Nr. C 250/6 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
Vorschlag für einen Beschluß des Rates zur Annahme eines Forschungsprogramms über 
die Reaktorsicherheit 
(Von der Kommission dem Rat vorgelegt am 17. Juni 1983) 
DER RAT DER EUROPÄISCHEN 
GEMEINSCHAFTEN — 
gestützt auf den Vertrag zur Gründung der Europä­
ischen Atomgemeinschaft, insbesondere auf Arti­
kel 7, 
auf Vorschlag der Kommission, vorgelegt nach 
Anhörung des Ausschusses für Wissenschaft und 
Technik, 
nach Stellungnahme des Europäischen Parlaments, Aktionsprogramm zur Entwicklung der Kernspal­
tungsenergie angestrebt werden. 
Der Rat hat mit Beschluß ... ein Forschungspro­
gramm der direkten Aktion über die Reaktorsicher­
heit angenommen. 
Es erscheint zweckmäßig, das Programm der direk­
ten Aktion über die Reaktorsicherheit durch ein 
Aktionsprogramm mit Kostenteilung zu ergänzen, 
das sich auf die Sachkenntnisse und Anlagen der 
Mitgliedstaaten abstützt — 
nach Stellungnahme des Wirtschafts- und Sozialaus­
schusses, 
in Erwägung nachstehender Gründe: 
Der Rat hat am 22. Juli 1975 eine Entschließung 
über die technologischen Probleme der Sicherheit 
bei der Kernenergie angenommen. BESCHLIESST: 
Artikel 1 
Das im Anhang beschriebene Forschungsprogramm 
über die Reaktorsicherheit wird für einen am 
1. Januar 1984 beginnenden Zeitraum von vier Jah­
ren angenommen. 
Der Rat am 18. Februar 1980 eine Entschließung 
betreffend Schnelle Brüter angenommen. 
Der Rat hat mit Beschluß ... die Verwaltungs- und 
Koordinierungsstrukturen und -verfahren der For-
schungs-, Entwicklungs- und Demonstrationstätig­
keiten der Gemeinschaft genehmigt. 
Der Rat hat mit Beschluß ... ein Rahmenpro­
gramm für eine europäische Strategie auf dem 
Gebiet der Wissenschaft und Technik angenommen. 
Die Kommission hat dem Rat ein Aktionsprogramm 
zur Entwicklung der Kernspaltungsenergie übermit­
telt. Artikel 2 
Der für die Durchführung dieses Programms erfor­
derliche Betrag wird auf 81 300 000 ECU und das 
erforderliche Personal auf 17 Bedienstete veran­
schlagt. 
Artikel 3 
Das im Anhang festgelegte Programm kann am 
Ende des dritten Jahres gemäß geeigneter Verfahren 
überprüft werden. 
Artikel 4 
Die Durchführung von Forschungsprogrammen im 
Bereich der nuklearen Sicherheit ist eines der wich­
tigsten Mittel, über das die Kommission verfügt, um 
einen Beitrag zur gefahrlosen Erzeugung von Kern­
energie und zum Schutz der Arbeitnehmer, der 
Bevölkerung und der Umwelt zu leisten; sie 
erstreckt sich auf die spezifischen Optionen und 
Ziele, die durch das Rahmenprogramm und das Bei der Durchführung des Programms wird die 
Kommission vom Beratenden Verwaltungs- und 
Koordinierungsausschuß „Kernspaltung" unter­
stützt, dessen Aufgabe und Zusammensetzung mit 
Beschluß ... [über die Verwaltungs- und Koordinie­
rungsstrukturen und -verfahren der Forschungs-, 
Entwicklungs- und Demonstrationstätigkeiten der 
Gemeinschaft] festgelegt wurden. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/7 
ANLAGE 
FORSCHUNGSPROGRAMM MIT KOSTENTEILUNG ÜBER DIE 
REAKTORSICHERHEIT 
Das Programm umfaßt theoretische und experimentelle Forschungsarbeiten, die in Zusammenar­
beit durchzuführen sind, über die Verhütung von Störfällen, die detaillierte Beschreibung von 
Störfällen und ihren Folgen sowie die Methodologien, die für die probabilistische Risikoabschät­
zung verwendet werden. 
Das Programm umfaßt zwei Bereiche: 
a) einen Bereich, der sich mit der Sicherheit von Leichtwasserreaktoren befaßt und in dem die 
nachstehenden spezifischen Punkte untersucht werden sollen: 
— menschliche Faktoren und Wechselbeziehungen Mensch — Maschine, 
— Schutz von kerntechnischen Anlagen gegen Gaswolkenexplosionen, 
— mechanische und Werkstoffprobleme, die in Stahlkomponenten von Leichtwasserreak­
toren auftreten, 
— Thermohydraulik und schwere Brennstoffschäden bei Kühlmittelverlustunfällen im Pri­
märkreis, 
— Probleme der Verteilung, der Verbrennung und der Kontrolle des bei einem Störfall 
erzeugten Wasserstoffs, 
— Spaltprodukt-Quellterm bei schweren Störfallsituationen, 
— Ausbreitung von Spaltprodukten in der Luft nach einem Störfall, 
— Methodologien für die probabilistische Risikoabschätzung; 
b) einen Bereich, der sich mit der Sicherheit von natriumgekühlten schnellen Reaktoren befaßt 
und in dem die nachstehenden spezifischen Punkte untersucht werden sollen: 
— Instrumentierung, Regel- und Schutzsysteme, 
— Analyse der Transienten, 
— Integrität der Komponenten und Strukturen, 
— Sicherheitsaspekte der Natriumtechnologie, 
— transientes Brennstoffverhalten und Phänomene nach einem Brennstoffversagen (reak­
torinterne Versuche), 
— Transport von Spaltprodukten bei schweren Störfällen, 
— Bewegung und Wechselwirkung geschmolzener Materialien bei schweren Störfällen. 
Das Programm wird im Vertragswege durchgeführt. 
Nr. C 250/8 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
VORSCHLAG FÜR EIN FORSCHUNGSPROGRAMM MIT KOSTENTEILUNG 
REAKTORSICHERHEIT 
(Technischer Anhang) 
TEIL 1 
1. VORSCHLAG FÜR EIN FORSCHUNGSPROGRAMM MIT 
KOSTENTEILUNG 
„SICHERHEIT VON LEICHTWASSERREAKTOREN" (1984—1987) 
EINLEITUNG 
Die Leichtwasser-Kernkraftwerke haben bereits seit Anfang der 70er Jahre den Stand der indu­
striellen und kommerziellen Reife erreicht. Gegenwärtig sind in der Welt über 200 Kraftwerke 
dieses Typs in Betrieb und über 130 befinden sich im Bau. In den Ländern der Gemeinschaft 
sind etwa 40 Kraftwerke in Betrieb und etwa 30 im Bau mit einer installierten Nettoleistung von 
40 000 bzw. von 37 000 MW elektrisch. Die Durchführung der Ausrüstungsprogramme ging von 
Anfang an mit umfangreichen Forschungsprogrammen über die Sicherheit einher. Wenn auch 
gesagt werden kann, daß die vorhandenen Kraftwerke unter zufriedenstellenden Sicherheitsbe­
dingungen betrieben werden, muß doch eingeräumt werden, daß die diesbezüglichen For­
schungsprogramme fortgeführt werden müssen, und zwar aus mehreren Gründen: Die Ergebnisse 
dieser Programme sind für die Hersteller und die Betreiber der Kraftwerke erforderlich, damit sie 
den Grad des Schutzes nicht nur der Arbeitnehmer, der Bevölkerung und der Umwelt, sondern 
auch der Einrichtungen durch geeignete Verhütungs- und Schutzmaßnahmen verbessern können. 
Diese Programme zielen auf eine Verbesserung der Kenntnisse und der signifikantesten Erschei­
nungen ab und ermöglichen somit eine Bewertung und Quantifizierung der Sicherheitsmargen im 
Zusammenhang mit der Auslegung und dem Betrieb der im Bau befindlichen oder im Dienst ste­
henden Anlagen. Die Ergebnisse der Sicherheitsforschung sind unerläßlich für die für die Geneh­
migungen und die Überwachung zuständigen Stellen, damit sie die Betriebsgrenzen der Anlagen 
besser definieren und die bei Störfällen zu ergreifenden Maßnahmen festlegen können. Im 
gegenwärtigen politisch-sozialen Kontext spielen die Forschungsarbeiten über die Sicherheit eine 
wichtige Rolle bei der Akzeptanz der Kernkraft durch die Öffentlichkeit, da sie eine realistischere 
Bewertung der Risiken im Zusammenhang mit der Erzeugung von Atomstrom und ihre Gegen­
überstellung mit den Gefahren ermöglichen, die anderen industriellen Prozessen innewohnen. 
Schließlich sind die Forschungsarbeiten über die Sicherheit eine notwendige Unterstützung für 
ein gemeinschaftliches Vorgehen im Bereich der Sicherheitskriterien und -normen für die mit 
Leichtwasserreaktoren bestückten Kraftwerke. 
Die in der Gemeinschaft und in den Industrieländern, die Leichtwasserbaureihen entwickeln, 
insbesondere in den Vereinigten Staaten, durchgeführten Forschungsarbeiten haben in den letz­
ten Jahren eine tiefgreifende Entwicklung erfahren. Der Unfall von 1979 im amerikanischen 
Kraftwerk TMI-2 hat die Bedeutung der Rolle und des Verhaltens der Betreiber unter Störfallbe­
dingungen und der Ereignisabläufe aufgezeigt, die zu schweren Schäden an den Brennelementen 
führen können. 
Bei besserem Bekanntwerden der Probleme der üblichen Störfälle — wie sie bei der Auslegung 
der Reaktoren berücksichtigt werden — hat man sich auf die Untersuchung der anomalen Ereig­
nisse, die ungeachtet ihres Umfangs den normalen Betrieb der Anlagen stören, sowie auf die 
Untersuchung der sehr viel schwerwiegenderen und unwahrscheinlichen Unfälle konzentriert. 
Diese Tendenzen schlagen sich im nachstehenden Programmvorschlag nieder. 
Die Forschung in der Gemeinschaft über die Sicherheit der Leichtwasserreaktoren 
Was die technologischen Probleme der nuklearen Sicherheit betrifft, so wurden die Forschungstä­
tigkeiten auf gemeinschaftlicher Ebene im Rahmen des Mehrjahresprogramms der Gemeinsamen 
Forschungsstelle durchgeführt, dessen wichtigster Teil seit 1973 die Reaktorsicherheit ist. Das 
laufende Programm (1980—1983) verfügt über einen Haushalt von 172 Millionen ECU und über 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/9 
einen Personalbestand von 716 Personen, wovon über die Hälfte auf die Baureihe der Leichtwas­
serreaktoren entfällt. Das Programm umfaßt theoretische und experimentelle Tätigkeiten zur 
Analyse der Störfälle und ihrer Folgen und im Hinblick auf die Verbesserung der Methodik und 
des erforderlichen Instrumentariums zur Störfallverhütung. Beträchtliche Bemühungen werden 
für die Entwicklung und die Anwendung neuer und fortgeschrittener Methoden aufgewendet, um 
die Unsicherheiten der probabilistischen Risikobewertung zu verringern. 
Die analytischen und experimentellen Tätigkeiten sind in erster Linie auf die Untersuchung der 
vorherrschenden physikalischen Erscheinungen bei den Kühlmittelverlustunfällen und ganz 
generell bei den Transientenerscheinungen ausgerichtet, die zu schweren Schäden am Reaktor­
kern führen. Ziel dieser Untersuchungen ist es, die Sicherheitscodes zu verbessern und zu validie­
ren und nach Möglichkeit neue Informationen zu erarbeiten, um die wirksamsten Betriebs- und 
Notstandsverfahren zu erstellen. 
In diesem Bereich werden gegenwärtig zwei umfassende Projekte durchgeführt: die reaktor­
externe Anlage LOBI und die reaktorinterne Anlage SUPER-SARA: 
Die wichtigsten Ziele von LOBI sind: 
— Durchführung von Experimenten mit Kühlmittelverlust durch Simulierung von Rohrbrüchen 
unterschiedlicher Rißgröße an drei verschiedenen möglichen Punkten des defekten Kreis­
laufs von LOBI, um den Einfluß des thermohydraulischen Verhaltens der Einzelbauteile des 
Primärsystems bei einem Kühlmittelverlustunfall zu untersuchen (Druckabbauphase); dabei 
werden alle signifikanten thermohydraulischen Größen gemessen, insbesondere die Werte 
betreffend die Kühlung des Reaktorkerns. 
— Anwendung der experimentellen Ergebnisse auf die Validierung zur Verbesserung der 
Rechencodes für den Druckabbau und der damit zusammenhängenden Theorien im Hin­
blick auf die Analyse der Sicherheit von Leichtwasserreaktoren. 
Das Versuchsprogramm SUPER-SARA bestand in einer Reihe von reaktorinternen Experimenten 
(im Reaktor ESSOR); diese Experimente wurden 1980 auf internationaler Grundlage neu festge­
legt. Während der Jahre 1980—1982 wurden der Bau des Kreislaufs, die Vorbereitung der experi­
mentellen Versuche und die Erörterung des technischen Inhalts der einzelnen Programmphasen 
mit den Sachverständigen und den nationalen Delegationen fortgeführt. 
Diese Tätigkeiten werden durch zwei weitere Projekte ergänzt: 
— Das Projekt „Unversehrtheit des Primärsystems", das in erster Linie die Entwicklung von 
Verfahren und Rechenmethoden für die Aufzeigung von Fehlern in den Strukturen und für 
eine zuverlässige Vorhersage der Lebensdauer der Strukturen und Komponenten des Reak­
tors umfaßt. Unter diesen Teilen ist der Reaktorbehälter zweifellos das wichtigste Element, 
und die Auswahl der Parameter und Grenzbedingungen für die experimentellen Versuche 
und die Berechnungen trägt dieser Tatsache Rechnung. Die GFS spielt bei der Durchfüh­
rung des internationalen Programms für die Inspektion dickwandiger Bleche und Stutzen 
(PISC), das unter Federführung von CSNI durchgeführt wird, die Rolle eines Koordinators. 
Außerdem arbeitet die GFS ein neues Versuchsprogramm über einen Reaktorbehälter im 
Maßstab 1 : 5 aus. Im Rahmen dieses Programms soll ein systematisches Angehen des Pro­
blems der Inspektion erarbeitet werden. 
— Das Projekt Zuverlässigkeit und Risikobewertung mit den beiden Haupttätigkeiten — die 
untereinander eng verbunden sind — Analyse der Unfallfolgen und europäisches Zuverläs-
sigkeits-Datensystem (ERDS). Die Analyse der Unfallfolgen zielt ab auf die Identifizierung 
und die Modellerstellung der Kategorien von Unfallserien vor und nach dem Auslegungs­
störfall und unter besonderer Berücksichtigung des zeitlichen Ablaufs der Ereignisse und der 
Schnittstelle Mensch/System. 
Hauptziel von ERDS ist die Errichtung eines zentralisierten Systems von Datenbanken, das 
die erforderlichen Angaben über die Risikoabschätzung für Leichtwasserreaktoren liefert. 
Diese Datenbank oder zumindest einige Teile davon können demnächst den Betrieb aufneh­
men. Die Daten werden von verschiedenen einzelstaatlichen Stellen geliefert; wichtigstes 
Ziel ist gegenwärtig die Durchführung einer systematischen Analyse dieser Daten. 
1979 wurde für den Zeitraum 1979—1983 ein bescheidenes Forschungsprogramm im Kostentei­
lungsweg beschlossen. Dieses Programm über die „Sicherheit thermischer Leichtwasserreakto­
ren" verfügte über einen Haushalt von 6,3 Millionen ECU. Im Rahmen dieses Programms konn­
ten theoretisch 50 %, in der Praxis jedoch angesichts der Beschränkungen des Haushalts nur 37 % 
der von den nationalen Stellen oder Laboratorien der Mitgliedstaaten zu den nachstehenden drei 
Themen durchgeführten Forschungsarbeiten finanziert werden: 
Nr. C 250/10 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
— Untersuchungen über separate Wirkungen im Zusammenhang mit einem Verlust an Primär­
kühlmittel, insbesondere während der Phase der Wiederbenetzung — Neuflutung des Reak­
torkerns (Bereich A). 
— Untersuchungen über den Schutz der kerntechnischen Anlagen gegen Gaswolkenexplosio­
nen (Bereich B). 
— Untersuchungen über die atmosphärische Ausbreitung der infolge eines Unfalls freigesetzten 
radioaktiven Stoffe (Bereich C). 
Dieses Programm wird gegenwärtig durchgeführt und soll Ende 1983 abgeschlossen sein. Es ist 
bereits jetzt abzusehen, daß die Ergebnisse — die für die drei behandelten Themen veröffentlicht 
werden — bedeutende wissenschaftliche Erkenntnisse für die Gemeinschaft darstellen. 
Die Kommission beabsichtigt, ihre zentrale Rolle im Bereich der nuklearen Sicherheit im Rah­
men von zwei ihr zugänglichen Aktionstypen fortzuführen und zu verstärken: direkte Aktion in 
den Laboratorien der GFA und Kostenteilungsaktion in den Laboratorien der Mitgliedstaaten. 
In dieser Optik stellt das Aktionsprogramm, das sie für die Entwicklung der Energie durch Kern­
spaltung — darunter die nukleare Sicherheit — vorschlägt, das Hauptziel dar und trägt weitge­
hend den Ergebnissen der beiden Programme Rechnung, die gegenwärtig durchgeführt werden 
und auf die oben kurz hingewiesen wurde. Für die Kostenteilungsaktion im Bereich der Sicher­
heit der Leichtwasserreaktoren umfaßt das zweite Programm, das für die Dauer von vier Jahren 
vorgeschlagen worden ist, neben der Fortführung der im ersten Programm unternommenen For­
schungsarbeiten eine eindeutig breitere Palette technischer Themen. 
Ausgewählte technische Bereiche — Ausarbeitung des Programms 
Wie dies früher bei der Erstellung des ersten Programms „Sicherheit der thermischen Leichtwas-
serreaktoren" der Fall war, hat die Kommission 1981 und 1982 die gemeinschaftliche Arbeits­
gruppe Nr. 2 „Sicherheit der Leichtwasserreaktoren — Forschungsarbeiten" konsultiert, um die 
beim neuen erweiterten Forschungsprogramm zu berücksichtigenden Themen auszuwählen. Im 
Hinblick auf eine Vertiefung bestimmter Bereiche hat die Kommission nach Stellungnahme der 
Arbeitsgruppe Nr. 2 Ad-hoc-Untergruppen einberufen, die Empfehlungen abgegeben haben, die 
für die nachstehenden Vorschläge die Grundlage bilden. Zur weiteren Behandlung der drei For­
schungsthemen, die Gegenstand des ersten Programms waren, wurde vereinbart, daß die Emp­
fehlungen von den drei zuständigen Untergruppen abgegeben werden sollten, die nach Billigung 
des ersten Programms im Auftrag des BPA-Sicherheit handeln. Diese drei Untergruppen haben 
daher die Empfehlungen abgegeben, die bei der Ausarbeitung des vorliegenden Vorschlags eben­
falls berücksichtigt worden sind. Im Zusammenhang mit einigen Themen, die in unmittelbarem 
Zusammenhang mit der gegenwärtigen direkten Aktion der GFS stehen, hat die Kommission 
Vorschläge vorgelegt, die der Arbeitsgruppe Nr. 2 zur Stellungnahme mitgeteilt worden sind, die 
wegen Zeitmangels jedoch nicht zu einem eingehenden Meinungsaustausch in dieser Arbeits­
gruppe geführt haben. Die von den einzelnen genannten Fachgruppen erarbeiteten Ergebnisse 
und Empfehlungen stehen zur Verfügung. 
Die vorgesehenen Forschungsarbeiten können in drei Kategorien eingestuft werden: Forschun­
gen zur Unfallverhütung, d. h. Arbeiten, die zu geeigneten Maßnahmen zur Verringerung der 
Wahrscheinlichkeit ihres Eintretens führen; Arbeiten zur Erlangung eingehenderer Kenntnisse 
der Unfallerscheinungen im Hinblick auf die Begrenzung ihrer Folgen; Arbeiten über die Techni­
ken und probabilistischen Bewertungsverfahren der Risiken. Diese Einstufung darf jedoch nicht 
zu streng ausgelegt werden, da zwischen diesen drei Kategorien natürlich Verbindungen beste­
hen. Hierbei ist zu bemerken, daß einige der ausgewählten Bereiche nicht spezifisch für Kern­
kraftwerke mit Leichtwasserreaktoren gelten, sondern daß sie sich auch auf andere Arten kern­
technischer Anlagen beziehen können: Dies gilt insbesondere für die menschlichen Faktoren und 
die Wechselwirkungen Mensch — Maschine, für den Schutz der Kraftwerke gegen explosive 
Gaswolken und — in geringerem Maße — für bestimmte Teile der zu anderen Themen vorge­
schlagenen Forschungsarbeiten. 
Diese Bereiche wurden dennoch in den Programmvorschlag über die Leichtwasserreaktoren ein­
bezogen, da diese Reaktoren angesichts ihrer großen Anzahl die Hauptnutznießer der entspre­
chenden Forschungsergebnisse sind. 
1.1. MENSCHLICHE FAKTOREN UND WECHSELWIRKUNG MENSCH — 
MASCHINE (vgl. Punkt l.A.2.2 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
Die Rolle des Menschen und die Probleme der Schnittstelle zwischen Mensch und 
Maschine wurden seit langem im Rahmen der nichtnuklearen Tätigkeiten analysiert 
und berücksichtigt; man hatte damals bereits begriffen, daß es wirtschaftlich rentabel • 
19. 9. 83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/11 
ist, sich mit diesen Problemen zu befassen und das Eingreifen des Menschen je nach 
den Merkmalen seines Verhaltens und seiner Möglichkeiten zu optimieren. In anderen 
Bereichen, z. B. beim Luftverkehr, wurde das Eingreifen des Menschen unter der Per­
spektive der Sicherheit untersucht. 
Beim Betrieb der kerntechnischen Anlagen wurde zwar die Rolle des Betreibers nicht 
außer acht gelassen, es bestand jedoch die Tendenz zu glauben, daß entsprechend 
geprüfte und ausgelegte automatisierte Systeme letztendlich den gefährlichen Situatio­
nen stets begegnen könnten. Der Unfall von TMI-2 hat diese Tendenz in Frage gestellt; 
seither wurden zahlreiche Überlegungen und Untersuchungen in den Mitgliedstaaten] 
in den USA und auf internationaler Ebene durchgeführt (OECD-ENA, HALDEN 
usw.). 
Auf der Ebene der Gemeinschaft hat die GFS 1979, 1980 und 1981 mehrere internatio­
nale Arbeitstagungen über das Verhalten der Betreiber in Unfallsituationen abgehalten; 
außerdem ist seit 1981 wiederholt eine Gruppe von Fachleuten unter der Federführung 
der Arbeitsgruppe Nr. 2 „Sicherheit der Leichtwasserreaktoren — Forschungsarbeiten" 
zusammengetreten. Aus den nachstehenden Vorschlägen gehen weitgehend die Ergeb­
nisse dieser Gruppe von Fachleuten hervor, die auch die Resultate der von der GFS ver­
anstalteten Arbeitstagungen berücksichtigt hat. Die zu erreichenden Ziele sind eindeutig 
definiert: sie zielen auf eine Verbesserung der Qualifikation und der Ausbildung der 
Betreiber sowie auf eine Verbesserung der ihnen zur Verfügung stehenden Mittel ab, 
insbesondere auf der Ebene der Warten. Die Erstellung verbesserter Simulatoren und 
fortschrittlicher Warten wird durch den technischen Fortschritt in den Bereichen der 
Komponenten und der Datenverarbeitung erleichtert, die Untersuchung solcher 
Systeme hängt jedoch mehr von der Entwicklung als von der Forschung ab und befin­
det sich im allgemeinen in den Händen der Industrie, die in enger Zusammenarbeit mit 
den Betreibern tätig ist, die jedoch über eingehendere und umfangreichere theoretische 
Kenntnisse über die Reaktionen und die Zuverlässigkeit des Menschen in Ausnahme­
situationen verfügen sollte. 
