktor er der tidligere gennemført forsøg med lokal 
blokering, som har været kronet med held (forsøg MOL 7 C). 
b) Lokalt underenhedsuheld 
Der forudses to forsøgsrækker, hvoraf den ene skal gennemføres med BR2-reakto-
ren og den anden med SCARABEE-reaktoren. 
Ved forsøgene i BR2-reaktoren vil man undersøge en fuldstændig uheldssekvens 
med en lokal blokeringsdannelse som udgangspunkt og frem til en underenheds 
smeltning, smeltebadsdannelse og termisk forplantning til naboenheder. Ud over 
de fænomenologiske aspekter skulle simuleringen af den generaliserede uheldsse-
\ 
Nr. C 250/48 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
kvens give oplysninger om uheldets udviklingsfase, som kan spille en væsentlig 
rolle ved vurderingen af mulighederne for opdagelse af et lokal uheld. Der påtæn­
kes gennemført forsøg med et enkelt brændselsstavknippe og derefter med to afsnit. 
af to brændselsknipper. 
Tilsvarende forsøg foreslås gennemført under SCARABEE-programmet og begræn­
set til undersøgelse af et smeltebads opførsel og dets afkølingsmuligheder. Betyd­
ningen af forsøg vedrørende et enkelt fænomen ligger i mulighederne for at opnå, 
at det bliver lettere at variere specifikke parametre (f.eks. U02, rustfrit stål, fissions-
produktforhold) og at videreudvikle måleudstyret. De to forsøg (BR2 og SCARA-
BEE) supplerer således hinanden. 
På baggrund af: 
— at den samlede gennemførelse af de foreslåede forsøg forudsætter, at der anvendes 
relativt store finansielle midler, 
— at de tekniske gennemførlighedsundersøgelser ikke er afsluttet for alle de påtænkte 
forsøg (BR2, SCARABEE delvis) 
foreslås der en forberedelsesfase på to år, i løbet af hvilken man med nationale eksper­
ters bistand kan klarlægge enkelthederne omkring gennemførelsen af forsøgene. Der vil 
i givet fald blive iværksat yderligere gennemførlighedsundersøgelser. 
I denne periode påtænkes SCARABEE-reaktoren anvendt til gennemførelse af to for­
søg, og HFR-reaktoren til en første forsøgsrække. 
Omkring slutningen af 1985 skal der tages stilling til endnu et SCARABEE-forsøg og 
videreførelse af HFR- og BR2-programmerne på grundlag af andet forberedelsesar­
bejde. 
Fællesskabets bidrag 
4,8 mio ECU. 
2.6. FISSIONSPRODUKTERS VANDRING (jf. punkt l.B.2.6. i handlingsprogrammet) 
Formål 
Denne del af programmet drejer sig om beskrivelse af radioaktive materialers fordeling 
efter et alvorligt uheld, vurdering af indeslutningen og udvikling af de kildebegreber, 
som er nødvendige til de koder, der anvendes ved beregning af eventuel påfølgende 
skade uden for anlægsområdet. Selv om der sjældendt opstår fare med hensyn til inde­
slutningen, forudsætter risikoanalysen realistiske kildebegreber. Udformningen af inde­
slutnings- og efteruheldsovervågningssystemer forudsætter realistiske interne fordelin­
ger. 
For at opnå en sådan realisme må man undgå overdreven konservatisme og tage hensyn 
til fænomener, som medvirker til at afdæmpe følgerne af et uheld, f.eks. de reduktioner 
af kemisk potential, som skyldes dannelse, absorption og opløsning af forbindelser, og 
den mobilitetsformindskelse, der skyldes aerosolkondensation og -agglomerering. Man 
må endvidere fra andre dele af programmet eller andetsteds i øvrigt hente realistiske 
temperaturer og beskrivelser af, hvordan og hvornår overbelastede fissionsproduktbarri-
erer svigter. På den anden side må ønsket om en mere mekanistisk fremgangsmåde i 
analysen af uheldskonsekvenser ikke forveksles med et krav om høj præcision. En 
væsentlig fare for indeslutningsuheld må fortsat høre til sjældenhederne. 
Arbejdsgruppen vedrørende sikkerhed (SWG) og undergruppen vedrørende indeslut­
ning (CONT) har siden 1978 undersøgt visse problemer i forbindelse med fissionspro-
dukters vandring og indeslutning og ladet iværksætte undersøgelser, som skulle danne 
grundlag for den videre fastlæggelse af deres arbejdsprogrammer. 
19. 9. 83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/49 
Det er på baggrund af disse undersøgelser, at vi fremhæver betydningen af tidsinterval­
ler, selv mindre, mellem påvirkning af indeslutningen og et eventuelt uheld. Udvælgel­
sen af aktiviteter forventes i øvrigt baseret på en pilotundersøgelse, hvorved omfanget af 
kemiske vekselvirkninger mellem fissionsprodukter og andre materialer i en LMFBR 
søges klarlagt. 