Die Ziele der hier vorgeschlagenen Forschungsarbeiten liegen weitgehend vor der 
Schnittstelle Mensch — Maschine, wie wir sie zum Beispiel auf der Warte oder am Simula­
tor finden. Aufgrund dieser Forschungsarbeiten sollte es möglich sein, die Grundkennt­
nisse über das Verhalten der Betreiber bei der Erlangung von Informationen unter 
Berücksichtigung der Faktoren, der Umstände und der Umweltgegebenheiten, von 
denen sie beeinflußt werden, zu verbessern. Die Aspekte betreffend die Organisation 
der Arbeit der Betreiberteams und betreffend die Kommunikationsmittel müssen syste­
matischer untersucht werden. Diese theoretischen Kenntnisse können sodann zur 
Erstellung von Modellen angewandt werden, die für die probabilistische Risikoabschät­
zung und für die Verbesserung und die Rationalisierung der Verfahren eingesetzt wer­
den können; sie werden es ferner ermöglichen, die Entwicklung auszurichten und neue 
ausgeklügelte Systeme der Diagnosehilfen zu validieren. 
Für die Forschung in der Gemeinschaft handelt es sich hier um ein neues Gebiet; die 
entsprechenden Tätigkeiten in den Mitgliedstaaten sind beschränkt, und das nachste­
hend vorgeschlagene umfassende Programm faßt diese Tätigkeit zusammen und zentra­
lisiert sie. Die Durchführung von ERDS in der GFS wird die Einholung, die Verarbei­
tung und den Einsatz der Daten über die menschliche Zuverlässigkeit erleichtern, die 
für die vorgesehenen Forschungsarbeiten erforderlich sind. Die Entwicklung der für die 
probabilistische Risikoanalyse (PRA) verwendeten Methodologien in der GFS wird die 
Anwendung dieser Techniken auf die menschliche Zuverlässigkeit erleichtern. Die 
nachstehend vorgesehenen Tätigkeiten im Kostenteilungswege und die in der GFS 
durchgeführte direkte Aktion sind eng miteinander verflochten. 
Tätigkeiten 
Das Programm erstreckt sich auf drei Bereiche, die chronologisch nacheinander abge­
handelt werden. Die Anfangsarbeiten werden folglich auf den ersten Bereich abzielen. 
Dies schließt jedoch nicht aus, daß gleichzeitig in den übrigen Bereichen eine Tätigkeit 
in bestimmtem Umfang entfaltet werden kann: 
— Einholung und Analyse der Daten über das Verhalten des Menschen; 
— Modellerstellung für das Verhalten des Menschen; 
— Berücksichtigung der Eignung solcher Modelle zum Einsatz für probabilistische 
Risikoabschätzungen und bei der Auslegung. 
Die Forschungsthemen sind innerhalb dieser Bereiche zusammengefaßt. Weitere Einzel­
heiten und die Stellungnahmen der Sachverständigen sind in den Anhängen aufgeführt. 
Nr. C 250/12 19.9.83 
Einholung und Analyse der Daten über das Verhalten des Menschen 
Zusätzliche Arbeiten sind insbesondere über den Prozeß der Erlangung der Kenntnisse 
in realen Situationen erforderlich. Der mangelnde Fortschritt in diesem Bereich ist das 
Ergebnis des Fehlens qualitativer und quantitativer Angaben, die aus tatsächlichen 
Situationen herrühren. Eine angemessene Datenbasis muß erstellt werden, zum Beispiel 
über die Mechanismen, die zu typischen Fehlern führen und die infolge der Einholung 
von Informationen über menschliche Fehler in der nuklearen und der nichtnuklearen 
Industrie abgeleitet werden könnten. Zahlreiche diesbezügliche Informationen gibt es in 
der chemischen Industrie, im Bergbau, in der Stahlindustrie (vgl. die Arbeiten der 
EGKS): 
— gängige Techniken der Einholung quantitativer Daten über das Verhalten des Men­
schen. Berücksichtigung und Spezifizierung eines homogenen Systems und eines 
Protokolls zur Einholung dieser Informationen. Mögliche Entwicklung automati­
scher Ausrüstungen zur „on-line" Einholung von Daten; 
— in den Archiven der Kernkraftwerke vorhandene Informationen; 
— Anwendbarkeit eines großen Teils der Informationen aus den nichtnuklearen 
Tätigkeiten; 
— Techniken zur Ausdehnung der Anwendbarkeit objektiver Daten auf andere Situa­
tionen als diejenigen, bei denen sie eingeholt worden sind; 
— Erstellung einer besonderen Versuchsreihe zur Einholung spezifischer Informatio­
nen; 
— systematische Einordnung gängiger Daten und Klassifizierungsschemata; 
— Methodologie für die Analyse der Ereignisse unter Berücksichtigung der Wechsel­
wirkung des menschlichen,Versagens und des Versagens von Ausrüstungen; 
— Beziehungen zwischen den Faktoren der menschlichen Zuverlässigkeit und der 
kompletten Lebensdauer der Anlage; 
— Auswirkungen der Umwelt, des Intellekts sowie der Emotionalität der Einzelper­
son; 
— Probleme der Organisation und der Kommunikation innerhalb des gesamten Kreis­
laufs während der Lebensdauer der Kernkraftwerke. 
1.1.2. Modellerstellung für das Verhalten des Menschen 
Besondere Aufmerksamkeit wird den Aspekten „Zuverlässigkeit" der Verhaltensmo­
delle gewidmet. 
— Untersuchung und kritische Bewertung der vorhandenen Modelle; 
— Berücksichtigung und Anwendung von Techniken komplexer mathematischer 
Modellerstellung zur Entwicklung neuer Modelle; 
— Vorhaben der Gegenüberstellung von Modellen: Durchführung von „Bench-
mark"-Vorhaben, von kontrollierten Erprobungen usw. an realen Anlagen und an 
Simulatoren. 
1.1.3. Berücksichtigung der Eignung dieser Modelle zum Einsatz für probabilistische Risikoab­
schätzungen und bei der Auslegung 
Für den Einsatz dieser Modelle sind zwei Hauptbereiche vorgesehen: 
— ihre Einbeziehung und ihr Einfluß in die probabilistische Risikoanalyse. Untersu­
chungen probabilistischer Bewertungen der Risiken und ihrer Anwendung auf die 
Meisterung des Risikos und auf die Gewährleistung der Zuverlässigkeit; 
— Nutzung der rücklaufenden Information für die Auslegung. Dieses Problem weist 
zahlreiche Aspekte auf, so Auslegung der Warten und des Informationsflusses, 
Betriebsverfahren, Entwicklung und Validierung fortgeschrittener Anlagen zur 
Unterstützung des Betriebs der Systeme. 
Es handelt sich hier um einen umfassenden Bereich, der vom vorliegenden Pro­
gramm nicht in vollem Umfang erfaßt werden kann. Daher wird ein schrittweises 
Vorgehen angewandt. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/13 
Im Rahmen des Programms einzuhaltende Bedingungen 
— Enge Verbindung mit den Tätigkeiten des GFS und den übrigen entsprechenden 
Forschungsprogrammen der GD V und der GD III; 
— enge Zusammenarbeit mit den Laboratorien, die über entsprechende Erfahrung 
verfügen (einschließlich nichtnuklearer Bereich). Eine Beteiligung am Programm 
HALDEN sowie an den amerikanischen Programmen EPRI und am Programm 
von NRC über die menschlichen Faktoren sowie an den skandinavischen Program­
men wird besonders empfohlen (es ist auf den Programmvorschlag COST über die 
Systeme der Soziotechnologien und über die Sicherheit in der Industrie hinzuwei­
sen). Von ausschlaggebender Bedeutung ist es, Informationen über die Tätigkeiten 
der Labors zu erlangen, die in der Europäischen Gemeinschaft einschlägige Tätig­
keiten durchführen; 
— enge Arbeitsbeziehungen mit den Elektrizitätserzeugern. Regelmäßige Kontakte 
zwischen Fachleuten für menschliche Verhaltensweisen und Betreibern sind wich­
tig und sollten durch positive Vorschläge gefördert werden; 
— über die Bewertungsverfahren der menschlichen Faktoren in gefährlichen nichtnu­
klearen Industriezweigen sind zahlreiche Informationen vorhanden. Die Durch­
führbarkeit der Übertragung dieser Techniken auf die nuklearen Tätigkeiten muß 
untersucht werden. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Forschungsprogramm der Gemeinschaft, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 3 600 000 ECU. 
1.2. SCHUTZ KERNTECHNISCHER ANLAGEN GEGEN GASWOLKENEXPLO­
SIONEN (vgl. Punkt l.A.2.6 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
Der Schutz von Kernkraftwerken und nuklearen Anlagen gegen unbeabsichtigte externe 
Explosionen — im vorliegenden Fall schwere Gaswolken (Kohlenwasserstoffe), die in 
der Umgebung von Kraftwerken z. B. bei einem Transportunfall freigesetzt werden — 
wird seit mehreren Jahren mit wachsender Aufmerksamkeit behandelt. Das gleiche gilt 
für verschiedene nichtnukleare Anlagentypen (Plattformen, Gasterminals, Lagerberei­
che). Zur Gewährleistung dieses Schutzes können verordnende Maßnahmen über die 
Standortgebung gefährlicher Anlagen und den Transport entflammbarer Stoffe sowie 
Präventivmaßnahmen auf der Ebene der Planung von Kraftwerken und ihrer Nebenan­
lagen erforderlich sein. 
Das Erscheinungsbild dieser nicht begrenzten externen Explosionen ist sehr komplex 
und erst wenig erforscht. Daher erweisen sich theoretische und experimentelle For­
schungen über die einzelnen Aspekte (Bildung und Wanderung der explosiven Wolke, 
Bildung und Ausbreitung einer Druckwelle nach der Explosion/Detonation, Wechsel­
wirkungen dieser Welle usw.) als unerläßlich. Solche Untersuchungen sind in beschei­
denem Umfang im Rahmen des Bereichs B des ersten Forschungsprogramms im 
Kostenteilungswege (1979—1983) unternommen worden. 
Sie haben es ermöglicht, einen beträchtlichen Teil der in den Mitgliedstaaten durchge­
führten Arbeiten zusammenzufassen und zuweilen auch zu stimulieren. Diese Aktion muß 
nunmehr fortgeführt und ergänzt werden, denn nicht nur die Knappheit der verfügbaren 
Mittel, sondern auch die relative Neuheit des Gebiets haben bewirkt, daß die For­
schungsarbeiten auf einige vordringliche Aspekte konzentriert werden mußten: Im Hin­
blick auf den Aspekt der Dispersion Vergleich deterministischer Modelle und Validie­
rung durch ein Prototypexperiment augenblicklicher Freisetzungen (2 000 m3) unter 
isothermischen Bedingungen in Thorney Island; Erstellung einfacher Codes zur 
Beschreibung der Bildung und Ausbreitung von Druckwellen — jedoch ohne ausführli­
che Vorhersage über die Verbrennung — sowie Validierung durch Versuchskampagnen 
mittleren Umfangs (Explosionen von Ballons) für den Aspekt der Explosion; analyti­
sche Bemühungen zur Beschreibung dieser Erscheinungen bei Gebäudestrukturen sowie 
Validierung durch Messungen an Modellen oder am Grundwasserspiegel im Hinblick 
auf den Aspekt der Ausbreitung und der Wechselwirkungen von Stoßwellen. 
Nr. C 250/14 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
In enger Zusammenarbeit mit der Untergruppe des BPA, der mit der Überwachung der 
Arbeiten des Bereichs B des ersten Programms beauftragt ist, hat die Kommission 
geprüft, welche weiteren Schritte im Rahmen eines zweiten Programms unter Berück­
sichtigung der erzielten Ergebnisse, der nicht erfaßten Aspekte und der allgemeinen 
Entwicklung des Bereiches sowie bestimmter experimenteller Techniken zu ergreifen 
sind. Den Ergebnissen dieser Prüfung wurde in der nachstehend aufgeführten Liste 
Rechnung getragen. 
Tätigkeiten 
Die Tätigkeiten können in fünf Kategorien eingestuft werden: die erste und die letzte 
konnten im ersten Programm mit Kostenteilung nicht behandelt werden. 
1.2.1. Quell term 
Hierunter versteht man die Umstände und die Anfangsparameter des unbeabsichtigten 
Freisetzens vor Bildung und Wanderung einer explosiven Wolke. Besondere Aufmerk­
samkeit wird der Erscheinung und den physikalischen Aspekten der Anfangsphase der 
Wolkenbildung gewidmet, insbesondere aus ursprünglich verflüssigten Gasen, sowie 
den Mechanismen der Verdampfung. 
1.2.2. Dispersion 
Die Freisetzungen von Thorney Island liefern bereits eine wertvolle Palette von Bezugs­
fällen. Die ausführliche Analyse dieser Angaben und ihre Gegenüberstellung mit den 
Vorhersagen verschiedener Modelle und Codes sollten im Rahmen des zweiten Pro­
gramms durchgeführt werden. Ergänzende Freisetzungen, z. B. nicht-isothermische Frei­
setzungen, könnten die Ergebnisse der ersten Meßkampagnen ergänzen. Ein implizites 
Ziel dieser Versuchskampagnen besteht jedoch auch darin, den Einsatz von Windkanä­
len und Wasserstollen durch Simulierung der Wanderung von Schichten schwerer Gase 
im Boden oder an der Wasseroberfläche bei vorhandenen Hindernissen oder Wärme­
inseln zu validieren. 
Die Durchführbarkeit solcher Simulierungen wurde während des ersten Programms 
nachgewiesen, und sehr ausgereifte Analysemittel sind nunmehr einsatzfähig. Daher 
sollten in diesem Bereich größere Anstrengungen unternommen werden, die mit gerin­
gem Kosteneinsatz die Untersuchung realistischer Fälle oder Geometrien ermöglichen 
dürften. 
Im übrigen sind alle derzeit verfügbaren Modelle mit Voraussagen deterministischer Art 
und berücksichtigen weder die beträchtliche Eigenvariabilität der Dispersion noch die 
sehr unregelmäßige Struktur der Wolken, die auf die Explosionserscheinung einen gro­
ßen Einfluß haben kann. 
Besondere Aufmerksamkeit wird daher der Ausarbeitung stochastischer Modelle und 
den eingehenden Untersuchungen und Validierungen gewidmet, z. B. im Windkanal. 
Dieser Punkt kommt noch zu Punkt 1.7 betreffend atmosphärische Dispersion der 
radioaktiven Stoffe hinzu. 
1.2.3. Verbrennung und Bildung einer Druckwelle 
- In diesem komplexen und nur wenig beherrschten Sektor bleibt noch viel zu tun. Vor 
allem fehlt es an Theorien, Modellen, zufriedenstellenden Codes der Verbren­
nung/Flammausbreitung in einer nicht oder teilweise begrenzten Wolke; die Druckent­
stehung hängt in kritischer Weise vom Verlauf der Ausbreitung ab. Über die Mechanis­
men der Flammbeschleunigung und den etwaigen Übergang von der Deflagration zur 
Detonation haben wir nur bruchstückhafte Angaben und Ergebnisse, die häufig nur in 
Laboratorien erzielt wurden. 
Die beschränkten Anstrengungen des ersten Programms müssen daher fortgeführt und 
verstärkt werden und auch weitere Aspekte einbeziehen: Einfluß der unregelmäßigen 
Struktur der Wolke, der Teileinschließungen oder Hindernisse sowie der Topographie; 
oder, um realistischere Bedingungen zu erzielen: Einfluß der Form der Explosions­
schicht, des Zündpunktes, des Vorhandenseins von Aerosolen usw. Im wesentlichen 
handelt es sich um Studien und Simulierungen von Teilwirkungen. Eine konzertierte 
Versuchskampagne auf dem Feld könnte während der Durchführung des Programms 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/15 
in großem Maßstab unternommen werden bzw. durch die Beteiligung an einem entspre­
chenden internationalen Experiment ersetzt werden. Mit diesen verschiedenen Entwick­
lungen geht natürlich die Erstellung von einschlägigen Modellen und Codes einher. 
1.2.4. Ausbreitung und Wechselwirkungen von Druckwellen 
Die im Rahmen des ersten Programms unternommenen beschränkten Bemühungen 
müssen fortgeführt werden. Es wird mindestens ein fortgeschrittener Code (Isentrope-
Hypothese) ausgearbeitet. Gegebenenfalls wird er mit einer Beschreibung der Verbren­
nung und der Reaktion von Gebäudestrukturen kombiniert. Die Versuche auf dem Feld 
werden fortgeführt, um den Fall der Mehrfachquellen, der Verbreitung über dem Meer 
und des Einflusses der Topographie zu untersuchen bzw. bestimmte Aspekte der Vor­
aussagen der Codes zu validieren. 
1.2.5. Reaktion von Strukturen 
Dieser grundlegende, jedoch von den vorgenannten Faktoren sehr unterschiedliche 
Aspekt ist im Rahmen des ersten Programms nicht behandelt worden. Die zahlreichen 
vorliegenden Angaben über die Reaktion auf Explosionen und die Schäden an herkömm­
lichen Gebäuden können nur schwer auf die verstärkten Strukturen der Kernkraftwerke 
extrapoliert werden; daher müssen in enger Zusammenarbeit mit der GFS, die in die­
sem Bereich über besondere Fachkenntnisse verfügt, Versuche an Modellen oder Struk­
turelementen sowie die Prüfung der Folgen von gleichzeitigen Schäden für die Sicher­
heit einer Anlage unternommen werden. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Gemeinsames Untersuchungsprogramm, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 4 200 000 ECU. 
1.3. FESTIGKEITS- UND WERKSTOFFPROBLEME BEI STAHLKOMPONENTEN 
IN LEICHTWASSERREAKTOREN (vgl. Punkt 1 .A.2.3 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
Die Unversehrtheit der Stahlkomponenten von Leichtwasserkernkraftwerken, insbeson­
dere ihrer Primärkreisläufe, ist von ausschlaggebender Bedeutung für die Sicherheit die­
ser Anlagen. Bisher wurden diesem Bereich umfangreiche Forschungsprogramme 
gewidmet. Die Ergebnisse wurden zur Verbesserung der Herstellungsverfahren und der 
Techniken der Gütekontrolle eingesetzt. Sodann wandte man sich der Entwicklung und 
der Durchfuhr^g systematischer und regelmäßiger Kontrollen während der gesamten 
Lebensdauer der Anlagen zu. Die Früherkennung von Defekten und die Beobachtung 
ihrer Entwicklung war insbesondere durch die Erscheinungen der Versprödung der 
Stähle unter Bestrahlung gerechtfertigt. Vor kurzem wurde diese Tendenz der starken 
Betonung dt • Kontrolle durch die Entdeckung von Defekten unter den Umhüllungen, 
durch Problem •> des Wärmeschocks usw. verstärkt. 
Die internationa ie Zusammenarbeit im Bereich der Festigkeit und der Werkstoffe der 
Stahlkomponenten von Leichtwasserkernkraftwerken besteht schon lange und hat ihren 
Schwerpunkt in einer Arbeitsgruppe, für die CSIN (OECD-ENA) und die Kommission 
gemeinsam zuständig sind. Von 1976 bis 1980 wurde ein internationales Vorhaben zum 
Aufzeigen von Defekten bereits vorhandener Fehler in Stahlplatten (PISC 1) durchge­
führt, die in einer großen Anzahl von spezialisierten Laboratorien in Umlauf waren. Die 
GFS hat bei diesem Vorhaben insofern eine wichtige Rolle gespielt, als sie die zerstö­
rende Analyse der Proben sowie die Verarbeitung und die Auswertung der von diesen 
Laboratorien erzielten Ergebnisse übernommen hat. 
Die gewonnene Erfahrung hat zur Erstellung eines zweiten Programms PISC II geführt, 
das insbesondere auf die Validierung der zerstörungsfreien Techniken der Aufzeigung, 
der Lokalisierung und der Bewertung der Defekte und die Erstellung von wirksamen 
und zuverlässigen Inspektionsverfahren ausgerichtet ist; auch hier wirkt die GFS als 
zentrale Koordinierungsstelle. 
Im gleichen Zeitraum (1976—1980) wurde gemeinsam von der GFS, dem CEA und Fram-
atome und unter Beteiligung der europäischen Hersteller von Reaktorbehältern eine 
Nr. C 250/16 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
Studie mit dem Ziel der Bewertung der Möglichkeit des Bruchs von Reaktorbehältern 
durchgeführt. Die Untersuchung, die sich auf die Erfahrung bei der Herstellung und der 
Inspektion von etwa 15 Behältern stützt, hat es ermöglicht, die parametrischen Bezie­
hungen zwischen Lastbedingungen, Werkstoffeigenschaft und von den Inspektionssy­
stemen erwarteten Leistungen aufzuzeigen. Für das Programm 1984—1987 ist in der 
GFS die Fortführung beträchtlicher Forschungsanstrengungen im Bereich der Früh­
erkennung von Fehlern und der Entwicklung von Methodologien zur Vorhersage der 
Lebensdauer der Komponenten von Primärkreisläufen vorgesehen. 
Die Kommission hat es für zweckdienlich erachtet, Forschungsarbeiten über die Festig­
keitsprobleme und die Werkstoffe vorzuschlagen, die sich im Zusammenhang mit den 
Stahlkomponenten der Primärkreisläufe von Leichtwasserreaktoren stellen; diese Arbei­
ten sollen im Rahmen einer Kostenteilungsaktion durchgeführt werden und die diesbe­
züglichen Tätigkeiten der GFS unterstützen und ergänzen. Die Kostenteilungsaktion 
stellt angesichts der engen internationalen Zusammenarbeit, die bei den Vorhaben PISC 
und im Rahmen des theoretisch/experimentellen Programms über die Modelle von 
Behältern im kleinen Maßstab und die Modelle der Anschlußstutzen (safe end) im 
Maßstab 1 in der GFS entstand, einen durchaus geeigneten Rahmen dar. Die am Vorha­
ben PISC II beteiligten nationalen Laboratorien werden in der Lage sein, die von der 
Gruppe PISC selbst vorgeschlagenen und von den internationalen Arbeitsgruppen 
unterstützten Kostenteilungsaktionen als Erweiterung der Arbeiten zu übernehmen, die 
derzeit auf der Grundlage des Programms der GFS durchgeführt werden. Die vorgesehe­
nen Aktionen konzentrieren sich auf die nachstehenden Themen: im Bereich der Bewer­
tung der^ Wirksamkeit und der Zuverlässigkeit der zerstörungsfreien Kontrollmethoden 
werden parametrische Untersuchungen der Ansprechempfindlichkeit dieser Verfahren 
auf verschiedene Faktoren und Vorhaben der Gegenüberstellung und Validierung 
(Benchmark) dieser Methoden durchgeführt. Im Bereich der Bruchmechanik werden 
Arbeiten über Restspannungen und thermische Spannungen fortgeführt; sie werden die 
in der GFS gegenwärtig durchgeführten Tätigkeiten ausweiten und nützlicher gestalten. 
Ein letzter Bereich — der von den vorhergehenden Themen relativ unabhängig ist — 
betrifft die Festigkeitsprobleme, die sich durch Störfälle externen Ursprungs ergeben, 
insbesondere durch Erdbeben; hier geht es in erster Linie darum, Bilanz über die vor­
handenen Kenntnisse zu ziehen, Gegenüberstellungen der einzelnen Untersuchungsme­
thoden durchzuführen und ein Vorhaben der Validierung des auf einen Elementarfall 
angewandten Codes zu unternehmen. 
Zu bemerken ist hierbei, daß die meisten der nachstehend vorgeschlagenen Forschungs­
arbeiten zwar unmittelbar auf die Leichtwasserkernkraftwerke angewandt werden, daß 
ihnen jedoch auch eine allgemeinere Bedeutung zukommt. 
Tätigkeiten 
1.3.1. Bewertung des Wirkungsgrads der zerstörungsfreien Prüfverfahren 
Es gibt mehrere Bereiche, in denen ein sehr wirksamer Beitrag zum Inspektionspro­
gramm für Stahlkomponenten (PISC II) geleistet werden könnte. Bei den Bereichen 
handelt es sich um diejenigen, die unter der Bezeichnung „Parameterstudien" Ende 
1982 im Rahmen eines sehr beschränkten Programms, das Bestandteil des Programms 
der GFS war, angelaufen sind, die jedoch in die von den Gruppen internationaler Sach­
verständiger vorgeschlagenen Richtungen erweitert werden sollten. Es handelt sich um 
typische Kostenteilungsaktionen, da sie die Ausrüstungen, die Kenntnisse und das 
Fachwissen der Organe benutzen müssen, die zerstörungsfreie Prüfverfahren entwickeln 
und einsetzen und die Inspektionsverfahren für die Kernindustrie im allgemeinen und 
für die Reaktorkomponenten im besonderen anwenden. 
Es wurden sechs Gruppen von Parametern aufgezeigt, bei denen gleichlaufende Bemü­
hungen erforderlich sind: 
— Auswirkung der Fehlermerkmale, ihrer Geometrie und Position auf die Aufzeigung, 
die Lokalisierung und die Bestimmung ihrer Form; 
— Auswirkung der Merkmale der Ausrüstungen auf die Aufzeigung der Fehler, ihrer 
Lokalisierung und die Bestimmung ihrer Form; 
— Auswirkung der Merkmale der Platierung auf die Bestimmung der Form der 
Defekte; 
19. 9. 83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/17 
— Parameter, die beim Einsatz der elektromagnetischen Detektionstechniken in der 
Oberflächenumgebung eine Rolle spielen; 
— Auswirkung von Restspannungen auf die Aufzeigung von Fehlern, ihre Lokalisie­
rung und die Bestimmung ihrer Form; 
— Auswertung der Ergebnisse einschließlich der Signalverarbeitung und Sichtbarma­
chung. 
Die nationalen Organisationen, die Aktionen über die Parameterstudien durchführen, 
werden sowohl die herkömmlichen Inspektionsverfahren als auch die fortschrittlichen 
zerstörungsfreien Prüfverfahren anwenden. 
Die untersuchten Werkstoffe sind im allgemeinen Behälterstähle, und bei den Fehlern 
handelt es sich um realistische Fehler, die künstlich induziert oder eingeführt wurden, 
um alle Vorhaben der möglichen Gegenüberstellung des „Benchmark"-Typs zu ermögli­
chen. 
Den Ergebnissen der Vorhaben PI SC zufolge werden Verfahren der Validierung sowie 
Demonstrationen notwendig sein. Auch Informationsprogramme sowie Unterstützungs­
und Koordinierungsaktionen könnten sich als erforderlich erweisen. 
Zu diesen Aktionen gehören: 
— Unterrichtung und Sensibilisierung von Codes, von Normen und der verordnenden 
Stellen, die für Wiederholungsprüfungen zuständig sind; 
— Schaffung und Sammlung von Proben und Strukturen für die bewertenden Labora­
torien ; 
— Koordinierung zur besseren Nutzung des in der Europäischen Gemeinschaft ver­
fügbaren Materials, eine typische Tätigkeit für den Zuständigkeitsbereich der Kom­
mission. 
1.3.2. Aufzeigung, Überwachung und Ermittlung der Form von Fehlern, die beim Betrieb der 
unter Druck stehenden Strukturen auftreten, sowie Bewertung der Lebensdauer dieser 
Strukturen 
Das Programm zielt im allgemeinen darauf ab, die Fähigkeit der zerstörungsfreien kom­
binierten Prüfverfahren abzuschätzen und durch regelmäßige oder kontinuierliche Über­
wachung die restliche Lebensdauer der belasteten Strukturen vorherzusehen. 
Die GFS hat 1982—1983 ein theoretisches und experimentelles Programm für Behälter 
von Druckwasserreaktoren im Maßstab 1 : 5 und für Rohrleitungselemente im Maß­
stab 1, insbesondere für Anschlußstutzen, aufgenommen und will dieses Programm 
1984—1987 ausbauen. Die vorhandenen Versuchsanlagen ermöglichen die Programmie­
rung von Lastdiagrammen, die Durchführung automatischer Ultraschalluntersuchungen 
im Innern der Behälter, die automatische Einholung und Analyse der Ultraschallsignale 
und die Nutzung der Techniken der akustischen Emission, der Dehnungsmeßgeräte, der 
Laser-Holographie. Ergänzend zu den von der GFS durchgeführten Tätigkeiten sollte es 
die Kostenteilungsaktion den Fachgruppen bestimmter Laboratorien der Mitgliedstaa­
ten ermöglichen, Meßversuche an den Reaktorbehältern und den Anlagen der GFS 
sowie vorbereitende Arbeiten durchzuführen, insbesondere zur Untersützung von: 
— Bewertung der Möglichkeiten der akustischen Emission zur Ermittlung der Form 
der Fehler und des Risikos des Auftretens von Fehlern; 
— vergleichende Bewertung der verschiedenen Ultraschalltechniken und der einzel­
nen Codes zur analytischen Behandlung der beim Betrieb auftretenden Defekte; 
— Korrelation zwischen den einzelnen zerstörungsfreien Prüfverfahren (Ultraschall, 
akustische Emission, Röntgenstrahlen); 
— Erprobung und Gegenüberstellung der experimentellen Spannungsanalyse mit den 
FEM-Codes (z. B. Laser-Interferometrie, thermische Emission); 
— Benchmark-Vorhaben für die Bruchmechanik im elastoplastichen Bereich für bela­
stete Strukturen mit dreidimensionaler Geometrie (Anschlußstutzen). 
Nr. C 250/18 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
1.3.3. Bruchmechanik 
Rest- und Wärmespannungen 
Untersuchung der Probleme in den nachstehenden Bereichen: 
— Messung der Verteilung der Restspannung an den Schweißstellen und in ihrer 
Umgebung; 
— Restspannung in Verbindung mit Platierungs- und Unterplatierungsrissen; 
— Einfluß der Herstellungsverfahren und der Wärmebehandlung auf die Restspan­
nung und Gegenüberstellung der Codes und Spezifikationen; 
— Wirkung des hydrostatischen Tests auf die Restspannung; 
— Einfluß der Restspannung auf das Übergangsverhalten des Materials vom elasti­
schen zum spröden Bereich. 
Numerische Analyse der Probleme der Bruchmechanik im elastoplastischen Bereich 
Es wird vorgeschlagen, einen rechnerischen Ringversuch durchzuführen, um eine bes­
sere Kenntnis der Techniken zu erlangen, die insbesondere für die nachstehenden Pro­
bleme am geeignetsten sind: 
— Typ der Modellerstellung in der Umgebung der Rißenden; 
— optimale Auswahl der Iterationsparameter in der elastoplastischen Analyse; 
— Behandlung der Ausbreitung stabiler Risse. 
Außerdem wird vorgeschlagen, die Ergebnisse der numerischen Analysen teilweise oder 
gänzlich mit den experimentell erzielten Ergebnissen zu vergleichen und die Grenzen 
und die Eigenheiten der angewandten Analyse zu definieren. 
1.3.4. Festigkeitsprobleme infolge von Stoßwellen bei Unfällen externen Ursprungs (insbeson­
dere durch seismische Erdbewegungen) 
Die Untersuchung der Anwendbarkeitsgrenzen der einzelnen Verfahren, die zur Berech­
nung der Folgen seismischer Belastungen (oder sonstiger Belastungen infolge von 
Unfällen externen Ursprungs) auf die Innenstrukturen (einschließlich der Reaktorkom­
ponenten und der Rohrleitungen) angewandt werden, müssen in drei Phasen durchge­
führt werden: 
— Erstellung einer Bestandsaufnahme der Analyse- und Prüfverfahren, 
— Gegenüberstellung der einzelnen Vorgehen zur Feststellung der Übereinstimmun­
gen bzw. Abweichungen, 
— Entwicklung verbesserter Verfahren. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Gemeinsames'Untersuchungsprogramm, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 4 800 000 ECU. 
1.4. THERMOHYDRAULIK UND SCHWERE BRENNSTOFFSCHÄDEN BEI PRI­
MÄRKÜHLMITTELVERLUST (vgl. Punkte l.A.2.4 und l.A.2.5 des Aktionspro­
gramms) 
Ziele 
Der Unfall im amerikanischen Kraftwerk TMI-2 war unter den Faktoren, die zu einer 
Neuausrichtung des Forschungsprogramms in diesen Bereichen seit 1979 geführt haben, 
ausschlaggebend. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/19 
Während man früher dahin tendierte, einen Unfall mit Primärkühlmittelverlust des Typs 
„große Leckage" eingehend zu untersuchen und die Auffassung vertrat, daß alle ande­
ren Situationen weniger gravierend wären als dieser größere Unfall, mißt man heute 
anderen Vorgängen große Bedeutung bei, die zu beträchtlichen Brennstoffschäden füh­
ren, die bis zu irreversiblen Situationen gehen können. Der Fall kleiner Leckagen, die 
sich auf den Primärkreislauf auswirken, war nur der charakteristischste Fall für diese Art 
von Vorgängen, die im Hinblick auf ihre Folgen für die Anlage, die Umwelt, die Arbeit­
nehmer und die Bevölkerung eingehend untersucht werden. Auf der Ebene der Gemein­
schaft wurde im Rahmen des in der GFS durchgeführten direkten Aktionsprogramms 
das reaktorexterne Kreislaufsystem LOBI, das ursprünglich für die Untersuchung des 
Übergangverhaltens im Zusammenhang mit einem Primärkühlmittelverlust des Typs 
„große Leckage" und „mittlere Leckage" in der Druckabbauphase vorgesehen war, 
dahin gehend modifiziert, daß auch die Durchführung von Transienten des Typs 
„kleine Leckagen" möglich ist. 
Der Bereich LOCA-ECCS (Bereich A) des Kostenteilungs-Forschungsprogramms, das 
derzeit abgewickelt wird, ist der Durchführung von reaktorexternen Versuchen über 
separate Wirkungen im Zusammenhang mit der Thermohydraulik und dem Wärmeaus­
tausch in der Phase „Wiederbenetzung-Wiederflutung des Reaktorkerns" gewidmet. Es 
handelt sich um Forschungsarbeiten von allgemeinem Interesse über ein- und zwei­
dimensionale Geometrien im Zweiphasensystem. Die Auswirkungen infolge von defor­
mierten Kanalgeometrien — bei denen das Anschwellen der Hülsen simuliert wird — 
und infolge der Zusammensetzung der Stäbe wurde bei mehreren Versuchen berücksich­
tigt; es kann gesagt werden, daß dieser Programmteil die Grenze zwischen Thermohy­
draulik und Thermomechanik darstellt. 
Die Kommission hat 1982 in enger Zusammenarbeit mit der Untergruppe des BPA, die 
mit der Überwachung der Durchführung des ersten Programms in diesem Bereich 
beauftragt war, die nach 1983 zu ergreifenden Maßnahmen geprüft. Sie hielt es für erfor­
derlich, die im Bereich der Thermohydraulik und der Wärmeübertragung im Zweipha­
sensystem unternommenen grundlegenden Arbeiten fortzuführen. Diese Forschungsar­
beiten sollten es ermöglichen, die Korrelationen und die Modelle zu erarbeiten, die 
unmittelbar für die Erstellung realistischer Codes einsetzbar sind (best-estimate). 
Schwerpunkte werden die Situationen eines Kühlmittelverlusts des Typs „kleine Lecka­
gen" und die Entwicklung geeigneter Meßtechniken im Zweiphasensystem sein. Die 
Auswirkungen durch Simulierung der Erscheinungen im kleinen Maßstab werden so 
aufgezeigt werden müssen, daß die Anwendung der erzielten Ergebnisse auf echte Fälle 
von Reaktoren validiert wird. Die Untergruppe hat ferner eine progressive Fortführung 
der Forschungsarbeiten für Situationen empfohlen, die zu einem Schaden am Reaktor­
kern führen, insbesondere im Bereich der Kühlung von deformiertem Brennstoff bis hin 
zur Wiederbenetzung der nach einem Schmelzen der Hülsen entstehenden Trümmer. 
Dieses spezifische Forschungsgebiet über beschädigte Brennstoffe wurde 1981 und 1982 
im einzelnen von einer Fachgruppe untersucht, die unter der Federführung der Arbeits­
gruppe Nr. 2, „Sicherheit der Leichtwasserreaktoren-Forschungsarbeiten", zusammen­
getreten war. 
Diese Gruppe hat die zahlreichen Arbeiten berücksichtigt, die gegenwärtig in den Län­
dern innerhalb und außerhalb der Gemeinschaft, insbesondere in den USA, sowie auf 
internationaler Ebene im Rahmen von CSNI (OECD-ENEA) laufen oder geplant sind, 
und sie hat Empfehlungen abgegeben, die die Kommission bei ihren Vorschlägen für 
eine Reihe von Versuchen des Typs „separate Wirkungen" für zwei Arten von Situatio­
nen berücksichtigt hat: Situationen mit beschädigtem Reaktorkern, wobei der Schaden 
bis zur Bildung von Bruchstücken gehen kann (nibble end) und sogar bis zum lokali­
sierten Schmelzen der Brennstoffpellets; in diesem Fall ist die Situation nicht irreversi­
bel, wenn ihre Entwicklung durch die Wiederherstellung irgendeiner Art von Kühlung 
stabilisiert werden kann. Die Hauptbemühungen müßten sich auf diesen Bereich 
erstrecken, insbesondere auf die Bildung und die Charakterisierung der Trümmer je 
nach den verschiedenen Kühlsystemen sowie auf die Kühlung der beschädigten Reak­
torkerne im Mono- bzw. Biphasensystem und auf die Reaktionen und die physikali­
schen Eigenschaften der Werkstoffe in immer höheren Temperaturbereichen. Eine 
andere Situation ist irreversibel: hier schmelzen der Reaktorkern und die Stützplatten 
im Reaktorbehälter mit Durchgang des Coriums durch den Behälter und die Sicherheits­
umschließung. Diese Situation muß in Betracht gezogen werden, allerdings mit einem 
geringeren Prioritätsgrad als bei den nicht-irreversiblen Situationen. In einer ersten 
Etappe sollte der Angriff der. Bodenplatte durch den Kern untersucht werden. Bei der 
eingehenderen Festlegung der durchzuführenden Arbeiten sollten jedoch die ersten 
Ergebnisse der Prüfung der Brennstoffelemente und der Innenteile des Behälters von 
TM 1-2 berücksichtigt werden. 
Die Ergebnisse der Versuche mit separaten Wirkungen müssen durch reaktorinterne und 
integrale Versuche großen Umfangs verglichen, korreliert und validiert werden, die die 
Nr. C 250/20 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 
gesamten Erscheinungen simulieren oder reproduzieren, die bei den Unfallabläufen 
auftreten. Die Verbindungen zwischen den separat untersuchten grundlegenden 
Erscheinungen und den globalen Erscheinungen, wie sie sich aus den reaktorinternen 
Experimenten ergeben, können nur durch eingehende theoretische Analysearbeiten und 
Modellerstellung aufgezeigt werden. 
Die Kommission ist überzeugt von der Notwendigkeit, die Probleme im Zusammen­
hang mit Brennstoffschäden unter schweren Unfallbedingungen auf drei Ebenen anzu­
gehen, nämlich Experimente „separater Wirkungen", globale reaktorinterne Versuche 
und theoretische Aspekte der Analyse und der Modellerstellung; sie hat im Rahmen der 
direkten Aktion die Einsetzung einer Gruppe von Fachleuten zur Analyse und Modell­
erstellung vorgeschlagen. Diese Gruppe sollte über die Ergebnisse der reaktorinternen 
Experimente verfügen, die für die schweren Brennstoffschäden signifikant sind; nach 
der Aufgabe des Projektes SUPER-SARA stellt das französische Programm PHEBUS 
auf europäischer Ebene das geeignetste Programm dar, die erforderlichen Informatio­
nen zu liefern, aber auch die amerikanischen Programme wie z. B. PBF, die kanadischen 
Programme wie NRU bzw. die internationalen Programme wie LOFT müssen in Erwä­
gung gezogen werden. 
Die Verfügbarkeit der Ergebnisse des Programms PHEBUS muß logischerweise im Rah­
men der Kostenteilungsaktion angestrebt werden; die Verhandlungen mit den Drittlän­
dern über den Zugang zu den Ergebnissen der übrigen erwähnten Programme müssen 
ebenfalls nach den unter Punkt 4 aufgeführten Modalitäten vorgesehen werden. Wie 
man sieht, werden die in diesem Bereich vorgeschlagene Kostenteilungsaktion und die 
direkte Aktion also eng miteinander verzahnt und ergänzender Natur sein. 
Generell wird die Kommission beim Vorschlag dieser Forschungsarbeiten bestrebt sein, 
nicht nur eine Reihe spezifischer Arbeiten zu fördern (separate Wirkungen), sondern 
auch auf der Ebene der Gemeinschaft die Zurverfügungstellung der Ergebnisse der 
wichtigen reaktorinternen Programme zu ermöglichen, die in einigen Mitgliedstaaten 
oder bestimmten Drittländern unter Einsatz der Analysekapazitäten der GFS in diesem 
Bereich laufen oder ins Auge gefaßt sind. 
Tätigkeiten 
1.4.1. Kühlmittelverlustunfall — Thermohydraulik (Brennstofftemperatur < 1 200 ° C) 
Im Anschluß an Bereich A des ersten Programms 
a) Grundlegende Untersuchungen anhand der Versuchsarbeiten im kleinen Maßstab 
mit einer eingehenden Bewertung, die zur Erstellung von Modellen führt, die bei 
den Codes „best estimate" benutzt werden und die die Interpretation der Experi­
mente im großen Maßstab erleichtern: 
— Untersuchung der Erscheinungen des Siedeübergangs am Umkehrpunkt zum 
Filmsieden, 
— grundlegende Wärmeübertragung in Bündeln und in einfachen Geometrien 
bei einem LOCA mit kleinen Leckagen unter Hochdruck und bei niedrigem 
Massenfluß, 
— Kondensationswirkungen im Zusammenhang mit der Injektion von Wasser 
des Reaktorkern-Notkühlsystems, 
— Untersuchungen der Phasentrennerscheinungen an einer Verbindungsstelle 
einer horizontalen Rohrleitung mit einem Zweiphasendurchsatz geringer 
Geschwindigkeit, insbesondere bei Hochdruck, 
— räumliche Aufteilung von Zweiphasenströmung, Mischphasenbereiche, rela­
tive Geschwindigkeit der Phasen, insbesondere bei großem Durchmesser 
D>200mm; 
b) Arbeiten der Bewertung/Modellerstellung auf der Basis der verfügbaren Versuchs­
daten aus den Versuchen „separate Wirkungen" im großen Maßstab und den inte­
gralen Versuchen mit dem Ziel der Validierung und Bewertung von Codes und der 
Übertragung der Daten auf die Bedingungen der Reaktorgröße. 
In diesem Bereich werden die Arbeiten eng mit den Tätigkeiten im Rahmen der 
direkten Aktion koordiniert; die spezifischen Kompetenzen der GFS können zur 
Unterstützung der Kostenteilungsaktionen eingesetzt werden, die sich insbesondere 
erstrecken auf: 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/21 
— Rückstau im Reaktorkern-Notkühlsystem durch Gegenstrom-Zweiphasenmi­
schung mit „by-pass"-Erscheinung (Kernbereich), 
— Rückstau durch Gegenstrom-Zweiphasenmischung in den Rohrleitungen, 
— natürliche Einphasen- und Zweiphasenkonvektion (bei LOCA — kleine 
Leckagen), 
— Modellerstellung für die unter Zweiphasenbedingungen arbeitenden U-Rohre 
der Dampfgeneratoren im Primär- und Sekundärsystem. 
1.4.2. Untersuchungen über beschädigte Reaktorkerne und schwere Brennstoffschäden — 
umkehrbare Situationen 
Der Verlauf dieser Vorgänge unter Bildung von Bruchstücken und gegebenenfalls unter 
geringem örtlich begrenztem Schmelzen kann vermutlich durch die Wiederherstellung 
von Kühlsystemen und durch geeignete Aktionen gestoppt werden (Hinweis auf die 
Zusammenhänge mit den Erscheinungen im LMFBR). 
Die diesbezüglichen Untersuchungen zielen auf die Festlegung der Grenzen ab, inner­
halb derer die Wiederherstellung einer ständigen Kühlung gewährleistet werden kann. 
Die Kenntnis der Grenzen der potentiellen Kühlung ist notwendig, um die erforderli­
chen Aktionen und Verfahren zur Stabilisierung der Lage festlegen zu können. 
a) Reaktionen der Werkstoffe, physikalisch-chemische Prozesse und 
ihre Kinetik 
— Oxydation der Umhüllungen 
Hochtemperaturoxydation von Zirkaloy und Rostfreistahl in verschiedenen 
Gemischen Dampf/Wasserstoff 
Einfluß des Drucks auf die Oxydationskinetik 
Einfluß der endothermen Reaktionen auf den zeitlichen Ablauf des Schmel-
zens 
— Verflüssigung Umhüllung/Brennstoff, „candling" und Wiedereinbringung 
Bildung von eutektischem U02/Zr02 bei niederer Temperatur, Mechanismen 
des Schmelzverlaufs 
— Wechselwirkung zwischen Werkstoffen 
Temperaturabhängige Freisetzung absorbierender Legierung und ihr Einfluß 
auf die Blockierung der Unterkanäle 
b) Bildung und Kühlung der Bruchstücklagerorte 
— Bildung von Bruchstücken bei verschiedenen Kühlsystemen 
Wirkung des Abschreckens auf die Unversehrtheit der Brennstoffanordnungen 
je nach Erhitzungsgeschwindigkeit, chemischer Umgebung und Art der 
Abschreckung 
Chemische Merkmale der Bruchstücke infolge des Abschreckens 
— Thermohydraulische Aspekte der Abkühlung der beschädigten Reaktorkerne 
Ein- und Zweiphasenflußhydraulik an Bruchstücklagerorten. Durchlässigkeit, 
Bildung von Ablaufwegen, Fluidisierung, Charakterisierung der Bruchstücke; 
Gültigkeit der Studien über einheitliche Bruchstücke und über einfache Geo­
metrien. Berücksichtigung komplexerer Bruchstücklagerorte 
Wärmeübertragung an einem abgekühlten Bruchstücklagerort durch Zweipha­
sengemisch. Abschreckung eines überhitzten Bruchstücklagerorts durch Was­
serinjektion im oberen und unteren Teil des Kerns, Aufzeigung der begrenzen­
den Faktoren, zum Beispiel Dampfpfropfen 
Nr. C 250/22 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
c) Mathematische Modellerstellung 
In gewissem Umfang wird eine kontinuierliche Arbeit der theoretischen Modell­
erstellung für die fortgeschrittenen Rechencodes bei schweren Störfällen ins Auge 
gefaßt. Diese Arbeiten umfassen „Benchmark"-Vorhaben unter Einsatz des Projek­
tes eines Referenz-Kernkraftwerks (nichtspezifisch). Es könnte eine Arbeitstagung 
veranstaltet werden, auf der die Ergebnisse erörtert und Empfehlungen abgegeben 
werden. 