For at drage størst mulig nytte af den teknologiske viden, der er opnået i forbindelse 
med studiet af termiske reaktorer, må der i LMFBR-programmet nødvendigvis lægges 
vægt på aktiviteter, som hænger sammen med natriums tilstedeværelse som kølemiddel 
og natriumoxids tilstedeværelse som fissionsproduktbærer i sekundærindeslutningen. 
Vurdering af termokemiske grunddata, anvendelse af fasesammensætningsanalyse samt 
studium af de mere fundamentale aspekter af aerosolfysikken er almindelige aktiviteter. 
Med iværksættelsen af dette program sigtes der mod udvikling af en eller flere god­
kendte koder til beskrivelse af den teoretiske radioaktivitetsfordeling efter et alvorligt 
uheld samt et anbefalelsesværdigt sæt inddata og kildebegreber til analyse af et uhelds 
konsekvenser uden for anlægsområdet. 
Aktiviteter 
— Definition af et samlet sæt termodynamiske data for de materialer, der er til stede 
efter smeltning af en LMFBR-kerne ved HCDA, med henblik på beregning af fissi-
onsprodukternes frigørelseshastigheder og analyse af kompatibilitetsproblemer 
vedrørende smeltemasse og indeslutning. 
Denne aktivitet omfatter teoretisk analyse, eksperimentel efterprøvning af fasedia­
grammer og eksperimentel efterprøvning af fordampningshastigheder for stoffer, 
der er af strålingsmæssig betydning, og som indeholder f.eks. plutonium, højere 
aktinider, iod, caesium eller ruthenium. 
Derudover indebærer beskrivelsen af reaktionerne mellem de smeltede kernemate­
rialer og beton kendskab til reaktionshastighederne. 
Forsøgene med henblik på indsamling af ligevægtsdata vil omfatte visse kinetiske 
data for veldefinerede materialer. Der forudses dog også en vurdering af de eksiste­
rende data vedrørende uran/beton-reaktioner og supplerende forsøg vedrørende 
uran/plutonium-blandinger samt mere komplekse blandinger i det omfang, det 
skønnes nødvendigt. 
— Radioaktivitetsfordeling i en LMFBR-reaktors primærkredsløb under og efter et 
alvorligt kerneuheld. 
Dette arbejde omfatter fordelingen af aktivitet mellem brændsel, smeltematerialer 
(inkl. natrium) og gasfaser, såsom bobler og kappegasser. 
Det ønskede resultat er en model til beskrivelse af den hastighed, hvormed radioak­
tiviteten forlader primærkredsløbet gennem revner, der f.eks. kan opstå i lågets 
tykke og relativt komplekse struktur. Da visse lækage-veje kan være ret lange, kan 
det blive nødvendigt at tage hensyn til fordelingen af radioaktivitetstyperne i læka­
gen. 
Udviklingen af de eksisterende modeller vil blive fortsat, efterhånden som der bli­
ver flere forsøgsdata til rådighed. De aerosolkoder, der skal valideres (jf. nedenfor), 
skal tilpasses beskrivelsen af boblesystemer med bevægelige grænser. Der skal gen­
nemføres forsøg vedrørende overførsel af radioaktivitetstyper fra varme bobler til 
natrium efter sammenlignende undersøgelser med henblik på samordning med de i 
medlemsstaterne igangværende aktiviteter. 
— Radioaktivitetsfordeling i sekundærindeslutningen. 
Arbejdet koncentreres om aerosoler, som er de vigtigste radioaktivitetsbærere, og 
om vurdering af temperatur- og trykvariationer under uheld. 
Nr. C 250/50 De Europæiske Fællesskabers Tidende 19. 9. 83 
En nærmere klarlæggelse af temperatur- og trykvariationerne forudsætter yderligere 
modellering af natriumbrande (jf. programdelen »Sikkerhedsaspekter ved natrium­
teknologi«) og efterfølgende varmeoverførsel til de disponible varmedræn. Oven­
nævnte programdel omfatter eksperimentel efterprøvning af kinetiske koder for 
natriumbrande. Ved flere af disse forsøg vil der blive tilvejebragt data, som kan 
anvendes til efterprøvning af de aerosolkoder, medlemsstaterne allerede er begyndt 
at udvikle. 
Den fremtidige udvikling af aerosolkoder forventes at omfatte: 
— udarbejdelse af moduler til beskrivelse af hypertætte aerosoler, 
— dæmpningsfænomener, der opstår i lækagevejene, 
— fornyet undersøgelse af de fundamentale ligninger, der indgår i beskrivelsen af 
agglomerering, tyngdefældning og partikelform, 
— eventuel videreførelse af forsøgene med henblik på efterprøvning af, hvorvidt 
modelleringen af aerosolsammensætningsændringer som følge af kildesam-
mensætningsændringer er korrekt, når der har været mulighed for at foretage 
en kritisk analyse af det seneste arbejde på dette område. 
LMFBR-aerosolkoderne har meget til fælles med de koder, der anvendes til 
analyse af LWR-uheld. 