1.4.3. Untersuchungen über beschädigte Reaktorkerne und schwere Brennstoff schaden — nicht­
nukleare Situationen 
Dieser Bereich beginnt dort, wo die oben angegebenen potentiellen Kühlgrenzen über­
schritten werden. Sofern eine Injektion von Kühlmittel stattfindet, reicht sie nicht aus, 
um das massive Schmelzen und den Brennstoffverfall auf den Stützplatten zu verhin­
dern. 
Der Unfall kann bis zum Durchschmelzen der Stützplatten, zum Versagen des Reaktor­
behälters und zu Wechselwirkungen der Bruchstücke mit der Sicherheitseinschließung 
gehen. 
Die hier vorgeschlagenen Arbeiten beziehen sich auf die Probleme der Beeinträchtigung 
der Bodenplatte. Zunächst müßten Spezifikationen für eine Versuchsanlage erstellt wer­
den, bei der möglicherweise eine bereits bestehende Anlage berücksichtigt wird. 
Das Programm wird nach der Prüfung von TM 1-2 im Jahr 1983—1984 im einzelnen dar­
gelegt. 
Spezifische Probleme sind: 
— Möglichkeit der Kühlung der Bruchstücke unter Wasser in der Reaktorgrube unter 
Berücksichtigung einer realistischen Bruchstückgeometrie; 
— Wahrscheinlichkeit und Wirkungen einer Dampfexplosion nach Bruchstückeinfall 
in die Reaktorgrube; 
— Hydrodynamik der Bruchstückkühlung nach Überflutung mit Wasser von oben, 
z. B. Ablassen der Akkumulatoren und Aufteilung der Energie zwischen Dampf­
erzeugung und Absorption durch Beton; 
— Beeinträchtigung des Bodens und der Wände der Reaktorgrube durch die Trümmer 
des geschmolzenen Kerns sowie Abschätzung der Durchdringungsgrenzen; 
— Folgen der chemischen Wechselwirkungen zwischen den freigesetzten Gasen und 
der Stahlphase in den geschmolzenen Bruchstücken auf die Zusammensetzung der 
die Sicherheitseinschließung berührenden Gase und auf die physikalische und che­
mische Zusammensetzung der geschmolzenen Bruchstücke; 
— langfristige Abkühlung und Endform der Bruchstücke des Kerns nach Eindringen 
in die Betonbodenplatte. 
1.4.4. Reaktorinterne Experimente — Brennstoffverhalten unter schweren Unfallbedingungen 
Beteiligung der Kommission am Programm PHEBUS und an weiteren internationalen 
Programmen oder Programmen, die von Drittstaaten durchgeführt werden: LOFT, PBF, 
NRU, EPRI usw. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Untersuchungsprogramm der Gemeinschaft, das auf der Grundlage von Forschungsver­
trägen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 14 200 000 ECU. 
Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/23 
PROBLEME DER VERTEILUNG, DER VERBRENNUNG UND DER ÜBER­
WACHUNG DES BEI EINEM UNFALL ENTSTEHENDEN WASSERSTOFFS 
(vgl. Punkt l.A.2.6 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
Im Hinblick auf die Untersuchung eines Primärkühlmittel-Verlustunfalls, gefolgt von 
einem einwandfreien Funktionieren des Notkühlsystems des Reaktorkerns, sind die 
Erscheinungen der Wasserstofferzeugung sowohl durch die Reaktion Zirkon-Wasser-
Dampf als auch durch Radiolyse ausreichend langsam, damit die Systeme der Verdün­
nung oder der Neukombination zum Tragen kommen können, bevor die Entflammbar­
keitsgrenze erreicht ist. Die einschlägigen Vorschriften beschränken sich im allgemeinen 
auf die Festlegung eines höchsten Prozentsatzes der Oxydation der Umhüllung, um die 
Menge des bei einem Auslegungsunfall (design basis accident) erzeugten Wasserstoffs 
zu begrenzen. 
Bei einer Untersuchung der Unfallabläufe, die zu einer Überhitzung der exponierten 
Brennelemente oberhalb 1 200 °C führen und bei denen immer größere Schäden am 
Reaktorkern auftreten können, stellt man fest, daß die Wasserstofferzeugung immer 
rascher und in größerem Umfang vor sieht geht. In diesem Fall müssen die Risiken, die 
sich für die Unversehrtheit der Einschließung und der darin befindlichen Sicherheitssy­
steme ergeben können, berücksichtigt werden, und es müssen entsprechende Maßnah­
men vorgesehen werden. Dies wurde deutlich beim Unfall von TMI-2, nach dem insbe­
sondere in den USA von EPRI und SANDIA ehrgeizige Forschungsprogramme erstellt 
wurden. Die Kommission hat bereits 1979 beschlossen, im Rahmen ihrer Arbeitsgruppe 
Nr. 2 „Sicherheit der Leichtwasserreaktoren — Forschungsarbeiten" eine Unterfach­
gruppe einzusetzen, die im August 1981 einen Bericht über den diesbezüglichen Stand 
der Kenntnisse erarbeitet hat. Die Ergebnisse dieses Berichtes und die späteren Erörte­
rungen im Rahmen dieser Untergruppe haben unter Berücksichtigung der in der 
Gemeinschaft und in den Vereinigten Staaten laufenden Forschungsprogramme die 
Notwendigkeit aufgezeigt, eine gemeinschaftliche Forschungsaktion durchzuführen. 
Die ausgewählten Bereiche sind: Verteilung von Wasserstoff in der Sicherheitsumschlie­
ßung (hier ergeben sich größere Probleme der Bewertung und der Beschränkung der 
Risiken), die Verbrennung und die Untersuchung der möglichen Explosion von Gemi­
schen Wasserstoff-Luft-Dampf, sowie die Überwachung insbesondere bei Maßnahmen 
der Konzentration von Wasserstoff, Sauerstoff und Dampf. 
Die Aspekte betreffend die Erzeugung von Wasserstoff werden bereits unter Punkt 1.4.2 
behandelt, so daß die Untersuchung der Verteilung und der Verbrennung mit Vorrang 
behandelt werden muß, ohne jedoch den Bereich der Überwachung zu vernachlässigen. 
Die Kostenteilungsaktion isf für diese Art von Arbeiten gut geeignet, denn diese Tätig­
keiten umfassen mehrere wissenschaftliche Fachrichtungen, worin in einigen die GFS 
keine besondere Kompetenz aufweist. Enge Verbindungen bestehen mit den übrigen im 
Rahmen dieses Vorschlags vorgesehenen Forschungsthemen, insbesondere mit den 
Arbeiten über die Bedingungen des beschädigten Reaktorkerns und den Forschungsar­
beiten über Quellterm. Obgleich sich die Probleme im Zusammenhang mit der Wasser­
stoffverbrennung angesichts der Dichte der betreffenden Gase unterschiedlich stellen, 
gibt es doch Beziehungen zwischen diesem Bereich und den unter Punkt 1.4.2 vorge­
schlagenen Forschungsarbeiten über die Explosionen von Gaswolken, so daß entspre­
chende Kontakte zwischen den Laboratorien hergestellt werden müssen, die mit diesen 
Forschungsarbeiten befaßt sind. 
Tätigkeiten 
In diesem Bereich ist eine enge Zusammenarbeit mit den amerikanischen Programmen 
EPRI und SANDIA von ausschlaggebender Bedeutung. 
Insgesamt beginnt das vorgeschlagene Programm mit theoretischen und experimentel­
len Untersuchungen über die Gasverteilung in realistischen Sicherheitseinschließungen; 
sodann werden die Möglichkeiten der Verbrennung untersucht mit dem Ziel, zufrie­
denstellende technische Überwachungsmethoden für die bei einem Unfall erzeugten 
Gase festzulegen. 
1. Verteilung von Wasserstoff und der übrigen Gase 
Die Probleme der Verteilung der Gase in der Atmosphäre der Einschließung nach einem 
LOCA sind im Hinblick auf die technische Überwachung und die Risikoabschätzung 
von vorrangiger Bedeutung. 
Nr. C 250/24 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
Die Kenntnis der Verteilung in der Atomsphäre der einzelnen abgeschlossenen Abtei­
lungen der Sicherheitseinschließung erfordert analytische und experimentelle Untersu­
chungen über die Verteilung von Wasserstoff, Sauerstoff, Dampf und Stickstoff in die­
sen Abteilungen. Die Forschungsarbeiten beginnen mit Grundlagenstudien (zum Bei­
spiel des Typs „separate Wirkungen") und reichen bis zu Integralversuchen. 
Vor diesen Experimenten müssen analytische Untersuchungen durchgeführt werden, 
um das Programm über die Verteilung insgesamt zu optimieren. Die Trennung von Was­
serstoff und Sauerstoff durch einen physikalischen Prozeß ist während der ersten Phase 
eines Unfalls ein besonders interessantes Phänomen. 
Es müssen Arbeiten über die Präzision der theoretischen Analysen und die praktischen 
Messungen der Konzentration unter Unfallbedingungen durchgeführt werden. 
Ferner muß ein einfaches und zuverlässiges Verfahren für die Messung der Konzentra­
tionen an Wasserstoff und an Sauerstoff entwickelt werden. 
Für die Vorgänge bei fortgeschrittenem Reaktorkernschaden und bei Bedingungen eines 
vollständig geschmolzenen Kerns ist es erforderlich, Entwicklungen, Gegenüberstellun­
gen und experimentelle Verifikationen von zusätzlichen Codes durchzuführen. 
Die Aspekte der Verteilung aller abschwächenden Verfahren müssen sorgfältig analy­
siert werden, wenn man die Vorteile dieser Verfahren bewerten will (siehe technische 
Überwachung). 
1.5.2. Verbrennungsprozesse 
Angesichts der laufenden Arbeiten können mehrere Bereiche einen Nutzen aus den von 
den europäischen Labors durchgeführten Forschungsarbeiten ziehen. 
Während die Grenzen der Flammbarkeit und der Explosivität für binäre Gemische Was­
serstoff-Luft gut bekannt sind, sind die Angaben über ternäre bzw. multiple Gemische 
bei Vorhandensein von Dampf, Inertgasen oder Aerosolen recht beschränkt. Zuverläs­
sige Daten über die Explosivitätsgrenzen der Gemische Wasserstoff-Luft-Dampf sind 
insbesondere im Falle der unterteilten realistischen Sicherheitseinschließungen erforder­
lich. 
Außer den Aspekten der Wirkung der Verteilung auf die Verbrennungserscheinung ist 
den physikalischen Bedingungen vor und nach einer möglichen Zündung besondere 
Aufmerksamkeit zu widmen. Dies erfordert kombinierte analytische und experimentelle 
Arbeiten. Soweit wie möglich sollten die Experimente zuverlässige Erklärungen liefern, 
die eine Vorhersage über die Kinetik der Verbrennungsreaktionen ermöglichen, insbe­
sondere die Möglichkeit von Übergängen Verpuffung-Detonation unter realistischen 
Bedingungen. Dies schließt den Einfluß der erzeugten Druckwellen und Wechselwir­
kungen mit den Strukturen ein. Die gesamten Arbeiten müssen für die Untersuchung 
von Standardabläufen in die Codes für Wasserstoff einbezogen werden. 
1.5.3. Technische Überwachung 
Gegenwärtig werden verschiedene Verfahren und Grundsätze erörtert und bewertet, und 
einige von ihnen sollen im Rahmen des amerikanischen Programms getestet werden. 
Endgültige Empfehlungen über die spezifischen Techniken können so lange nicht abge­
geben werden, als nicht jedes Verfahren eingehend analysiert und erprobt worden ist 
und solange die Ergebnisse nicht vorliegen. Arbeiten in Europa, die eine Ergänzung des 
diesbezüglichen amerikanischen Programms darstellen, werden dringend empfohlen 
(insbesondere über die Aspekte der Verteilung). Diese Arbeiten werden im Rahmen des 
letzten Teils des vorgeschlagenen Programms durchgeführt. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Gemeinsames Untersuchungsprogramm, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 3 600 000 ECU. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/25 
1.6. SPALTPRODUKT-QUELLTERM UNTER SCHWEREN UNFALLBEDINGUNGEN 
(vgl. Punkt l.A.2.5 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
Für die Abschätzung von Quelltermphänomenen ist die ins Einzelne gehende Kenntnis 
der potentiell vorhandenen Spaltprodukte in einem Kernkraftwerk zum Zeitpunkt und 
während der einzelnen Phasen eines Unfalls, der Prozesse der Freisetzung und des 
Transports der Spaltprodukte im Primärkreislauf, in der Sicherheitsumschließung und 
schließlich in der Umwelt erforderlich. Diese Bewertung muß qualitativer Art sein: 
daher müssen die einzelnen physikalischen und chemischen Formen präzisiert werden, 
in denen die Spaltprodukte freigesetzt werden und sich entwickeln, aber es muß auch 
eine quantitative Bewertung durchgeführt werden. Die Kenntnis der Quelltermphäno-
mene spielt eine ausschlaggebende Rolle bei der realistischen Bewertung der Unfallrisi­
ken und ermöglicht die Festlegung von Interventionsmaßnahmen und Sicherheitsein­
richtungen, die vorgesehen werden müssen, um diesen Unfällen zu begegnen. 
Auf der Ebene der Verordnungen sind die Hypothesen, die hinsichtlich der Quelltermphä-
nomene für die Bewertung der radiologischen Folgen der Bezugsunfälle herangezogen 
werden, weitgehend konservativer Art; dies gilt besonders für die Freisetzung fester und 
halbflüchtiger Spaltprodukte; nur die Ableitungen von Edelgasen werden korrekt 
bewertet. Nach der Veröffentlichung des Berichtes WASH 1400 haben amerikanische 
Fachleute wie Levenson und Rahn auf den Pessimismus der zugrunde gelegten Hypo­
thesen und Modellerstellungen und auf die Rolle hingewiesen, die das Wasser bei der 
Zurückhaltung von Jod und Cäsium spielt. Ihre Ansicht wurde durch die ersten Fest­
stellungen erhärtet, die beim Unfall von TMI-2 gemacht wurden; in der Folge wurden 
in den USA von NRC und EPRI sowie in Europa umfangreiche Forschungsprogramme 
beschlossen. Diese Programme betreffen sowohl die Chemie bestimmter Spaltprodukte 
als auch die Bildung und das Verhalten dichter Aerosole. Im Bereich der internationa­
len Zusammenarbeit haben die Schweden vorgeschlagen, die Anlage von MARVIKEN 
zur Durchführung eines weitreichenden Forschungsprogramms über Aerosole zu benut­
zen. Dieses Programm läuft 1984 an, und mehrere Mitgliedstaaten haben bereits ihre 
Absicht an einer Beteiligung bekundet. Im übrigen hatte die Fachgruppe von CSNI 
(OECD-ENEA) 1979 einen Bericht über den Stand der Kenntnisse im Bereich der 
nuklearen Aerosole erstellt. Dieser Bericht wurde soeben überarbeitet und für die 
Leichtwasser-Kernkraftwerke angepaßt, da die erste Version dieses Berichtes zum gro­
ßen Teil den natriumgekühlten schnellen Reaktoren gewidmet war. 1982 war die 
Arbeitsgruppe der Gemeinschaft Nr. 2 „Sicherheit der Leichtwasserreaktoren — For­
schungsarbeiten" der Auffassung, daß im Bereich der Quelltermphänomene noch zahl­
reiche Probleme zu lösen seien und daß es wünschenswert wäre, im Rahmen des zwei­
ten Forschungsprogramms Forschungsarbeiten im Kostenteilungsweg vorzusehen. 
Die Kommission hat 1982 eine kleine Gruppe von Fachleuten einberufen, die Bilanz 
über die in der Gemeinschaft und außerhalb der Gemeinschaft durchgeführten bzw. 
geplanten Tätigkeiten gezogen hat. Sie hat die Durchführung grundlegender Arbeiten 
vorgeschlagen, die auf die Untersuchung der separaten Wirkungen beschränkt sind und 
keine Großanlagen erfordern. Die Forschungsarbeiten werden sich auf die Prozesse der 
Freisetzung von Spaltprodukten aus Brennstoffen bei hohen Temperaturen sowie auf 
die Probleme der Chemie von Jod in aquatischem Milieu, den Transport von Spaltpro­
dukten im Primärkreislauf und insbesondere auf zahlreiche Forschungsarbeiten über 
den Transport und das Verhalten der Spaltprodukte und der Aerosole in der Sicherheits­
umschließung erstrecken. Vorbereitende Arbeiten sollen von den Dienststellen der 
Kommission ab 1983 in Angriff genommen werden, um eine Reihe von potentiellen 
Themen zu präzisieren und auch die Ergebnisse der derzeit in den USA und in Europa 
laufenden Experimente zu berücksichtigen. Dies impliziert die Notwendigkeit einer 
gewissen Flexibilität bei der Durchführung der hier vorgeschlagenen Aktionen; insbe­
sondere wäre es angezeigt, die Veröffentlichung der Ausschreibungen in mehreren Pha­
sen vorzusehen. 
Die Ergebnisse dieser Forschungsarbeiten werden es ermöglichen, die Modellerstellung 
für die einzelnen Phänomene, wie sie bisher für die spezialisierten Codes verwendet 
wird, zu verbessern. Außerdem wird es mit den hier vorgeschlagenen Forschungsarbei­
ten möglich sein, die erforderlichen Ausgangsdaten für die Untersuchung der Probleme 
der atmosphärischen Dispersion von radioaktiven Ableitungen besser zu definieren, die 
im nachstehenden Punkt behandelt werden (1.7). 
Nr. C 250/26 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
Tätigkeiten 
1.6.1. Freisetzung der Spaltprodukte aus Brennstoffen 
— Eindeutige Identifizierung der chemischen Form von Jod und der sonstigen Spalt­
produkte zum Zeitpunkt der Freisetzung aus dem Brennstoff bei hohen Temperatu­
ren. Angesichts der möglichen komplexen chemischen Reaktionen müssen diese 
Arbeiten an bestrahlten Brennstoffen des gängigen Typs in einer Umgebung 
Dampf-Wasserstoff durchgeführt werden; 
— Freisetzungsrate der halbflüchtigen Spaltprodukte aus bestrahlten Brennstoffen im 
Temperaturbereich 1 200-2 100 °C. 
1.6.2. Chemie der Spaltprodukte 
— Thermochemische Hochtemperaturdaten und Gleichgewicht zwischen den Phasen 
für zahlreiche Arten von Spaltprodukten, Reaktionen mit den Werkstoffen, mit den 
übrigen Spaltprodukten und mit den Bestandteilen des Dampfes bei hoher Tempe­
ratur. Physikalische und chemische Wirkungen der Wasserstoffverbrennung; 
— Chemie von wässerigem Jod, insbesondere bei hohen Temperaturen (bis 300 °C), 
Auswirkung auf die Kinetik der bekannten Reaktionen und die Stabilität der mut­
maßlichen Zwischenarten. Sonderuntersuchung der Bildung organischen Jods bei 
niedrigen Konzentrationen — mögliche Erstellung eines Codes. 
1.6.3. Transport der Spaltprodukte im Primärkreislauf und bis zur Sicherheitseinschließung 
— Kritischer Überblick über die bei TRAP-MELT nicht benutzten Modelle und Ent­
wicklung einiger Modelle je nach Bedarf und der voraussichtlichen künftigen Ent­
wicklung. Gegenüberstellung der Codes ungefähr 1985; 
— experimentelle Forschungsarbeiten über die Prozesse der Gravitations-Koagula­
tion; 
— die nachstehenden Bereiche sollten als potentielle Arbeitsthemen im Auge behalten 
werden: 
Wirkungen von kleinen Dampfexplosiorien im Primärkreislauf, 
durch Fragmentierung erzeugte und durch den Hochdruck des Primärkreislaufs 
ausgestoßene Aerosole, 
Grad der möglichen Abschwächung im Abkühlbecken, 
mögliches Vorhandensein sehr dichter Aerosole bei einigen Unfallserien und ihre 
spätere Stabilität. 
1.6.4. Transport der Spaltprodukte und Verhalten der Aerosole in der Sicherheitseinschließung 
(es wird auf die diesbezüglichen früheren und laufenden LMFBR-Programme verwie­
sen) 
— Kondensierungsprozesse, Einfluß der Zerfallswärme von Edelgasen, Entwicklung 
und Kopplung der thermohydraulischen Codes und der Aerosol-Codes, Möglich­
keit der Entwicklung eines kombinierten Codes; 
— Bedeutung der Modellerstellung der Ablagerungsverfahren durch Diffusiophorese; 
— Entwicklung gekoppelter Modelle unter Einbeziehung der Eliminierungsmechanis-
men durch natürliche Prozesse und durch spezifische Systeme. Gegenüberstellung 
von Codes und „Benchmark"-Versuche; 
— experimentelle Validierung der Agglomerationsprozesse, insbesondere durch Gravi­
tations-Koagulation ; 
— Untersuchung der möglichen Rückführungsprozesse von den Wänden und den 
Sümpfen in verschiedenen Unfallphasen; 
— Abschwächung über die Leckagen. Sondierende Untersuchungen zur Festlegung 
der Abschwächung im Zusammenhang mit bestimmten Arten der Leckage und zur 
Ermittlung der signifikantesten Parameter. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/27 
Beitrag der Gemeinschaft 
Gemeinsames Untersuchungsprogramm, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 6 000 000 ECU. 
1.7. DISPERSION DER SPALTPRODUKTE IN DER LUFT NACH EINEM 
UNFALL (vgl. Punkt l.A.2.7 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
Die Probleme der Ableitung von radioaktiven Stoffen aus einem Kernkraftwerk bei 
einem Unfall sowie die Dispersion dieser Ableitungen in der Luft sind ausschlaggebend 
für die Ermittlung der radiologischen Folgen sowohl für die unmittelbare Umgebung 
des Kraftwerks als auch auf regionaler Ebene. Diesen Problemen kommt in Europa 
besondere Dringlichkeit zu, da hier die Folgen der Ableitungen angesichts der Länder­
größe und der hohen Anzahl von Kernkraftwerken in Grenznähe über den nationalen 
Rahmen hinausgehen. 
Dies ist der wesentliche Grund dafür, daß die Kommission im Rahmen des ersten 
Kostenteilungs-Forschungsprogramms (1979—1983) eine diesbezügliche Forschungstä­
tigkeit vorgeschlagen hatte (Bereich C dieses Programms). 
Hierbei muß unterstrichen werden, daß sich die im Bereich C des ersten Kostenteilungs­
programms durchgeführten Studien ebenso wie die für das zweite Programm vorge­
schlagenen Studien auf die Aspekte des Transports der aktiven Schadstoffe in der Luft 
beziehen und somit die unter Punkt 1.6 behandelten Quelltermphänomene und die 
Bewertung der radiologischen Folgen ausschließen, die in einen anderen Fachbereich 
fallen (')• Andererseits beziehen sich diese Untersuchungen im wesentlichen auf größere 
hypothetische Unfälle, die über den für die Bewertung der Sicherheit von Kraftwerken 
zugrundegelegten Auslegungsunfall hinausgehen. Für diese Kategorien von Unfällen 
sind die betroffenen Zonen, die Höhe der Abgasfahnen über dem Boden, die Dauer der 
Migration beträchtlich wichtiger als bei einem Auslegungsunfall, und man gelangt vom 
üblichen Gebiet der Meteorologie/Luftdispersion auf „örtlicher" Ebene (bis zu etwa 10 
km) in den Bereich der „regionalen" Ebene (mehrere 10 km). 
Daher und auch angesichts der wachsenden Bedeutung von Teilwirkungen (Topogra­
phie, Inversionen/Stratifikationen, geostrophisches Mitreißen, Übergang Land-Meer 
usw.), ist die Behandlung der Dispersion in der Luft nicht mehr für die äußersten Ver­
einfachungen der lokalen Ebene geeignet, und die Kenntnisse, Modelle und Validierun­
gen sind hier nicht so zahlreich und im allgemeinen unzureichend. Überdies sind alle 
verfügbaren Modelle deterministischer Art. Nun ist jedoch die „Variabilität", der semi-
stochastische Charakter des Transports in der Luft ein sehr grundlegender Aspekt, der 
bisher nur wenig untersucht worden ist. Die Berücksichtigung der Variabilität gilt im 
wesentlichen für die kurzen Ableitungen bzw. Ableitungen, deren Stärke sich mit der 
Zeit verändert — Merkmale von Unfallsituationen. 
Im Rahmen des ersten Kostenteilungsprogramms konnten Arbeiten in bescheidenem 
Umfang durchgeführt werden. Es hat sich von Anfang an gezeigt, daß es die Mittelzu­
weisungen und die verfügbare Zeit bestenfalls ermöglichen würden, die Grundlagen für 
eine längerfristige koordinierte Aktion zu legen und daß eine Fortführung nach 1984 in 
jedem Fall notwendig wäre; auch der BPA hat diese Meinung geteilt (Stellungnahme 
vom 27. März 1980); das erste Programm war daher vor allem so konzipiert, daß die 
Probleme und die relative Bedeutung der vielfachen Aspekte und Teilfaktoren, die eine 
Rolle bei der Dispersion spielen, auf regionaler Ebene erfaßt und besser bewertet wur­
den. 
So wurden zwar bestimmte theoretische und experimentelle Arbeiten über den Effekt 
der Wirbelschleppe von Gebäuden, die Höhe von Abgasfahnen über dem Boden und 
die Auswirkung von Wärmeinseln in der Stadtluft, das Windaufkommen vom Meer zum 
Land und die Dispersion durch schwachen Wind unternommen, im Rahmen des ersten 
Programms konnten jedoch keine „Felderfahrungen" größeren Umfangs gesammelt 
werden. Diese Vorhaben werden im Rahmen des zweiten Programms vorgeschlagen. 
(') Vgl. Programmvorschlag Strahlenschutz. 
Nr. C 250/28 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
Die nachstehend vorgeschlagenen Forschungen entsprechen den Empfehlungen der 
Untergruppe des BPA, die mit der Überwachung der Durchführung des Bereichs C des 
1. Programms beauftragt ist; bei der Durchführung der Arbeiten wird der Absicht ver­
schiedener Teilnehmer am derzeitigen Programm Rechnung getragen, sich zusammen­
zuschließen, um bestimmte Versuchsreihen sowohl im Feld als auch im Windkanal 
durchzuführen. 
Zwischen diesen Forschungsarbeiten im Rahmen der nuklearen Sicherheit und den 
Arbeiten, die'auf Gemeinschaftsebene gemäß Artikel 37 — Umwelt und Strahlenschutz 
— durchgeführt werden, besteht eine eindeutige Beziehung. Die bestehenden Bindun­
gen werden konsolidiert, und die geplanten Arbeiten leisten einen wertvollen Beitrag in 
einem Bereich, der bisher nur unzureichend erforscht ist. 
Tätigkeiten 
1.7.1. Merkmale der Ableitungen 
Die Parameter unbeabsichtigter Ableitungen (Dauer, Höhe) bedingen zuweilen in sehr 
signifikanter Weise den Prozeß des späteren Transports in der Luft. Dieser Aspekt, der 
mit Ausnahme der Modellerstellung der Heißgasstrahlen im laufenden Programm nicht 
behandelt worden ist, muß im zweiten Programm bearbeitet werden. 
1.7.2. Teilwirkungen 
Ergänzende Untersuchungen zu den laufenden Arbeiten sind notwendig. Sie erstrecken 
sich auf die Dispersion über dem Meer und den Übergang Land-Meer-(Land), den Ein­
fluß der Windscherung auf die seitliche Dispersion, die trockenen oder feuchten Abla­
gerungen, den Einfluß der Dauer der Emission und des Transports usw. Diese Untersu­
chungen umfassen notwendigerweise auch experimentelle Validierungen im begrenzten 
Maßstab im Feld oder im Windkanal bzw. im rotierenden Wasserstollen. 
1.7.3. Modellerstellung der Dispersion und Validierungen 
Im ersten Programm wurden auf der Grundlage mehrjähriger statistischer Angaben ver­
schiedene Modelle ausgearbeitet und zum Teil validiert. Die Bedeutung bestimmter 
Faktoren, insbesondere Topographie und Windscherung, muß jedoch enger umrissen 
werden, und dies muß zu Teilversuchen im Feld bzw. im Windkanal oder im Wasser­
stollen führen. 
Im Rahmen des laufenden Programms hat eine Untersuchung im Windkanal die Lei­
stungsfähigkeit der Verfahren der digitalen Bildanalyse zur Untersuchung der Entwick­
lung und der Feinstruktur simulierter Abgasfahnen unter unterschiedlichen atmosphäri­
schen Bedingungen gezeigt. Diese Untersuchungen müssen sowohl in theoretischer 
Hinsicht als auch im Grundlagenbereich fortgeführt werden. Diese Arbeiten dürften zur 
Erstellung probabilistischer Modelle für die Übertragung in die Atmosphäre führen. 
1.7.4. Experimentelle Validierung im vollen Maßstab 
Im Rahmen des ersten Programms konnten begrenzte Versuche durchgeführt werden 
(Indikatoren und meteorologische Sondierungen), die sich in erster Linie auf die Teil­
wirkungen oder die Validierung von Modellen im lokalen Maßstab erstreckten, es konn­
ten jedoch keine Erfahrungen größeren Umfangs „im Feld" gewonnen werden. Solche 
Vorhaben müssen nunmehr ins Auge gefaßt werden; sie werden notwendigerweise auf 
die gemeinsamen Mittel mehrerer Laboratorien zurückgreifen müssen und vermutlich 
nicht gleich mit dem Anlaufen des zweiten Programms in Angriff genommen werden 
können. 
Bestimmte Aspekte wurden bereits unter Punkt 1.7.2 und 1.7.3 genannt: Diffusion über 
dem Meer, Übergang Land-Meer-(Land), Einfluß des örtlichen oder regionalen Reliefs. 
Weitere zumindest teilweise Validierungen von Modellen im regionalen Maßstab 
(Küstenbereiche und kontinentale Bereiche) sind zweifellos ergänzend zu den einzelnen 
vorgesehenen Simulierungen erforderlich, sie machen jedoch vorher eingehende Unter-
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/29 
suchungen mit der betreffenden Untergruppe und sonstigen Fachkreisen notwendig. 
Ihre Ausweitung auf den Zwischenmaßstab (Mesomaßstab über 50—100 km) wäre zu 
einem späteren Zeitpunkt in Verbindung mit anderen Tätigkeiten (Programm Strahlen­
schutz usw.) denkbar. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Für die vorgesehenen Untersuchungen bzw. experimentellen Validierungen ist eine Mit­
telzuweisung unter Berücksichtigung der Schwierigkeiten der Feldversuche vorzusehen, 
die meteorologischen und klimatischen Ungewißheiten unterliegen: 
Gemeinsames Untersuchungsprogramm, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 6 500 000 ECU. 
1.8. FÜR DIE PROBABILISTISCHE RISIKOBEWERTUNG ANGEWANDTE 
METHODOLOGIEN (vgl. Punkt l.A.2.1 des Aktionsprogramms) 
Ziele 
In den letzten Jahren haben die Arbeiten im Bereich der Risikoanalyse auf der Grund­
lage der probabilistischen Methodologien beträchtliche Fortschritte gemacht. 
Die diesbezüglichen Studien wurden insbesondere in den Vereinigten Staaten fortge­
führt, wo dieses Analyseverfahren erstmals weitgehend bei der Sicherheitsanalyse von 
Leichtwasserreaktoren angewandt wurde (WASH 1400 oder Rasmussen-Bericht). Wei­
tere gleichartige Arbeiten, z. B. die deutsche Studie über die Risiken von Kernkraftwer­
ken (GRS 1980 oder Birkhofer-Bericht) folgten dann. Seither wurden Arbeiten des glei­
chen Typs auch in anderen Ländern durchgeführt. 
Obgleich die quantitative Risikobewertung auf der Grundlage der probabilistischen 
Analyse noch mit recht großen Ungewißheiten behaftet ist, stellt diese Methode doch 
die Grundlage für das „Proposed policy Statement on safety goals for nuclear power 
plants" dar, das die Nuclear Regulatory Commission im Februar 1982 veröffentlicht 
hat. Dieses probabilistische Vorgehen bei der Sicherheitsanalyse ist von größter Bedeu­
tung, denn zum ersten Mal wird hier der Versuch unternommen, eine Methodologie zu 
entwickeln, mit der der Grad des Risikos einer technischen Entscheidung bewertet wer­
den kann. 
Mit der Maßgabe, daß diese Methodologie mit Erfolg angewandt wird, geht ihre Bedeu­
tung über den nuklearen Bereich hinaus. Auf Sicht kann damit gerechnet werden, daß 
sie für die quantitative Bewertung und die Gegenüberstellung der Risiken von verschie­
denen wichtigen Tätigkeiten unserer Industriegesellschaft angewandt werden kann. Sie 
kann auf diese Weise zu einer objektiveren Festlegung der Abnehmbarkeit der Risiken 
beitragen. In Europa wurde eine fruchtbare Zusammenarbeit zwischen den einzelnen 
Instituten hergestellt, die ein probabilistisches Vorgehen der Risikobewertung entwik-
kelt haben. Diese Zusammenarbeit wurde durch die Rolle der GFS begünstigt, die in 
diesem Bereich über ein Arbeitsteam verfügt, dessen anerkanntes Fachwissen im Rah­
men des Programms „Analyse der Zuverlässigkeit, Risikobewertung und Datenbank" 
zum Tragen kommt. Sofern sich die angewandten Methodologien jedoch von einem 
Land zum anderen unterscheiden, stellt sich das Problem der Annehmbarkeit des proba­
bilistischen Vorgehens; dieses Problem kann nur dann gelöst werden, wenn es gelingt, 
die Austauschbarkeit der Methoden und der angewandten Modelle zu verstärken. 
Abschließend zu einem Seminar in Ispra im Mai 1982 über „US PRA Procedures Guide 
Analysis and Impact on European Practices" haben die anwesenden europäischen 
Sachverständigen in der Optik einer Annäherung an dieses Ziel empfohlen, „Bench-
mark"-Vorhaben für die Validierung und Gegenüberstellung der spezifischen Aspekte 
der probabilistischen Risikobewertung durchzuführen. Als Beispiel wurde ein erstes 
Vorhaben in Angriff genommen, an dem zehn Organisationen beteiligt sind; die GFS 
übernahm das technische Sekretariat, zieht die entsprechenden Schlußfolgerungen aus 
den Arbeiten und erarbeitet die einschlägigen Informationen. 
Dieses Experiment muß künftig systematischer durchgeführt werden. Die Kostentei­
lungsaktion ist für diese Art von „Benchmark"-Vorhaben gut geeignet, an dem sich alle 
spezialisierten Arbeitsteams, die in der Gemeinschaft einsatzbereit sind, beteiligen soll­
ten. Die GFS wird in enger Zusammenarbeit mit den Verantwortlichen für das Kosten-
Nr. C 250/30 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
teilungs-Forschungsprogramm weiterhin eine zentrale Rolle sowohl bei der Organisa­
tion als auch bei der Auswertung der Ergebnisse spielen. Eine erste Auswahl von 
Themen für die vorgesehenen Vorhaben wird im Mai 1983 auf einer Sitzung der Sach­
verständigengruppe über die Zuverlässigkeit (Untergruppe des BPA Reaktorsicherheit) 
erstellt. 
Tätigkeiten 
Es werden zwischen 5 und 10 „Benchmark"-Vorhaben vorgeschlagen, deren Abwick­
lung über die Laufzeit des Programms gestaffelt ist. Die Themen sind nachstehend 
generell aufgeführt. Sie werden im Laufe der Erörterungen mit den Fachgruppen und 
den beteiligten Arbeitsteams weiter definiert. 
— Ereignisbaum: dieses „Benchmark"-Vorhaben ist für die Analyse der einzelnen 
Verfahren vorgesehen, fnit denen bei der probabilistischen Analyse eines Unfalls 
die Bewertungen der Zuverlässigkeit eines Systems untereinander gekoppelt sind. 
— Analyse der Unfallreihen: Die obengenannte Analyse wird auch im „Benchmark"-
Vorhaben behandelt. Berücksichtigt wird hierbei auch die Wechselwirkung zwi­
schen der Unfallentwicklung — d. h. Folgen und/oder Verhalten der physikali­
schen Parameter — und der Analyse der Zuverlässigkeit des Systems. 
— Common cause/mode failure: Im Rahmen dieses „Benchmark"-Vorhabens wird 
einerseits das Problem der Identifizierung und der Klassifizierung dieser Fehler 
und andererseits das Problem ihrer analytischen Behandlung angegangen. 
— Zuverlässigkeitsdaten: Aufgrund dieses „Benchmark"-Vorhabens wird es möglich 
sein, die angewandten Verfahren zu prüfen, um die Rohdaten verschiedenen 
Ursprungs so zusammenzulegen, daß die Zuverlässigkeitsparameter der Kompo­
nenten bewertet werden können. 
— Modellerstellung für das menschliche Verhalten: Bei diesem „Benchmark"-Vorha-
ben wird das wichtige Problem der Daten und des menschlichen Verhaltens behan­
delt. 
— Wahrscheinlichkeit von Strukturversagen und Strukturverhalten bei Erdbeben: 
Diese beiden „Benchmark"-Vorhaben erstrecken sich auf die Analyse der Verfah­
ren zur Prüfung der Widerstandsverteilung von Strukturen je nach Belastung. 
— Analyse der Folgen: Mit diesem „Benchmark"-Vorhaben sollen einzelne Analyse­
verfahren der Übertragung von radioaktiven Stoffen auf die Umwelt verglichen 
werden. 
Beitrag der Gemeinschaft 
Gemeinsames Untersuchungsprogramm, das auf der Grundlage von Forschungsverträ­
gen durchzuführen ist. 
Erforderliche Mittel: 1 800 000 ECU. 
1.9. BETEILIGUNG AN INTERNATIONALEN FORSCHUNGSVORHABEN ODER 
AN PROGRAMMEN, DIE AUSSERHALB DER GEMEINSCHAFT DURCH­
GEFÜHRT WERDEN 
Die hohen Kosten der Forschungsprogramme über die Sicherheit unter Einsatz von gro­
ßen Versuchsanlagen und die aktive internationale Zusammenarbeit, die in diesem 
Bereich hergestellt wurde, führen unweigerlich zur Erstellung von anderen internationa­
len Forschungsvorhaben als denjenigen, die im Rahmen der Gemeinschaft schon seit 
langem vorgeschlagen und durchgeführt werden. 
Gegenwärtig bestehen drei Möglichkeiten: 
— Das vom USDOE vorgeschlagene Programm LOFT, für das unter der Ägide der 
OECD-ENEA ein Konsortium errichtet wurde. Dieses Vorhaben sieht eine Verlän­
gerung der Benutzung des Versuchsreaktors LOFT nach Durchführung des vom 
NRC geförderten Programms vor. In den nachstehenden Bereichen wurden zusätz­
liche Tests vorgesehen: 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/31 
Primärkühlmittelverlust bei großen und kleinen Leckagen, Versagen des Sekundär­
kreislaufs, Freisetzung der Spaltprodukte bei Kühlmittelverlust, thermohydrauli-
sche Untersuchungen bei Brennstoffverformung infolge Kühlmittelverlusts. 
Das Konsortium steht den Mitgliedstaaten der Gemeinschaft offen, und einige von 
ihnen haben bereits ihre Teilnahme beschlossen. 
— Das von Schweden vorgeschlagene Vorhaben MARVIKEN V über das Verhalten 
der flüchtigen Spaltprodukte und der bei einem Kernschmelzen entstehenden 
schweren Aerosole im Primärkreislauf eines Leichtwasserreaktors. Zahlreiche Stel­
len in den Ländern der Gemeinschaft oder in Drittländern, z. B. EPRI oder ONTA-
RIO-HYDRO, haben ihre Beteiligung angekündigt. 
— Das Programm „CLEAN-UP TMI-2", das vom US DOE vorgeschlagen worden 
ist, erstreckt sich auf eine große Anzahl von Themen, darunter: Probleme der Cha­
rakterisierung und des Transports der Spaltprodukte in der Sicherheitsumschlie­
ßung, Dekontaminierungstechniken, Prüfung des Reaktorkerns und der Innenteile. 
Verschiedene Stellen in den Mitgliedstaaten haben beschlossen, sich am Programm 
in unterschiedlicher Form zu beteiligen: Abstellung von Personal, Prüfung von Pro­
ben usw. 
Wie man sieht, erstrecken sich diese drei internationalen Vorhaben auf technische 
Themen, die eng miteinander verbunden sind oder die unmittelbar im Zusammen­
hang mit den vorstehend für das zweite Forschungsprogramm in Kostenteilung bei­
behaltenen Forschungsvorschlägen stehen, insbesondere im Bereich der Thermohy-
draulik und der schweren Brennstoffschäden bei einem LOCA (LOFT, TMI-2) und 
im Fall der Quelltermphänomene infolge von Spaltprodukten unter Unfallbedin­
gungen (LOFT, TMI-2, MARVIKEN). Diese drei Vorhaben werden im übrigen 
während des Zeitraums 1983—1986 gleichlaufend mit dem 2. Aktionsprogramm in 
Kostenteilung durchgeführt (1984—1987). 
Eine wirksame Beteiligung der Kommission an allen oder spezifischen Teilen eines oder 
mehrerer dieser internationalen Vorhaben bietet gewisse Vorteile: 
— Sie ermöglicht es den Mitgliedstaaten, die nicht bilateral an diesen Vorhaben teil­
nehmen, sich vollständige Informationen über die Ergebnisse und den Stand der 
Arbeiten zu verschaffen. 
— Im Hinblick auf einige spezifische Punkte werden die gegenwärtig laufenden 
Kostenteilungsprojekte Nutzen aus den Ergebnissen und Informationen einer sol­
chen Beteiligung ziehen, was zu ihrer erfolgreichen Durchführung beitragen wird. 
— Sie ermöglicht die Nutzung der Ergebnisse für die Durchführung von „Benchmark"-
Vorhaben zur Validierung von Codes und Modellen im Rahmen der Kostentei­
lungsaktion auf der Ebene der Gemeinschaft. 
Abgesehen davon, daß die Ergebnisse dieser internationalen Vorhaben der Kom­
mission zur freien Verfügung stehen, wird eine effektive Beteiligung der Kommis­
sion ermöglichen, wissenschaftliches Personal der am Kostenteilungs-Forschungs­
programm beteiligten Auftragnehmer zu dem betreffenden Vorhaben abzustellen, 
sich an der Analyse der Ergebnisse zu beteiligen, die Proben zu prüfen und fortge­
schrittene Meßgeräte in den Laboratorien der Auftragnehmer des Forschungspro­
gramms in Kostenteilung zu entwickeln. 
Die Dienststellen der Kommission haben die einzelnen Fälle geprüft, die eine wirksame 
Beteiligung oder eine Zusammenarbeit zwischen der Kommission und diesen Vorhaben 
im Rahmen der hier vorgeschlagenen Kostenteilungsaktion ermöglichen würden. Es 
können zwei Fälle ins Auge gefaßt werden: 
— eine Beteiligung mit einem finanziellen Beitrag der Kommission, der beschränkt 
und mit den den betreffenden Bereichen zugewiesenen Mitteln vereinbar ist. In 
diesem Fall könnte die Kommission Verträge mit den Initiatoren der Vorhaben 
nach Einholung der Stellungnahme des Beratenden Verwaltungs- und Koordinie­
rungsausschusses „Kernspaltung" (') abschließen. Die für den Abschluß dieser Ver­
träge erforderlichen Mittel werden aus den Mitteln entnommen, die dem entspre­
chenden Bereich des hier vorgeschlagenen Kostenteilungsprogramms zugewiesen 
sind. Dieses Schema könnte für einen vollgültigen Beitritt der Kommission zum 
Konsortium LOFT angewandt werden. Sondierende Kontakte mit dem USDOE 
weisen darauf hin, daß eine Beteiligung der Kommission auf der Grundlage eines 
globalen Beitrags von 1 Million ECU vorgesehen werden könnte; 
(') Beratender Ausschuß für die Abwicklung und die Koordinierung, der den BPA „Reaktorsi­
cherheit" ablöst. 
Nr. C 250/32 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
— eine den jeweiligen Fällen angepaßte Beteiligung, die bis zu einer vollständigen 
Beteiligung am Projekt — das heißt einschließlich des Zugangs zu den Ergebnissen 
— gehen kann; diese Beteiligung würde jedoch auf der Grundlage eines techni­
schen Informationsaustauschs ausgehandelt. Die Kommission würde als Gegenlei­
stung für ihre Beteiligung den Initiatoren der Vorhaben die Ergebnisse und die 
Fortschrittsberichte über bestimmte Teile des vorliegenden Kostenteilungs-Aktions-
programms, die sich auf den im betreffenden Vorhaben behandelten Bereich bezie­
hen, zur Verfügung stellen. Je nach Fall könnte mit dieser Lieferung technischer 
Informationen ein Finanzbeitrag in einer Höhe einhergehen, der — wie im ersten 
Fall — mit den dem betreffenden technischen Bereich zugewiesenen Beträgen ver­
einbar ist. Die Modalitäten für diese Art von Vereinbarung würden zwischen der 
Kommission und den Initiatoren der Vorhaben in Verträgen festgelegt, deren Ent­
wurf dem Ausschuß „Kernspaltung" zur Stellungnahme unterbreitet würden. 
Dieses Schema könnte auch für eine Beteiligung der Kommission am gesamten 
oder an einem Teil des Projekts MARVIKEN V ins Auge gefaßt werden. 
Die Lösung auf der Grundlage der Zurverfügungstellung von Fortschrittsberichten 
und von Ergebnissen gemeinschaftlicher Programme rührt nicht an die Interessen 
der Mitgliedstaaten, insbesondere derjenigen Länder, die bereits auf einer bilatera­
len Grundlage an den betreffenden internationalen Vorhaben mitarbeiten. Die 
Ergebnisse und der Fortschritt der gemeinschaftlichen Arbeiten werden in Mittei­
lungen beschrieben, die auf internationalen Zusammenkünften und auf verschiede­
nen Konferenzen und Symposien vorgelegt werden; sofern die Ergebnisse der 
Gemeinschaftsprogramme offiziell veröffentlicht werden, fallen sie in den öffentli­
chen Bereich. Die oben vorgeschlagenen Verfahren beschleunigen nur den Prozeß 
der Verbreitung der Forschungsergebnisse der Gemeinschaft, und dies kann sich 
für den Austausch technischer Informationen zwischen den Mitgliedstaaten und 
den außergemeinschaftlichen Ländern nur als vorteilhaft erweisen. 
Die Beteiligung der Kommission am Programm „CLEAN-UP TMI-2" könnte 
nach einem der oben genannten möglichen Schemata ins Auge gefaßt werden; 
hierbei ist jedoch zu bemerken, daß die Beteiligung der Laboratorien der GFS an 
der Analyse bestimmter Proben bereits jetzt vorgesehen ist. 
Die beiden hier zugrundegelegten Schemata für die Beteiligung der Kommission an den 
internationalen Forschungsvorhaben können auch zur Aushandlung des Zugangs zu 
den Ergebnissen der Forschung angewandt werden, die in einigen Drittstaaten auf ein­
zelstaatlicher Ebene durchgeführt werden. Hier könnte man zum Beispiel an die Pro­
gramme EPRI und SANDIA über Wasserstoff, SANDIA über Quellterm und ROSA IV 
über die Thermohydraulik denken, die eng mit den Punkten 1.5, 1.6 und 1.4 in Verbin­
dung stehen und insbesondere mit den Programmen über die schweren Brennstoffschä­
den PBF, EPRI (USA), NRU (Kanada) usw., die bereits unter den Punkten 1.4 und 
1.4.4 erwähnt worden sind. 