— Vurdering af LMFBR-indeslutninger. 
Denne aktivitet kombinerer resultaterne af ovennævnte aktiviteter med en beskri­
velse af indeslutningsstrukturer, lukninger, materialer og luftrensningssystemer, 
hvorved det bliver muligt at tilvejebringe de kildebegreber, der er nødvendige til 
vurdering af skade uden for anlægsområdet. 
De scenarier, der skal tages i betragtning, omfatter svigt af indeslutningssystemer 
og om nødvendigt strukturer. 
Fællesskabets bidrag 
2,9 mio ECU. 
2.7. SMELTEDE MATERIALERS BEVÆGELSE OG VEKSELVIRKNING (jf- punkt 
l.B.2.4 i handlingsprogrammet) 
Formål 
Når LMFBR-uheld medfører alvorlige brændselsbeskadigelser, påvirker smeltemateria­
lernes bevægelse og vekselvirkninger med kølemidler og reaktorstrukturerne i væsentlig 
grad den senere uheldsudvikling. Sker det f.eks., at tilstrækkelige mængder smeltet 
brændselsmateriale udstødes fra kerneområdet under et alvorligt uheld, kan reaktoref­
fekten reduceres til nulpunktet, inden større kernedele bliver berørt. Føres på den anden 
side fissile materialer ind i kerneområder med et højere reaktivitetsniveau, kan reaktor­
effekten blive forøget i en sådan grad, at hele kernen berøres, hvilket eventuelt kan med­
føre dens desintegration. Det bør bemærkes, at disse scenarier er baseret på den hypo­
tese, at nødstopsystemerne er uvirksomme, hvorfor de får en meget lav sandsynligheds-
grad. 
Det følger heraf, at der i alle faser af et uheld, som medfører alvorlig brændselsbeskadi-
gelse, må tages hensyn til materialebevægelserne. På grund af de mange, relativt kom­
plekse medvirkende fænomener er der behov for en ret avanceret matematisk modelle-
19.9.83 De Europæiske Fællesskabers Tidende Nr. C 250/51 
ring. Udveksling af energi, masse og moment mellem de forskellige komponenter (stål, 
brændsel, kølemiddel, fissionsprodukter) samt faser (fast, flydende, gasformig) er af 
afgørende betydning. Disse faktorer har f.eks. indflydelse på den termiske energis 
omdannelse til mekanisk energi, som igen er afgørende for kerne- og indeslutningsstruk-
turernes belastning og eventuelle svigt. Smeltematerialers angreb på kernestrukturerne 
er en anden mulig faktor, der kan være medvirkende til struktursvigt. 
I de indledende uheldsfaser er sådanne fænomener som smeltematerialers størkning af 
betydning, for så vidt som de blokeringer, der danner sig, medvirker til at reducere eller 
standse udtømningen af brændselsmaterialer fra kernen til beholderkammeret. 
Selv om der både i medlemsstaterne og USA gøres en stor indsats med hensyn til 
modellering af smeltematerialers bevægelse og vekselvirkning, har de hidtidige resulta­
ter ikke været præget af en fuldt tilfredsstillende »realisme«. Generelt set går man ud fra 
»konservative« hypoteser, som medfører meget store frigørelser af mekanisk energi ved 
uheld med strømningstab og transient overeffekt. Disse meget store energifrigørelser 
betragtes nu som fysisk umulige. 
En mere realistisk beskrivelse af disse fænomener, som er hovedmålet for den foreslå­
ede forskning, vil give mulighed for at gøre op med en overdreven konservatisme. 
Ud over at en fællesskabsaktion vil være et direkte bidrag til forskningen på dette 
område, vil den også kunne fremme en harmonisering af de igangværende bestræbelser 
og stimulere udvekslingen af information mellem de lande, der har arbejde i gang på 
dette område. 
FFC's nuværende arbejde samt aktiviteterne under det kommende flerårige program 
vedrørende udvikling af EAC, forbedring og validering af SIMMER-koden, FCI, plug-
ging- og frysningsfænomener og bortledning af varme efter uheld udgør et værdifuldt 
grundlag for en mere omfattende fællesskabsaktion. 
Ekspertgrupperne WAC (Whole Core Accident Codes) og CONT (Containment Loa-
ding and Response) under arbejdsgruppen vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed 
(SWG) har begge på nært hold fulgt de igangværende programmer på det beskrevne 
område og fremsat forslag til fremtidige aktiviteter. 
Aktiviteter 
— Definition af et samlet sæt termofysiske og termomekaniske data for materialer, der 
er relevante for analysen af alvorlige uheld. 
— Udvikling og validering af koder til behandling af multifase- og multikompo­
nentfænomener. 
— Eksperimentel undersøgelse af specifikke problemer i forbindelse med smeltemate­
rialer, f.eks. udstødning fra kernen, vekselvirkning med reaktorstrukturer. 
Fællesskabets bidrag 
6 mio ECU.