TEIL 2 
2. SICHERHEIT FLÜSSIGMETALLGEKÜHLTER SCHNELLER BRÜTER 
(LMFBR) 
VORSCHLAG FÜR EIN FORSCHUNGSPROGRAMM MIT KOSTENTEILUNG 
EINLEITUNG 
Die meisten Mitgliedstaaten der Gemeinschaft haben sich in den vergangenen fünfundzwanzig 
Jahren in erheblichem Maße um die Entwicklung flüssigmetallgekühlter Schneller Brüter bemüht. 
In diesem Zeitraum wurden sehr hohe finanzielle Aufwendungen für diese Entwicklung getätigt. 
Auch heute noch entfallen etwa 20 % der gesamten F, E&D-Ausgaben im Energiesektor auf die 
Entwicklung Schneller Brüter. Angesichts dieser Bemühungen sind eindrucksvolle technische 
Erfolge zu verzeichnen. Erstellt und betrieben wurden nicht nur mehrere Versuchs- und Prototyp­
reaktoren; auch ein großes Kraftwerk (1 200 MWe) ist in Bau und nahezu fertiggestellt. Diese 
Erfolge werden bisher in keiner anderen Region der Welt erreicht. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/33 
Die nachstehende Tabelle faßt die fertiggestellten oder geplanten Reaktorprojekte nach Ländern 
oder mitwirkenden Ländergruppen zusammen. Die in Klammern angegebenen Daten verweisen 
auf den Betriebsbeginn. 
Land 
Vereinigtes Königreich 
Frankreich 
Bundesrepublik 
Deutschland 
Italien Versuchs- und 
Test-Reaktoren 
DFR(1963) 
Rapsodie(1967) 
KNK II (4) 
(1977) 
PEC(1986) Prototyp 
(200—300 MWe) 
PFR(1974) 
Phenix(1974) 
SNR300(2) 
(1986) Demonstrationskraft­
werke (1 200 MWe) 
CFR (Projekt noch 
nicht angenom­
men) 
Super-Phenix (') 
(1984) 
SNR 2 O (Projekt 
noch nicht ange­
nommen) 
(') In Zusammenarbeit mit Italien, der Bundesrepublik Deutschland, Belgien und den Nieder­
landen. 
(2) In Zusammenarbeit mit Belgien und den Niederlanden. 
(3) In Zusammenarbeit mit Frankreich, Italien, Belgien und den Niederlanden. 
(4) In Zusammenarbeit mit Belgien und den Niederlanden. 
Die Tabelle zeigt, daß ein Trend zur Zusammenarbeit mehrerer Mitgliedstaaten beim Bau von 
Demonstrationsanlagen zu verzeichnen ist. Wichtige Kooperationsvereinbarungen wurden zwi­
schen Forschungsorganisationen und industriellen Partnern (Elektrizitätserzeugern sowie Pla-
nungs- und Baufirmen) mehrerer Mitgliedstaaten abgeschlossen. 
Außerhalb der Gemeinschaft haben auch die meisten anderen Industrieländer der Welt große 
Anstrengungen auf dem Gebiet der schnellen Brutreaktoren unternommen. 
In den USA wurde von 1963 bis 1972 der experimentelle 200 MWth-Reaktor EFFBR betrieben, 
der wertvolle Erfahrungen mit verschiedenen Reaktorsystemen lieferte. Der 62,5 MWth Versuchs­
reaktor EBR-II ist seit 1965 in Betrieb. Der Bau des Versuchsreaktors FFTF (400 MWth), der auf­
grund seiner Leistung praktisch als eine Demonstrationsanlage funktionieren wird, wurde 1980 
abgeschlossen. Entwicklung und experimentelle Untersuchungen über die Entwicklung von 
Anlagen, Natriumtechnologie, Brennstoffkreislauf und die Bestätigung von Genehmigungsaufla­
gen wurden durchgeführt. Der Bau des Clinch River Breeder Reactor (CRBR) wurde während der 
Carter-Regierung eingestellt, und die Zukunftsaussichten dieses Demonstrationsvorhabens sind 
auch heute noch nicht geklärt. 
In Japan ist der schnelle Versuchsreaktor „JOYO" mit einer geplanten Leistung von 100 MWth 
(Frühjahr 1983) seit 1977 in Betrieb. Die Auslegung des 300 MWe Prototypreaktors „MONJU" ist 
beendet; sein Bau wurde vor kurzem beschlossen. Erste Entwürfe eines größeren Demonstra­
tionsreaktors werden zur Zeit erstellt. Der Bau eines solchen Demonstrationsreaktors soll nach 
dem ersten Betriebsjahr von „MONJU" beginnen und durch die Serienfertigung mehrerer nahezu 
kommerzieller Reaktoren abgelöst werden, die der Größe und der Auslegung nach dem Demon­
strationsreaktor ähneln werden. 
In der UdSSR ist die Entwicklung und der Bau schneller Reaktoren ein wichtiger Bestandteil der 
elektrizitätswirtschaftlichen Entwicklung des Landes. Zur Zeit sind zwei Versuchsreaktoren — 
BOR-60 (60 MWth) und BR-10 (10 MWth) — in Betrieb. Der Demonstrationsreaktor BN-350 
wurde mit 350 MWe erfolgreich betrieben und für die Meerwasserentsalzung und Stromerzeu­
gung eingesetzt. Der zweite Demonstrationsreaktor, BN-600 (600 MWe) ist seit 1981 operationeil. 
Der Entwurf des kommerziellen schnellen Reaktors BN-1600 (1600 MWe) befindet sich in der 
Entwicklungsphase. Die Möglichkeit einer Erhöhung der Leistung des Reaktors BN-600 auf 
800 MWe wird geprüft. 
GEMEINSCHAFTSFORSCHUNG ÜBER DIE SICHERHEIT SCHNELLER BRÜTER 
Wenn schnelle Reaktoren akzeptiert werden sollen, muß nachgewiesen werden, daß ihre Lei­
stungskennwerte in bezug auf Sicherheit, Strahlenschutz und Umweltverträglichkeit unter norma­
len und Störfallbedingungen denen der zu diesem Zeitpunkt gebauten thermischen Reaktoren 
entsprechen. 
Nr. C 250/34 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
Eine der vorrangigen Aufgaben der in verschiedenen Ländern der Gemeinschaft laufenden 
Demonstrations- und Sicherheitsprogramme ist es, nachzuweisen, daß diese Bedingung erfüllt 
werden kann. 
Die bei dem Betrieb von Prototyp-Schnellreaktoren (Phenix, PFR) gesammelten Erfahrungen zei­
gen, daß ein schneller Reaktor im Rahmen der allgemeinen standortabhängigen Auflagen in 
bezug auf die kontrollierte Freisetzung von Radioaktivität arbeiten kann, die normalerweise für 
thermische Reaktoren gelten. Auch die Dosen, denen die Reaktorfahrer ausgesetzt wurden, lagen 
erheblich unter den zulässigen Höchstgrenzen. 
Dennoch kommt es im Rahmen der kontinuierlichen und vielfältigen Bemühungen im Rahmen 
der Softwareentwicklung und der Erarbeitung zuverlässiger physikalischer Daten für Auslegung 
und Leistung darauf an, die Untersuchung der verschiedenen Sicherheitsaspekte zu vertiefen, die 
künftige schnelle Reaktoren beeinflussen könnten, d. h. 
— zu vermeiden, daß kleine Zwischenfälle in Unfälle ausarten; 
— die Faktoren zu ermitteln, die den Unfällen zugrunde liegen und die folgenden transienten 
Phänomene und ihre Auswirkungen auf Schlüsselkomponenten der Anlage zu beschreiben; 
— die radiologischen Folgen der Unfälle, d. h. die interne Umverteilung der Radioaktivität 
nach einem Unfall sowie die Festlegung von Quelltermen zu untersuchen, die eine Abschät­
zung des externen Risikos ermöglichen. 
Sicherheitsprogramme mit den vorstehend umrissenen Zielsetzungen sind eine unerläßliche 
Ergänzung zum Bau und zum Betrieb von Prototyp- und Demonstrationsreaktoren. 
Die Gemeinschaft hat die Sicherheit schneller Brutreaktoren bisher auf zweierlei Weise unter­
stützt : 
a) durch Durchführung des eigenen Forschungsprogramms der Gemeinschaft in der Gemeinsa­
men Forschungsstelle (GFS), 
b) durch Aktivitäten, die darauf abzielen, die Koordinierung und Zusammenarbeit zwischen 
den einzelstaatlichen Programmen zum einen und dem GFS-Programm zum anderen durch 
Einschaltung des Koordinierungsausschusses schnelle Reaktoren zu verbessern ('). 
Was Punkt a) angeht, sind die derzeitigen Aktivitäten der GFS, d. h. die Tätigkeiten, die im Rah­
men des Mehrjahresprogrammes 1980—1983 durchgeführt werden, in drei Hauptkapitel unter­
teilt, d.h.: 
Unfallbeginn und Übergangsphase 
Die Tätigkeiten konzentrieren sich auf theoretische und experimentelle Untersuchungen über das 
Sieden von Flüssigmetallen, auf die Entwicklung des Europäischen Unfall-Codes und auf For­
schungsarbeiten über die Wechselbeziehungen zwischen Brennstoff und Kühlmittel. Das Ziel der 
Untersuchungen über das Sieden von Flüssigmetallen besteht darin, Daten über das Verhalten 
des Kühlmittels bei anomalen Betriebsbedingungen wie der Blockade eines Brennstabbündels, 
der Verringerung des Durchsatzes infolge eines Pumpenausfalls oder Leistungsexkursionen zu 
erhalten. Der Europäische Unfall-Code ist ein modulares System von Rechenprogrammen, das 
die verschiedenen Phasen hypothetischer Unfälle beschreibt; die Pilotversion dieses Rechenpro­
gramms ist bereits operationeil. Die Forschungsarbeiten über die Wechselbeziehungen zwischen 
Brennstoff und Kühlmittel erstrecken sich auf folgende Themen: Entwicklung von physikali­
schen Modellen und Rechenprogrammen, experimentelle Untersuchung der Faktoren, die den 
Prozeß der Wechselbeziehungen oder die Auslösung von Dampfexplosionen beeinflussen und 
Überprüfung theoretisch postulierter Mechanismen von Dampfexplosionen. 
(') Der Ausschuß wurde vom Rat im April 1970 eingesetzt und beauftragt, „eine Koordinierung 
und eine möglichst weitgehende Zusammenarbeit zwischen den verschiedenen Programmen 
mit Hilfe der geeignetsten Verfahren zu prüfen und in die Wege zu leiten und jeden zweck­
dienlichen Vorschlag zu unterbreiten". 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/35 
Kernzerstörungsphase nach einem Unfall 
Die Aktivitäten in diesem Bereich befassen sich mit einer realistischeren Beschreibung der Phase 
nach der Zerstörung, der Analyse des Verhaltens des inneren Containments und der Wärmeab­
fuhr nach einem Unfall (PAHR). Man hat damit begonnen, die Möglichkeiten und Modelle des 
US-Rechenprogramms SIMMER 2 im Rahmen der Berechnungen über die Phase nach der Zer­
störung zu bewerten und die Möglichkeiten eines experimentellen Programms für dessen Validie­
rung zu untersuchen. 
Das Programm zur Validierung des Rechenprogramms für das Containment (COVA) ist praktisch 
abgeschlossen. Um eine bessere Übereinstimmung zwischen den Versuchen und den numeri­
schen Ergebnissen zu erzielen, wurden Finite-Elemente-Rechenprogramme vorgeschrieben. Die 
Validierung des Rechenprogramms für Brennelemente (COVAS), die auf die Validierung struktu­
reller Rechenprogramme für die dynamisch-plastische Analyse abzielt, wird fortgesetzt. 
Untersuchungen über die Wärmeabfuhr nach einem Unfall werden durch reaktorexterne und 
reaktorinterne Versuche unterstützt. Reaktorexterne Versuche, die in der inzwischen fertiggestell­
ten Anlage FARO durchgeführt werden sollen, zielen darauf ab, Wechselbeziehungen zwischen 
Brennstoff und Kühlmittel und PAHR-Phänomene unter Verwendung echter Reaktorwerkstoffe 
unter realistischen Unfallbedingungen zu untersuchen. Die reaktorinternen Versuche (bei SAN-
DIA in den USA, im Reaktor Melusine in Grenoble und im Reaktor BR 2 in Mol) zielen darauf 
ab, die Kühlbarkeit von Fragmenten des Reaktorkerns nachzuweisen, die sich bei einem schwe­
ren hypothetischen Unfall bildep und in verschiedenen Teilen des Reaktorbehälters absetzen 
können. Daneben wird auch ein umfassendes Programm zur Entwicklung und Überprüfung phy­
sikalischer Modelle und Rechenprogramme durchgeführt, die dazu verwendet werden, das Tem­
peraturprofil in einem Fragmentbett und in Fragmentrückhaltevorrichtungen vorherzusagen. 
Materialforschung 
Forschungsarbeiten — vor allem über Rostfreistahl — werden in der GFS in mehreren Bereichen 
durchgeführt: Bruchmechanik, mit besonderer Betonung auf bestrahlten Materialien, Untersu­
chung des Rißwachstums bei Kriechbelastung bei austenitischem Stahl der Sorten AISI 304 und 
316 bei typischen Betriebsbedingungen (Last, Temperatur, Kriechfähigkeit usw.), Untersuchun­
gen über das dynamische Verhalten des Materials und Definition der entsprechenden konstituti­
ven Gesetzmäßigkeiten. Die zuletzt genannten Untersuchungen waren für das Programm COVA 
und COVAS von grundlegender Bedeutung. Schließlich sollen sie es ermöglichen, die Reaktion 
tatsächlicher Reaktorstrukturen unter verschiedenen Belastungsbedingungen (Temperatur, Span­
nungszustand) und verschiedenem Schadensausmaß (Schweißen, Kriechen, mechanische Ermü­
dung, Bestrahlung) zu verstehen. Eine große Versuchsanlage für hohe dynamische Belastungen 
wird zur Zeit in Ispra gebaut. Sie soll dazu verwendet werden, zu untersuchen, wie die für kleine 
Proben (bis zum 20 mm2 Querschnitt) ermittelten Ergebnisse auf große Strukturen beschädigter 
Werkstoffe (bis 5 000 mm2) übertragen werden können. 
Die Koordinierungsarbeiten am Brüsseler Hauptsitz konzentrieren sich im wesentlichen auf fol­
gende Sicherheitsbereiche: 
— Mit Unterstützung der Arbeitsgruppe Sicherheit (SWG), einer Sachverständigengruppe des 
Koordinierungsausschusses schnelle Reaktoren, wurden weitere Forschritte bei der Ausar­
beitung gemeinsamer Sicherheitskriterien und Leitlinien für schnelle Reaktoren erzielt. 
Die Untergruppe WAC (Whole Core Accident Code) der SWG, die auch als Sachverständi­
gengruppe im Rahmen des Beratenden Programmausschusses Sicherheit tätig ist, hat den 
Europäischen Unfall-Code initiiert und bei seiner Weiterentwicklung beratend zur Seite 
gestanden; sie hat ferner die Durchführung vergleichender Berechnungen europäischer und 
amerikanischer Codes für ausgewählte Reaktorkern-Störfälle (transiente Überleistung und 
Kühlmitteldurchsatzausfall) unterstützt. Die Untergruppe CONT (Containment Loading 
and Response) des SWG, die auch als Sachverständigengruppe im Rahmen des Beratenden 
Programmausschusses Sicherheit tätig ist, hat sich mit dem Verhalten des inneren Contain­
ments und der internen Strukturen während eines hypothetischen Kernzerstörungsunfalls 
befaßt; die Sachverständigen haben eine kritische Bewertung der Eignung der verfügbaren 
mathematischen Instrumente durchgeführt. Diese Untergruppe hat auch die laufenden 
Arbeiten zur Beurteilung der Folgen von Brennelement-Störfällen auf die benachbarten 
Strukturen aufmerksam verfolgt und sich in letzter Zeit mit Problemen des äußeren Contain­
ments im Hinblick auf eine realistische Einschätzung des Radioaktivitäts-Quellterms befaßt. 
Nr. C 250/36 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
— Mit Unterstützung der Arbeitsgruppe WGCS (Codes und Standards), einer weiteren Sach­
verständigengruppe des Koordinierungsausschusses schnelle Reaktoren, werden auch wei­
terhin stetige Fortschritte bei der schrittweisen Evaluierung der Unterschiede gemacht, die 
zwischen den Rechenprogrammen und Normen bestehen, die in der Gemeinschaft für die 
Auslegung, den Bau und die Qualitätskontrolle von Komponenten schneller Reaktoren 
sowie die Spezifikation von Werkstoffen verwendet werden. Die Gruppe hat Regeln, 
Rechenprogramme für die Auslegung, Werkstoffspezifikationen und Werkstoffdaten von 
Mitgliedstaaten und, wenn möglich, von Drittländern systematisch verglichen und bewertet. 
Sie hat ferner eine Erhebung über den derzeitigen Stand der zerstörungsfreien Verfahren für 
Wiederholungsprüfungen in LMFBR durchgeführt. 
ABGRENZUNG UND AUSARBEITUNG DES KOSTENTEILUNGSPROGRAMMS 
Die Kommission schlägt vor, Kostenteilungsaktionen auch in Zukunft als Mittel zur verstärkten 
Koordinierung der einzelstaatlichen Programme und zur Ergänzung der derzeit laufenden Aktivi­
täten der GFS ZU verwenden. 
Die Vorbereitung des LMFBR-Forschungsprogramms mit Kostenteilung für 1984—1987 wurde 
Ende 1982 unter Mitwirkung der Arbeitsgruppe Sicherheit des Koordinierungsausschusses 
schnelle Reaktoren in Angriff genommen. Bei der Auswahl der Themen ging man davon aus, daß 
das Programm mit den Zielsetzungen der Entschließung des Rates vom 18. Februar 1980 (') 
betreffend Schnelle Brüter übereinstimmen und vor allem einen Beitrag zur Ergänzung und zur 
Aufwertung der in den Mitgliedstaaten durchgeführten Forschungsarbeiten leisten und gegebe­
nenfalls die vorhandenen Lücken schließen sollte. 
Die obenerwähnte Entschließung des Rates unterstreicht die Bedeutung der Option der Schnel­
len Brüter für die künftige Energieversorgung der Gemeinschaft, betont die Bedeutung der konti­
nuierlichen Bemühungen zur Entwicklung und Demonstrierung des Systems, bekräftigt die über­
ragende Bedeutung der Sicherheit als Ziel der Entwicklungs- und Demonstrationsbemühungen 
und fordert die Gemeinschaft auf, die vorstehenden Ziele zu unterstützen. 
Zusätzliche Kriterien für die Auswahl der Themen waren: 
— Optimierung der Unterstützung von seiten der Gemeinschaft durch Auswahl einer begrenzten 
Zahl von wichtigen Bereichen, in denen die Gemeinschaft die Koordinierung und Zusam­
menarbeit zwischen den einzelstaatlichen Programmen am besten fördern kann; 
— Ermittlung der gemeinsamen Interessen der Mitgliedstaaten unter Vermeidung auslegungs­
spezifischer Fragen; 
— angemessene Betonung der Bereiche der Unfallverhütung, ohne jedoch die Bereiche der 
Unfallanalyse (auch schwerer Unfälle) und der Milderung des Unfallverlaufs zu vernachläs­
sigen; 
— Sicherstellung, daß keine Doppelarbeit mit den von der GFS behandelten Themenbereichen 
erfolgt und daß sich die direkte Aktion und die Kostenteilungsaktion gegenseitig ergänzen 
und verstärken. 
Das vorgeschlagene Programm ist in sieben Programmabschnitte aufgeteilt: 
1. Instrumentierung, Regel- und Schutzsysteme 
2. Analyse der Transienten (operationeile Sicherheit) 
3. Integrität von Komponenten und Strukturen 
4. Sicherheitsaspekte der Natriumtechnologie 
5. Brennstoffverhalten und Phänomene nach einem Brennstoffversagen (reaktorinterne Versu­
che) 
6. Transport von Spaltprodukten bei schweren Unfällen 
7. Bewegung und Wechselwirkung geschmolzener Materialien bei schweren Unfällen. 
(•) ABI. Nr. C 51 vom 29. 2. 1980, S. 5. 
19. 9. 83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/37 
Die Programmabschnitte 1, 2 und 3 befassen sich im wesentlichen mit der Unfallverhütung. Die 
drei Abschnitte dieser Gruppe betonen: 
— die Früherkennung von Fehlern und die Verhütung ihrer Weiterentwicklung zu Unfällen; 
— die verbesserte Beschreibung operationeller thermohydraulischer Transienten im Hinblick 
auf eine bessere Abgrenzung der Betriebsmargen; 
— die zuverlässige Auslegung von Strukturen, die für die Sicherheit wichtig sind, im Hinblick 
auf eine bessere Vorhersage der Lebensdauer und der Sicherheitsmargen von Komponenten. 
Die Programmabschnitte 4 und 5 befassen sich mit Arbeiten, die darauf abzielen, spezifische Fra­
gen der Analyse der Unfälle zu klären, die zwar potentiell schwer sind, aber nicht unbedingt zur 
Kategorie der Gesamtkernunfälle gehören. Ihre Ziele sind daher: 
— die Prüfung der Sicherheitsaspekte von Natrium als Kühlmittel, um sich sowohl seine Eigen­
schaften als gutes Kühlmittel durch Verbesserung der Strömungsmodellierung, insbesondere 
unter Störfallbedingungen (Naturumlauf) zunutze zu machen als auch die Bewertung der 
Folgen zu verbessern, die mit der Handhabung großer Mengen Natriums verbunden sind, 
das bei Unfällen mit Luft, Wasser und Beton in Kontakt kommt; 
— die Verbesserung der Kenntnisse über das transiente Brennstoffverhalten und die verschiede­
nen Arten des Brennstoffversagens sowie die reaktorinternen Phänomene nach einem Versa­
gen, insbesondere im Hinblick auf die Überprüfung der Bedingungen, unter denen sich ein 
Brennelementstörfall auf die benachbarten Brennelemente ausbreiten könnte. 
Die Programmabschnitte 6 und 7 befassen sich mit der Beschreibung der Folgen einer schweren 
Beschädigung des Reaktorkerns. Ihre Ziele sind: 
— die Beschreibung der Verteilung radioaktiver Stoffe innerhalb des Containments nach 
schweren Unfällen, die Bewertung des Containments und die Generierung der Quellterme 
für Rechenprogramme, die dazu benützt werden, alle daraus resultierenden Schäden außer­
halb des Standorts zu berechnen; 
— die Beschreibung der Bewegung geschmolzener Materialien des Reaktorkerns und der Wech­
selwirkung nach schweren Schäden. 
2.1. INSTRUMENTIERUNG, REGEL- UND SCHUTZSYSTEME (siehe Punkt l.B.2.1 
des Aktionsprogramms) 
Zielsetzungen 
Das erste Ziel dieses Programmabschnitts ist die Verbesserung der Sicherheit durch Ver­
hütung von Unfällen. Dies wird erreicht durch Verringerung der Häufigkeit und Strenge 
der Auflagen, die auf Reaktorstrukturen angewandt werden und durch Verbesserung der 
Fähigkeit des Reaktors, auf die Lastfolge und andere Transienten zu reagieren und sich 
zu erholen, ohne Sicherheits- und Materialschadensgrenzen zu überschreiten. 
Die Konstrukteure der LMFBR-Regel- und Schutzsysteme werden mit Raum- und 
Komplexitätsproblemen konfrontiert: Raumproblemen, weil der Reaktorkern im Ver­
gleich zu der Zahl der Instrumente, die zur Erreichung sowohl der Sicherheits- als auch 
der Verfügbarkeitsziele im LMFBR-Bereich erforderlich sind, klein ist, Korrrplexitäts-
problemen, weil Kombinationen von Messungen verschiedener Variablen erwünscht 
sind, um ein optimales Gleichgewicht zwischen den einander widersprechenden Risiken 
des Ausfalls der Schnellabschaltung und des Auslösens einer unnötigen Aktion zu fin­
den. 
Die Verfügbarkeit kleiner, relativ einfacher und kostengünstiger programmierbarer logi­
scher Elemente bietet die Möglichkeit, eine enorm verbesserte, flexible Signalverarbei-
tungs-, Auswertungs- und Korrelationskapazität sowie eine hohe Zuverlässigkeit und 
Verfügbarkeit bei niedrigen Kosten zu erreichen und zugleich einige der mit der Über­
alterung von Komponenten zusammenhängenden Probleme wie z. B. die Verfügbarkeit 
von Ersatzteilen zu überwinden. 
Nr. C 250/38 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
Wenn die Mikroelektronik jedoch optimal genutzt werden soll, genügt es nicht, einfach 
festverdrahtete logische Elemente durch Mikrocomputer zu ersetzen; das gesamte Kon­
zept der Auslegung des Regel- und Schutzsystems sowie der Genehmigungserforder­
nisse muß überprüft werden. 
Zum zweiten haben computergestützte Systeme ihre eigenen spezifischen Probleme, als 
dessen wichtigstes in der Regel die Spezifikation und Zuverlässigkeit der Software ange­
sehen wird; andere Probleme betreffen Werkstoffe, die bei nuklearen Anwendungen nur 
selten verwendet werden, und neue Verfahren der Signalübertragung. 
Die gebotenen Möglichkeiten wurden für die Kommission aufgenommen und der 
Arbeitsgruppe Sicherheit schneller Reaktoren 1980 vorgelegt. Inzwischen wurden vier 
Untersuchungen durchgeführt, um das Interesse und die Möglichkeiten zu bestätigen, 
Programmthemen festzulegen und Verbindungen zwischen Sachverständigen der Elek­
tronik- und Nuklearindustrie und anderen Benutzern hochzuverlässiger Computer her­
zustellen. Eine fünfte Untersuchung zeigte, daß Möglichkeiten zur Anwendung von 
Verfahren der künstlichen Intelligenz bei der Auslegung von Beschlußfassungs- und 
Diagnosesystemen und der Modellierung des Verhaltens der Reaktorfahrer zu erwarten 
sind. Die beiden zuletzt genannten Programmpunkte sind nunmehr Teil der Aktivität 
„Menschliche Faktoren und Wechselbeziehungen Mensch—Maschine" des LWR-
Sicherheitsprogramms, die im Hinblick auf die Ergänzung der nachstehend beschriebe­
nen Aktivitäten ausgestaltet wurde. 
Das Programm ist in Aufgaben unterteilt, die die Verbesserung von Meßfühlern, die 
Signalverarbeitung und den Systementwurf betreffen. Der Nachdruck wird auf der Vali­
dierung und Weiterentwicklung von Anwendungen der Informatik auf dem Gebiet der 
nuklearen Sicherheit liegen. 
Verbesserung von Meßfühlern 
Entwicklung verbesserter Meßfühler zur Messung von Temperatur, Strömung, Verunrei­
nigungspegel, Neutronenfluß, Strahlung, Schall, Verlagerung usw. 
Angestrebt werden die nachstehenden spezifischen Verbesserungen: 
— bei Thermoelementen und Strömungsmeßfühlern eine längere Lebensdauer zur 
Verringerung der Zahl der Ersatzteile, die erforderlich sind, um eine angemessene 
Redundanz zwischen den Zugangszeiten und der positiven Ausfallanzeige zur 
Angabe der tatsächlichen Redundanz zu garantieren; für die Instrumentierung im 
Reaktorbehälter eine einfachere Handhabung durch Verringerung der Zahl der 
elektrischen Leitungen, die durch den Reaktordeckel und den Bereich zwischen 
dem Oberteil des Reaktorkerns und den Deckel führen, sowie eine Verbesserung 
der Diskriminierung gegen Umwelteinflüsse; 
— bei Meßfühlern, die für die Überwachung von Unfällen, Instandsetzungsmaßnah­
men und die Schadensbeurteilung eingesetzt werden, einen breiten Meßbereich, 
Resistenz gegen eine feindliche Umgebung und anerkannte Qualifikationsverfah­
ren. 
Computergestützte Signalverarbeitungstechniken und Anwendungen 
Entwicklung von Signalverarbeitungstechniken für Überwachungs-, Inspektions-, 
Regel- und Schutzsysteme durch Anwendung der außerhalb der Nuklearindustrie ent­
wickelten Informatik und Technologie auf LMFBR-Probleme und die Validierung der 
Anwendung in einem LMFBR-Rahmen. Angestrebt werden Ergebnisse in einer Quali­
tät, die einen hohen Grad von Automatisierung bei der Verwendung dieser Signale 
ermöglichen und den Reaktorfahrer von der Notwendigkeit entbinden würden, große 
Datenvolumen zu untersuchen. 
Systementwurf 
Entwicklung von Systementwurfskonzepten, die den allgemeinen Trend zu verteilter 
Steuerung, komplizierteren Steuerungsstrukturen und zunehmenden Überwachungsebe­
nen widerspiegeln und den Anforderungen einer nachweisbaren Zuverlässigkeit, Sicher­
heit, Betriebsgeschwindigkeit und verbesserten Anlagenverfügbarkeit gerecht werden. 
19. 9. 83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/39 
Aktivitäten 
2.1.1. Verbesserung von Meßfühlern 
Für die Kerninstrumentierung werden vier Konzepte für angemessen gehalten, die auf 
eine verbesserte Sicherheit und Zuverlässigkeit sowie eine einfachere Handhabung und 
Lokalisierung abzielen: 
— Entwicklung von Meßfühlern, die neue oder verschiedene Meßprinzipien verwen­
den: neue Strömungs-, Temperatur- und Druckmeßfühler; 
— weitere Verbesserung der Diskriminierung gegen Strahlung bei Neutronenfluß-
Meßfühlern, Verbesserungen der dünnen Thermoelementumhüllungen, Dehnungs­
meßstreifen oder akustische Meßwertaufnehmer von Natrium; 
— Zusammenfassung von Instrumenten in einer einzigen, leicht zu handhabenden 
Sonde; 
— Untersuchung des Einsatzes magnetischer, Ultraschall- oder sonstiger drahtloser 
Mittel für die Informationsübertragung von einem Primärmeßfühler, der gegebe­
nenfalls in einem Brennelement oder an einem unzugänglichen Punkt unterge­
bracht ist, an einen besser plazierten Empfänger. 
2.1.2. Computergestützte Signalverarbeitungstechniken und Anwendungen 
Angestrebt wird die Übermittlung zusätzlicher Informationen von vorhandenen Meß­
fühlern. In der Regel wird der Nachdruck auf die Anwendung von Techniken wie der 
Mustererkennung und der adaptiven Steuerung gelegt werden, um ihren Wert für 
LMFBR nachzuweisen: 
— Analyse des thermischen und akustischen Rauschens, beispielsweise von siedenden 
oder losen Teilen; 
— Verbesserung der Diskriminierung zwischen Fehlern und künstlichen Signalen bei 
akustischen und Wirbelstromprüfungen; 
— Automatisierung der Lokalisierung von Brennelementschäden unter Verwendung 
von Detektoren für verzögerte Neutronen und sonstiger verfügbarer Informationen; 
— Reaktivitätsbilanz und Überwachung des Bestandes der Brennelemente. 
Das Programm umfaßt Forschungs-, Entwicklungs- und Demonstrationsarbeiten bis 
zum Prototypstadium. 
Die Erfahrungen, die in bereits bestehenden Versuchsanlagen gemacht wurden, werden 
berücksichtigt. 
2.1.3. Systementwurf 
— Lokale Netze. 
Die Verwendung lokaler Netze ermöglicht erhebliche Einsparungen bei der Verka­
belung und beim Raumbedarf, eine hohe Kapazität und die Möglichkeit, Signale 
für Korrelationen sehr flexibel auszuwählen. 
Vorgeschlagen wird das nachstehende schrittweise Vorgehen, das bis zur Demon­
stration eines Versuchssystems führt, diese aber nicht einschließt. 
— Untersuchung von Kompromissen auf dem Gebiet der Zuverlässigkeit von 
Netzen; Fehlertoleranz aufgrund der Redundanz, Fehlerdiagnose und automa­
tische Rekonfiguration; ausfallsichere Systeme; Zugangsverzögerungen und 
Dauer der Übermittlung von Nachrichten: Wartungsfreundlichkeit, Raumbe­
darf und Kosten, 
— Bewertung, welche Signale angesichts des Ausmaßes der Primärverarbeitung 
in das Netz eingespeist werden sollten und Notwendigkeit einer Kreuzkorrela­
tion, 
Bewertung der Grenzen des Einsatzes von optischen Fasern aufgrund der 
Umgebungsbedingungen, 
Nr. C 250/40 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
— Bau eines experimentellen Dreiknotennetzes zur Bewertung der Leistungs­
kennwerte mit Hilfe bestehender Kommunikationsprüfanlagen. 
— Integriertes mikroprozessorgestütztes Überwachungs- und Steuerungssystem. 
Vor der detaillierten Spezifikation und dem Bau eines experimentellen integrierten 
Kernüberwachungssystems werden eine Reihe von Vergleichs- und Optimierungsprü­
fungen zur Bewertung der relativen Leistungskennwerte der verschiedenen Techniken 
durchgeführt, die für den Einsatz eines integrierten Systems und zur Rechtfertigung 
ihrer Einbeziehung vorgeschlagen werden. Zu diesem Zweck muß man sich darauf eini­
gen, eine Reihe von Versuchsdaten vorzulegen, die die Entwicklung eines Brennele­
mentschadens simulieren. 
Das experimentelle integrierte Kernüberwachungssystem wird Ergebnisse aller Aktivitä­
ten sowie die vorstehend beschriebenen Arbeiten für die Übertragung von Informatio­
nen verwenden. Es wird ein für einen schnellen Reaktor passendes Ausgabegenerie-
rungs- und -anzeigesystem umfassen. Zur Prüfung des Systems werden simulierte 
Prüfsignale und aufgezeichnete Daten echter Reaktoren verwendet. Es sollte möglich 
sein, Vorkehrungen zu treffen, um das System mit den Signalen eines Reaktors zu spei­
sen. 
Beitrag der Gemeinschaft 
3,00 Millionen ECU. 
2.2. ANALYSE DER ANLAGENTRANSIENTEN (OPERATIONELLE SICHER­
HEIT) (siehe Punkt l.B.2.3 des Aktionsprogramms) 
Zielsetzungen 
Die genaue Kenntnis der Parameter, die bei transienten Phänomenen und ihren Varia­
tionen während des Transienten mitspielen, ist eine wichtige Voraussetzung sowohl für 
die Untersuchung des Potentials des Transienten, in einen Zwischenfall auszuarten, als 
auch für die Bewertung der Auswirkungen des Transienten auf die betroffenen Struktu­
ren: so dient beispielsweise eine genaue Bewertung der Temperaturveränderung in 
einem bestimmten Teil der Anlage dazu, die richtige Eingabe für die Bewertung der 
Auswirkungen dieses Parameters auf die strukturelle Integrität der betroffenen Kompo­
nenten ausfindig zu machen. 
Im Rahmen der begrenzten Mittel, die für dieses Projekt vorgesehen werden, kann nur 
ein begrenzter Teil des Themas untersucht werden, das in Anbetracht der Komplexität 
der Anlage und der Rückkopplung, die jeder Teil der Anlage — einschließlich des 
Steuerungssystems — auf die anderen ausübt, potentiell sehr weit gespannt ist. 
Das Hauptziel ist daher die Prüfung der transienten Thermohydraulik einiger Schlüssel­
komponenten, z. B. großer Behälter, Rohrleitungen und Wärmeaustauscher. Für diese 
werden die Temperatur- und Geschwindigkeitsverteilung bei Operationellen Transienten 
(z. B. Anfahren, Abschalten und Lastveränderungen) zur Zeit unter Zugrundelegung 
von Hypothesen berechnet, die dazu tendieren, diese Strukturen mit unnötig hohen 
Wärmelasten zu befrachten. Es ist daher notwendig, die bestehenden Rechenpro­
gramme zu verbessern und unter Berücksichtigung von Versuchsergebnissen zu validie­
ren. 
Daneben werden auch Verbesserungen vorhandener modularer Rechenprogramme 
angestrebt, die in der Lage sind, das Verhalten natriumgekühlter Reaktoranlagen des 
Pool- oder Looptyps nach thermohydraulischen und Leistungsstörungen zu simulieren; 
dies gilt insbesondere für diejenigen Module, die den vorstehend erwähnten Schlüssel­
komponenten entsprechen. 
Aktivitäten 
Thermohydraulische Phänomene in großen Behältern, Rohrleitungen und Wärmeaus­
tauschern: 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/41 
— Verbesserung und Entwicklung existierender Rechenprogramme für die Mischung 
und Schichtenbildung in großen Sammelräumen, Rohrleitungen und Sammlern 
sowie Validierung dieser Rechenprogramme; 
— Einsetzung von Sammelraummodellen in Anlagen dynamischer Rechenpro­
gramme; 
— theoretische und experimentelle Untersuchungen im Zusammenhang mit Wärme­
spannungsproblemen an Werkstoffoberflächen (striping problems); 
— Verbesserung der bestehenden modularen Rechenprogramme für die Analyse tran-
sienter Phänomene. 
Beitrag der Gemeinschaft 
1,7 Millionen ECU. 
2.3. INTEGRITÄT VON KOMPONENTEN UND STRUKTUREN (siehe Punkt l.B.2.2 
des Aktionsprogramms) 
Zielsetzungen 
Die strukturelle Integrität ist unter normalen und Störfallbedingungen ein wichtiges 
Element der Reaktorsicherheit. Sie muß für hinreichend lange Zeiträume unter norma­
len Bedingungen und eindeutig festgelegten Störfallbedingungen gewährleistet werden. 
Bei den in diesem Vorschlag in Betracht gezogenen Komponenten und Strukturen flüs-
sigmetallgekühlter Schneller Brüter handelt es sich um diejenigen, die mit dem Flüssig­
metall, seinen Dämpfen oder dem Schutzgas in Berührung kommen oder in Berührung 
kommen können. 
Die Kombination eines sehr niedrigen Betriebsdrucks und einer hohen thermischen 
Leitfähigkeit des Kühlmittels führt bei schnellen Reaktoren häufig dazu, daß dünnwan­
dige und relativ flexible Strukturen und Komponenten verwendet werden; darüber hin­
aus wird austenitischer Stahl sehr viel häufiger als in Leichtwasserreaktoren eingesetzt, 
und auch die Betriebstemperaturen sind höher als in Leichtwasserreaktoren. Die Ausle­
gung und die Berechnungscodes sowie die zerstörungsfreien Inspektionsmethoden müs­
sen daher Phänomene und Materialeigenschaften berücksichtigen, für die im Zusam­
menhang mit der Auslegung, dem Bau und dem Betrieb von Komponenten für Leicht­
wasserreaktoren nicht unbedingt ausreichende oder einschlägige Erfahrungen vorliegen. 
Obwohl sich ein großer Teil der Forschungsarbeiten mit Werkstoff- und Strukturaspek­
ten der LMFBR befaßte, müssen eine Reihe von Gebieten auch weiterhin aufmerksam 
verfolgt werden. 
Die Arbeitsgruppe Codes und Normen des Koordinierungsausschusses schnelle Reak­
toren hat Regeln, Rechenprogramme für die Auslegung, Rechenprogramme, Werkstoff­
spezifikationen und Werkstoffdaten von Mitgliedstaaten und, wenn möglich, auch von 
Drittländern systematisch verglichen und bewertet. Sie hat ferner eine Erhebung über 
den derzeitigen Entwicklungsstand zerstörungsfreier Prüfmethoden für Wiederholungs­
prüfungen in flüssigmetallgekühlten schnellen Brutreaktoren innerhalb der Gemein­
schaft durchgeführt. Die Arbeitsgruppe hat hinreichende Fortschritte gemacht, um die 
Identifizierung von Versuchsprogrammen zu ermöglichen, die zweckmäßigerweise im 
Rahmen von Kostenteilungsaktionen durchgeführt werden könnten. 
Die Sachverständigengruppe CO NT (Containment Loading and Response) der Arbeits­
gruppe Sicherheit schneller Reaktoren hat die laufenden Aktivitäten auf dem Gebiet des 
dynamischen Materialverhaltens und strukturelle Rechenprogramme im Zusammen­
hang mit schweren Unfällen geprüft. 
Es muß betont werden, daß alle in diesem Programmabschnitt vorgeschlagenen Aktivi­
täten Prüfungen an Großproben und/oder Modellstrukturen erfordern, die nur in den in 
den Mitgliedstaaten vorhandenen spezialisierten großen Versuchsanlagen durchgeführt 
werden können. 
Die vorgeschlagenen Forschungsarbeiten stellen eine bedeutende Erweiterung des mit 
Mitteln der Kommission finanzierten direkten Forschungsprogramms der GFS dar, das 
sich vor allem mit Kriechphänomenen, Wechselbeziehungen zwischen Kriech- und 
Nr. C 250/42 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
Ermüdungsvorgängen, der Bruchmechanik, dynamischem Werkstoffverhalten und 
Strukturanalysen befaßt. Es ist vorgesehen, daß sich die Fachleute der GFS eng an der 
Zusammenarbeit mit den einzelstaatlichen Laboratorien beteiligen, die an diesem Pro­
gramm mitwirken. 
Die Zielsetzungen und die Begründung der für das Kostenteilungsprogramm 
1984—1987 vorgeschlagenen Aktivitäten folgen. 
Materialeigenschaften, Strukturanalyse und Validierung von Codes 
— Konstitutive Modellierung im Bereich der unelastischen Verformungen 
Die Auslegung schneller Reaktoren macht eine große Zahl unelastischer Analysen 
erforderlich, um das Verhalten von Strukturen vorherzusagen, die eine komplexe 
Form aufweisen und bei hoher Temperatur und großen zyklischen Wechselbean­
spruchungen betrieben werden. 
Grundlagen der Methode zur Analyse unelastischer Verformungen sind mathemati­
sche Beschreibungen des Materialverhaltens (konstitutive Gleichungen) und ihr 
Anwendungsverfahren. Obwohl konstitutive Gleichungen häufig untersucht wur­
den, sind sie infolge der beträchtlichen Komplexität, die das Materialverhalten bei 
hohen Temperaturen auszeichnet, im Hinblick auf die Auslegungspraxis noch nicht 
vollständig überprüft worden. 
— Vorhersage der Betriebslebensdauer 
Das Verhalten von Komponenten bei hohen Temperaturen wird in erheblichem 
Maße durch die Betriebsgeschichte und die ursprüngliche Verteilung der Spannung 
beeinflußt. Die Auslegung erfordert kostspielige Berechnungsverfahren, und die 
erzielten Ergebnisse hängen stark von den verwendeten Werkstoffdaten ab. Es ist 
außerordentlich wichtig, eine genaue Kenntnis der Modalitäten zu erlangen, mit 
denen die Restlebensdauer von Komponenten durch ein angemessenes Programm 
zur Prüfung der Materialien in bestimmten Abständen und entsprechenden Berech­
nungen vorausgesagt werden kann. Dieses Verfahren wird bei der korrekten Bewer­
tung der Sicherheitsmargen von Komponenten während ihres Betriebs behilflich 
sein. Die Bedeutung der Ergebnisse dieser Prüfungen für Proben oder Komponen­
ten (Struktur, mechanische Eigenschaften, Rißbildung, Beanspruchung, zerstö­
rungsfreie Prüfung) im Rahmen eines strengen Programms zur Überwachung der 
Lebensdauer wurde bisher kaum überprüft; die Wechselbeziehungen zwischen die­
sen Ergebnissen und den Berechnungsverfahren müssen festgestellt und validiert 
werden. Dies gilt insbesondere für Schweißteile. 
— Dynamische Analyse (nur für diesen Abschnitt siehe Punkt l.B.2.5) 
Bei internen oder externen Ereignissen wie Havarien von Dampferzeugern, Kern­
unfällen, Erschütterungen durch Erdbeben usw. können die Reaktorkomponenten 
— insbesondere der Reaktorbehälter, die Rohrleitungssysteme und die Trägerstruk­
tur — schweren mechanischen Belastungen ausgesetzt werden. Obwohl fortge­
schrittene Rechenprogramme bereits jetzt verfügbar sind, bedarf es weiterer Bemü­
hungen, um die Beschreibung spezifischer Aspekte zu verbessern. 
Ausbreitung von Strukturschäden 
Der Rißausbreitung bei hohen Temperaturen wurde im Vergleich zu den umfassenden 
Arbeiten, die sich mit den Strukturphänomenen unterhalb des Kriechbereichs befassen, 
verhältnismäßig wenig Aufmerksamkeit geschenkt. 
Bei LMFBR-Komponenten, die bei hohen Temperaturen arbeiten, stellt das Wachstum 
von Rissen über einen Kriechmechanismus oder — wenn die Komponente einer starken 
zyklischen Wechselbeanspruchung unterliegt — durch kombinierte Kriech- und Ermü­
dungsmechanismen, ein wichtiges Phänomen dar, das bei einer sicheren Auslegung des 
Reaktors in Betracht gezogen werden muß. 
Obwohl es wichtig ist, Rißausbreitungsdaten für die in den Komponenten verwendeten 
Werkstoffe durch Laborversuche festzustellen, ist dieses Verfahren für sich allein 
genommen bei weitem nicht ausreichend. Die Beurteilung der Integrität der Kompo­
nenten erfordert, daß diese Daten auf eine Struktur mit einer komplexeren Form ange­
wandt werden, bei der sich der Spannungsmechanismus erheblich von dem unterschei­
det, der in Laborversuchen beobachtet wurde. 
I 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/43 
Aktivitäten 
2.3.1. Materialeigenschaften, Strukturanalyse und Validierung von Rechenprogrammen 
— Konstitutive Modellierung im Bereich der unelastischen Verformungen 
— Verbesserung der bisher erarbeiteten konstitutiven Gleichungen und Anwen­
dung auf die Analyse von Reaktorstrukturen unter Berücksichtigung der wich­
tigsten Materialeigenschaften und ihrer Entwicklung in bezug auf Dauer, Tem­
peratur, Belastung und Strahlung; 
— Validierung des entwickelten Analyseverfahrens durch Versuche über Formen, 
Werkstoffe (einschl. Schweißteilen) unter Anwendung von Lastkombinatio­
nen, die für echte Betriebsbedingungen schneller Reaktoren repräsentativ sind. 
Diese Aktivität wird in Zusammenarbeit mit der GFS durchgeführt, bei der Arbei­
ten zur Entwicklung konstitutiver Gleichungen (insbesondere für beschädigte 
Werkstoffe) laufen. 
— Vorhersage der Betriebslebensdauer 
Es wird vorgeschlagen, als Referenzfälle beispielsweise eine Komponente des Pri­
mär- oder Sekundärkreislaufs aus Rostfreistahl (z. B. ein hochbeanspruchtes Knie­
stück) und eine für den Einsatz in Dampferzeugern bestimmte Komponente aus 
ferritischem Material (z. B. Rohrabschnitte) zu verwenden. 
Für beide Fälle würden die nachstehenden Programme durchgeführt: 
— Zeitstandversuch von Grund- und Schweißwerkstoffen nach langfristiger Wär­
mebelastung und Dauerprüfung bei Betriebstemperaturen. 
Diese Prüfungen sind sowohl für eine Komponente mit einer repräsentativen 
Geometrie und Größe als auch für die entsprechenden Proben eines typischen 
Programms zur Überwachung der Betriebslebensdauer durchzuführen; 
— Ermittlung der Restfestigkeitseigenschaften nach Ermüdung, Kriechen oder 
Wärmebelastung; 
— Bewertung der Betriebslebensdauer von Komponenten durch Vergleich der 
theoretischen Werte und der aus den Ergebnissen der vorstehenden Versuche 
abgeleiteten experimentellen Werte. 
— Dynamische Analyse (nur für diesen Abschnitt siehe Punkt 1 .B.2.5) 
— Entwicklung und Verbesserung von Rechenprogrammen für die Auslegung 
großer, dünnwandiger Behälter und Rohrsysteme für dynamische Belastungen 
(insbesondere im Hinblick auf die Wechselbeziehungen Fluid/Strukturen und 
Beulungsprobleme); 
— Validierung der vorstehenden Rechenprogramme mit Hilfe von Versuchen, vor 
allem um die Folgen dynamischer Beanspruchungen auf repräsentative Struk­
turen und die Grenzen ihrer Belastungsfähigkeit zu ermitteln. 
In den vergangenen Jahren hat die Entwicklung von Rechenprogrammen zur Bewer­
tung des Strukturverhaltens bei dynamischer Belastung — auch für den Fall, in dem eine 
Wechselbeziehung zwischen Fluid und Struktur in Betracht gezogen werden muß — ein 
fortgeschrittenes Entwicklungsstadium erreicht. Dennoch müssen die Weiterentwick­
lung von Codes und Validierungsversuche an maßstäblichen Modellen fortgesetzt wer­
den, damit die Modellierung spezifischer Aspekte — z. B. die Belastung des Reaktor­
deckels nach einem HCDA (hypothetischem Kernzerstörungsunfall) die Modellierung 
behälterinterner Strukturen und die Beschreibung von Beulungsphänomenen verbessert 
werden können. 
Die GFS hat mit Hilfe des Programms COVA und im Rahmen mehrerer internationaler 
Kooperationsvereinbarungen einschlägige Kompetenzen auf diesem Gebiet erworben. 
Für die anderen Bereiche wird die GFS eine zentrale Rolle bei der Ausrichtung von For­
schungsarbeiten spielen, um die Komplementarität der Bemühungen zu gewährleisten. 
2.3.2. Ausbreitung von Strukturschäden 
— Einfluß von Eigen- und Wärmespannungen bei der Bildung und Fortpflanzung 
von Ermüdungsrissen unter elastoplastischen Bedingungen 
Nr. C 250/44 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
— Untersuchung der Ursachen für die Auslösung von Rissen (z. B. Schweißnähte, 
Plattierungen, usw.) und ihre Einstufung nach der Reihenfolge ihrer Bedeu­
tung; 
— Untersuchung und Versuche über die Dauerfestigkeit der Komponente oder 
der Struktur; 
— Ermüdungsrißwachstum 
— Untersuchung und Versuche über die Rißfortpflanzung durch Wände von 
Rohren aus austenitischem Stahl unter realistischen Lastbedingungen. Bewer­
tung von Leckagen aufgrund der Risse und ihre Bedeutung für die strukturelle 
Integrität der Rohre (Leck- vor-Bruch-Kriterium) 
— Prüfungen von Großproben und Modellstrukturen, die repräsentativ für große, 
geschweißte Reaktorstrukturen sind und für einen Reaktor charakteristische Last­
abläufe durchlaufen haben, z. B. : 
— zweiachsige Belastung, kombinierte Membran- und zweiachsige Belastung, 
kombinierte primäre (mechanische) und sekundäre (Wärme-, Rest-) Spannung, 
zyklische Wechselbeanspruchung. 
Beitrag der Gemeinschaft 
7,7 Millionen ECU. 
2.4. SICHERHEITSASPEKTE DER NATRIUMTECHNOLOGIE (siehe Punkte l.B.2.3 
und l.B.2.6 des Aktionsprogramms) 
Zielsetzungen 
Ziel dieses Programmabschnitts ist die Prüfung der Sicherheitsaspekte von Natrium als 
Kühlmittel, um sowohl seine Eigenschaften als gutes Kühlmittel durch Verbesserung 
der Strömungsmodellierung, vor allem bei Störfallbedingungen, optimal zu nutzen als 
auch die Beurteilung der Folgen zu verbessern, die mit der Handhabung großer Mengen 
von Natrium verbunden sind, das bei einem Unfall in Berührung mit Luft, Wasser und 
Beton kommen könnte. 
Modellierung der Natriumströmung (Punkt 1 .B.2.3) 
Die zwischen 1978 und 1980 in Prototyp-LMFBR durchgeführten Versuche konzentrie­
ren sich auf die Wärmeabfuhr durch Naturumlauf und haben zu einem internationalen 
Gedankenaustausch über die Grenzen seiner Nutzung geführt. Eine Verbreiterung die­
ser bedeutenden Sicherheitsmarge wird durch Verbesserung der Strömungsmodellierung 
— vor allem in großen Sammlern und einem blockierten Brennelement — für möglich 
gehalten. Das Sieden in einem Brennelement kann die Einleitung des Naturumlaufs 
erheblich begünstigen. Eine experimentelle Überprüfung neuer Strömungsmodelle ist 
erforderlich. 
Angestrebt wird ein gültiges Rechenprogramm, das für die sichere Auslegung von 
LMFBR-Kühlsystemen verwendet werden kann. 
Es wird erwartet, daß die Gemeinsame Forschungsstelle ihre Arbeiten über das Sieden 
in Brennelementen unter Bedingungen fortsetzt, die für Vollast- und Nachwärmebedin-
gungen repräsentativ sind. 
Reaktionen von Natrium mit Luft, Wasser und Beton (Punkt l.B.2.6) 
Die Bewertung der mit der großmaßstäblichen Handhabung von Natrium verbundenen 
Gefahren macht es erforderlich, daß die Folgen des Kontakts von Natrium, das unfall­
bedingt in Berührung mit Luft, Wasser und Beton kommt, bei sehr unterschiedlichen 
Betriebsbedingungen verstanden werden. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/45 
Obwohl Natriumbrände schon seit einiger Zeit untersucht worden sind, liegt noch kein 
generelles Rechenprogramm vor, das in der Lage ist, Sprüh- und Lachenbrände in 
Behältern unterschiedlicher Größe ohne übertriebenen Konservatismus zu beschreiben. 
Das vorbereitete Versuchsprogramm zielt auf eine allgemeine Beschreibung des Scha­
denspotentials eines Brandes ab, der durch Natrium verursacht wird, das in einen mit 
Luft befüllten Raum als Spray oder Strahl eindringt« Folgende Parameter müssen 
berücksichtigt werden: Umgebungstemperatur, Druck, Zusammensetzung, Geometrie 
des Behälters und Grad der Ausbreitung des Natriumstrahls oder -sprays. 
Bei den zu untersuchenden Natrium-Wasser-Reaktionen muß vor allem festgestellt wer­
den, was geschieht, wenn Natrium in einen umschlossenen und mit Luft befüllten 
Raum wie den Raum, der die Dampferzeugungsanlage eines LMFBR umschließt, in 
einen Wassertank eindringt. Benötigt werden Informationen über Wasserstoff-Sauer­
stoff- und Explosionsgrenzen und Wirkungen in stark mit Natriumoxid- (oder Natrium­
hydroxid-) Teilchen belasteten Gasgemischen, die Wirkung des durch die Reaktions­
produkte erzeugten Drucks auf die Geschwindigkeit der Natrium-Wasser-Reaktion und 
den Wasserstoffraten sowie auf die Auswirkungen der globalen Variationen der 
Natrium/Wasser-Verhältnisse der Geometrie des Pools, der Konfiguration der Reak­
tionszone und des Mischungsmodells. 
Das gewünschte Ergebnis ist ein Rechenprogramm, das in der Lage ist, dieses äußerst 
komplexe Szenario gut genug zu beschreiben, um die Gefahr von'Strukturschäden und 
die Freisetzung von Natrium zu bewerten. 
Das Ziel der Aktivität im Zusammenhang mit Natrium-Beton-Reaktionen besteht darin, 
die Durchdringung von Strukturen vorherzusagen. Nackter Beton und Beton, der mit 
einer schadhaften Stahlhülle überzogen ist, wird experimentell untersucht und in 
Abhängigkeit vom Wassergehalt des Betons, der Stahlhülle, von der Temperatur des 
Betons und vom Druck modellmäßig erfaßt. 
Die unter dieser Überschrift beschriebenen Arbeiten befassen sich nur mit Natrium und 
nicht mit Natrium-Brennstoffgemischen. Das Verhalten der bei einem Natriumbrand 
entstehenden Aerosole wird wegen deren Bedeutung als Träger der Radioaktivität in 
dem Programmabschnitt beschrieben, der sich mit dem Transport von Spaltprodukten 
befaßt. 
Aktivitäten 
2.4.1. Modellierung der Natriumströmung (Punkt 1 .B.2.3) 
— Verbesserung der modellmäßigen Darstellung des Naturumlaufs und des Natrium-
siedens bei abgeschaltetem Reaktor. Besondere Aufmerksamkeit wird der Beschrei­
bung des Wärmepfades zwischen Kern und Wärmeaustauscher, dem Temperatur­
profil im oberen Sammelraum und der Leistung der externen Wärmesenke sowie 
des Zwischenwärmeaustauschers geschenkt; 
— Validierung der vorstehend beschriebenen Modelle; 
— Validierung von Rechenprogrammen, die die Kühlung normaler, beschädigter und 
blockierter Brennelemente unter folgenden Bedingungen: 
— reduzierter Zwangsumlauf, 
— Naturumlauf 
im abgeschalteten Zustand beschreiben. 
Diese Aktivität muß im Prinzip eng mit den Arbeiten der GFS über das Natrium­
sieden koordiniert werden. 
2.4.2. Reaktion von Natrium mit Luft, Wasser und Beton (Punkt l.B.2.6) 
— Experimentelle Untersuchung und Modellierung von Natriumbränden, die durch 
Natriumsprays oder -strahlen verursacht werden; 
Nr. C 250/46 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
— experimentelle Untersuchung von Natrium-Wasser-Luft-Reaktionen in einem 
geschlossenen Raum, einschließlich einer Untersuchung der Explosionsgrenzen des 
Gemischs Wasserstoff-Sauerstoff bei Vorhandensein eines dichten Gemischs von 
Dampfund „Natrium"-Aerosolen; 
— Entwicklung eines globalen eindimensionalen Modells; 
— experimentelle Untersuchung und Modellierung einer Natriumreaktion mit nack­
tem Beton und Beton, der mit einer schadhaften Stahlhülle überzogen ist. 
Beitrag der Gemeinschaft 
3,8 Millionen ECU. 
2.5. REAKTORINTERNE VERSUCHE ZUR UNTERSUCHUNG DES TRANSIEN-
TEN BRENNSTOFFVERHALTENS UND PHÄNOMENE NACH EINEM 
UNFALL (siehe Punkte l.B.2.3 und l.B.2.4 des Aktionsprogramms) 
Zielsetzungen 
Transientes Brennstoffverhalten 
Die Kenntnis des transienten Brennstoffverhaltens ist von entscheidender Bedeutung 
für die Ermittlung des Brennstoffversagens und die anschließende Entwicklung des 
Unfalls. Während es eine Reihe von Rechenprogrammen gibt, die das Brennstoffverhal­
ten unter normalen Betriebsbedingungen im einzelnen beschreiben, haben Rechenpro­
gramme, die sich mit dem transienten Verhalten von Brennstoffen befassen, noch nicht 
den gleichen Grad an technischer Perfektion erreicht. Dies ist im wesentlichen darauf 
zurückzuführen, daß das Brennstoffverhalten vor dem Versagen für die Analyse hypo­
thetischer Kernzerstörungsunfälle, auf die sich die Hauptanstrengungen lange Zeit kon­
zentrierten, von geringerer Bedeutung ist. Da der Nachdruck nun mehr und mehr auf 
eine realistischere Bewertung der Unfälle gelegt wird, schenkt man den Phänomenen, 
die einem Unfall vorausgehen, mehr und mehr Aufmerksamkeit. 
Die Rechenprogramme für das transiente Verhalten von Brennstoffen sind bisher in der 
Regel durch die Ergebnisse von Versuchen validiert worden, die in gepulsten Reaktoren 
wie CABRI oder TREAT durchgeführt wurden. Die meisten dieser Versuche simulieren 
verhältnismäßig schnelle Transienten, die Unfällen des Typs Kühlmitteldurchsatzsaus­
fall oder Überleistung entsprechen und zu einem Brennstabversagen führen. Für langsa­
mere Transienten sind weitere experimentelle Daten erforderlich. Es wird vorgeschla­
gen, langsame Überleistungstransienten im Reaktor HFR in Petten durchzuführen, in 
dem bereits ähnliche Versuche über Kühlmitteldurchsatzausfälle durchgeführt worden 
waren. Der HFR eignet sich besonders gut für Einzelstabtransienten mit Verdoppe­
lungszeiten der Leistung von 1 auf 10 Sekunden. Der Reaktor bietet die Möglichkeit, 
Brennstäbe über einen bestimmten Zeitraum bei Nennleistung vorzubestrahlen, bevor 
die Transiente eingeleitet wird. 
Der für die Versuche erforderliche Kreislauf ist bereits vorhanden. Das ECN Petten 
besitzt auch Anlagen, die für Nachbestrahlungsuntersuchungen benötigt werden, die für 
diese Art von Versuchen erforderlich sind. 
Die Sachverständigengruppe WAC (Whole Core Accident Code) der Arbeitsgruppe 
Sicherheit schneller Reaktoren (SWG) hat stets darauf hingewiesen, daß eine verbesserte 
Modellierung der Brennelemente erforderlich ist. Die Gruppe WAC empfahl ferner, 
eines der vorhandenen Rechenprogramme über das Brennstoffverhalten weiterzuent­
wickeln und es letzten Endes in den zur Zeit in ISPRA entwickelten Europäischen 
Unfall-Code einzubeziehen. 
Erste Kontakte zwischen den Mitgliedstaaten haben gezeigt, daß die im HFR vorgese­
henen Versuche allgemeines Interesse finden. Der Gedankenaustausch in der Arbeits­
gruppe Sicherheit schneller Reaktoren hat zu den gleichen Schlußfolgerungen geführt. 
Phänomene nach einem Brennstoff versagen 
Vorgesehen sind zwei Arten von reaktorinternen Versuchen, die sich auf den Verlust 
einer Wärmesenke bei Nachwärmeleistung und auf einen lokalen Brennelementstörfall 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/47 
beziehen. Das wichtigste Ziel dieser Versuche ist die Untersuchung von Verlagerungs­
phänomenen von Materialien sowie des Kühlungspotentials der Fragmente vor Ort. 
a) Verlust der Wärmesenke 
Neuere Risikostudien haben gezeigt, daß der Verlust der Wärmesenke nach dem 
Abschalten des Reaktors nicht vollständig ausgeschlossen werden kann. Es sind 
Situationen, wie z. B. die sichere Abschaltung nach einem Erdbeben vorstellbar, bei 
denen die Wahrscheinlichkeit eines Verlusts der Wärmesenke bei 10-7/a liegt. Es 
wird ein Versuch vorgeschlagen, um das Kernverhalten unter diesen Bedingungen, 
vor allem im Hinblick auf die Verlagerung von Materialien und die „Kompaktion" 
von Brennstoffen zu untersuchen. 
b) Lokaler Brennelementstörfall 
Bei einem lokalen Brennelementstörfall wird das Ausbreitungspotential auf 
benachbarte Brennelemente durch die Bewegung und Wechselwirkung der Mate­
rialien bestimmt. Die Ausbreitung kann verursacht werden durch die mechanische 
Belastung der hexagonalen Brennelementkästen als Folge eines Druckaufbaus auf­
grund einer Wechselwirkung zwischen geschmolzenem Brennstoff und Kühlmittel 
oder durch thermische Belastung. Die thermische Belastung hängt von einer Reihe 
von Phänomenen wie der Isolierung der Wand der hexagonalen Brennelementkä­
sten durch erstarrte Brennstoffe und den Kühlungsmöglichkeiten des beschädigten 
Brennstabbündels ab. 
Die vorgeschlagenen Versuche sollen sich auf die Untersuchung des Schmelzens 
der Brennelemente, die Bildung von Blockaden und das Verhalten des Schmelzba­
des erstrecken. 
Aktivitäten 
2.5.1. Transientes Brennstoffverhalten (Punkt 1 .B.2.3) 
Während eines Zeitraums von zwei Jahren ist geplant: 1. ein im HFR durchzuführendes 
detailliertes Versuchsprogramm festzulegen, das den Erfordernissen der Mitgliedstaa­
ten, die ein Entwicklungsprogramm „schnelle Reaktoren" durchführen, optimal ent­
spricht und 2. eine erste Serie von Versuchen durchzuführen. 
Die Ergebnisse der Vorbereitungsphase des Programms sowie die erste Serie von Ver­
suchsergebnissen sollten die Grundlage für einen Beschluß über die Durchführung eines 
umfassenderen Bestrahlungsprogramms darstellen, das in den kommenden Jahren 
durchgeführt werden könnte. 
2.5.2. Phänomene nach einem Brennstoffversagen (Punkt 1 .B.2.4) 
a) Verlust der Wärmesenke 
Es ist vorgesehen, einen Wärmesenkeverlustunfall in einem 37-Stab-Bündel, ausge­
hend von einer Verringerung des Kühlmitteldurchsatzes und endend mit einem 
langsamen Brennelementschmelzen zu simulieren. Die Verlagerung der Hüllrohre 
und die Kompaktion des Brennstoffs sind während der Schmelzphase von beson­
derer Bedeutung. 
Voruntersuchungen haben gezeigt, daß der Reaktor BR2 im CEN MOL für solche 
Versuche gut geeignet ist. Lokale Blockadeversuche (MOL 7C-Versuche) wurden in 
diesem Reaktor bereits erfolgreich durchgeführt. 
b) Lokaler Brennelementstörfall 
Geplant sind zwei Serien von Versuchen, eine im BR2, die andere im Reaktor 
SCARABEE. 
Bei den im Reaktor BR2 vorgesehenen Versuchen wird der gesamte Ablauf eines 
lokalen Störfalls beginnend mit einer lokalen Blockadebildung bis zum Schmelzen 
eines Brennelements, die Bildung eines Schmelzbades und die mögliche thermische 
Ausbreitung auf benachbarte Brennelemente untersucht werden. Die Simulierung 
Nr. C 250/48 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19. 9. 83 
des gesamten Unfallablaufs sollte — neben phänomenologischen Daten — auch 
Informationen über die Evolution des Störfalls enthalten, die für die Bewertung der 
Nachweisbarkeit eines lokalen Fehlers wichtig ist. Versuche mit einem einzigen 
Brennstabbündel und zwei Teilabschnitten zweier Bündel sind vorgesehen. 
Es wird vorgeschlagen, ähnliche Versuche im Rahmen des Programms SCARABEE 
durchzuführen, das sich auf die Untersuchung des Verhaltens eines Schmelzbades 
und seines Kühlungspotentials beschränkt. Der Vorteil von Versuchen, die sich mit 
einem einzigen Phänomen befassen, besteht darin, daß spezifische Parameter leich­
ter variiert werden können (z. B. das Verhältnis von U02, rostfreiem Stahl, Spalt­
produkten) und daß die Instrumentierung aufwendiger sein kann. Demzufolge 
ergänzen sich die beiden Versuche (BR2 und SCARABEE). 
Unter Berücksichtigung der Tatsache, daß 
— die vollständige Durchführung der vorgeschlagenen Versuche verhältnismäßig 
umfangreiche finanzielle Mittel erfordern würde, 
— technische Durchführbarkeitsstudien nicht für alle geplanten Versuche abgeschlos­
sen sind (BR2, SCARABEE zum Teil), 
wird eine Vorbereitungsphase von zwei Jahren vorgeschlagen, in der die Einzelheiten 
der Versuche in Zusammenarbeit mit einzelstaatlichen Sachverständigen weiter erörtert 
werden sollen. Gegebenenfalls sollen zusätzliche Durchführbarkeitsstudien durchge­
führt werden. 
Während dieses Zeitraums ist geplant, zwei Versuche im Reaktor SCARABEE und eine 
erste Reihe von Versuchen im Reaktor HFR durchzuführen. 
Gegen Ende 1985 soll ein Beschluß über einen weiteren Versuch in SCARABEE sowie 
die Fortsetzung der HFR- und BR2-Programme auf der Grundlage weiterer Vorberei­
tungsarbeiten getroffen werden. 
Beitrag der Gemeinschaft 
4,8 Millionen ECU. 
2.6. TRANSPORT VON SPALTPRODUKTEN (siehe Punkt l.B.2.6 des Aktions­
programms) 
Zielsetzungen 
Dieser Programmabschnitt befaßt sich mit der Beschreibung der Verteilung radioaktiver 
Stoffe nach schweren Unfällen, der Bewertung des Containments und der Generierung 
der Quellterme, die bei Rechenprogrammen erforderlich sind, die für die Berechnung 
etwaiger späterer Schäden der Umgebung verwendet werden. Obwohl das Containment 
nur selten belastet wird, sind für die Risikoanalyse realistische Quellterme erforderlich. 
Für die Auslegung des Containments und die Überwachungssysteme nach Unfällen 
sind realistische interne Verteilungen radioaktiver Materialien erforderlich. 
Der Realismus setzt voraus, daß ein übertriebener Konservatismus vermieden wird und 
daß Phänomene, die dazu führen, die Folgen eines Unfalls abzuschwächen — z. B. die 
Verringerungen des chemischen Potentials im Zusammenhang mit der Bildung, der 
Absorption und der Lösung von Verbindungen sowie die Verringerung der Mobilität im 
Zusammenhang mit der Kondensation und Agglomeration von Aerosolen — in 
Betracht gezogen werden. Er impliziert ferner, daß die Möglichkeit besteht, von anderen 
Programmabschnitten oder anderswo realistische Angaben über Temperaturen und 
Beschreibungen darüber zu erlangen, wie und wann überlastete Spaltproduktbarrieren 
versagen. Im übrigen sollte der Wunsch nach einem mehr mechanistischen Konzept für. 
die Analyse der Unfallfolgen nicht mit der Notwendigkeit einer hohen Genauigkeit ver­
wechselt werden. Eine größere Belastung des Containments muß ein seltenes Ereignis 
bleiben. 
Die Arbeitsgruppen Sicherheit und Containment haben seit 1978 bestimmte Fragen im 
Zusammenhang mit dem Transport und der Umschließung von Spaltprodukten geprüft 
und Untersuchungen in Auftrag gegeben, die eine weitere Festlegung ihres Arbeitspro­
gramms ermöglichen sollen. 
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/49 
Als Ergebnis dieser Untersuchungen betonen wir nachdrücklich den Wert selbst gering­
fügiger Verzögerungen zwischen dem Eintritt der Belastung des Containments und 
einem Versagen. Eine Pilotuntersuchung über die Bedeutung der chemischen Wechsel­
beziehungen zwischen Spaltprodukten und anderen Materialien, die in LMFBR enthal­
ten sind, soll die Auswahl der Aktivitäten weiter erleichtern. 
Um den größtmöglichen Nutzen aus den grundlegenden technologischen Kenntnissen 
zu ziehen, die bei der Untersuchung der thermischen Reaktoren erworben wurden, 
wurde im LMFBR-Programm die Betonung auf Aktivitäten gelegt, die sich aus dem 
Vorhandensein von Natrium als Kühlmittel und von Natriumoxid als Träger von Spalt­
produkten im äußeren Containment ergeben. Der Wert der grundlegenden thermo-
chemischen Daten, die Anwendung der Phasenbildungsanalyse und die Untersuchung 
der grundlegenderen Aspekte der Aerosolphysik gilt für beide Reaktoren. 
Dieses Programm soll zu einem oder mehreren akzeptierten Rechenprogrammen die 
Beschreibung der theoretischen Radioaktivitätsverteilung nach einem schweren Unfall, 
zu einem empfehlenswerten Satz von Eingabedaten und zu Quelltermen für die Analyse 
der Folgen eines Unfalls außerhalb des Standorts führen. 
Aktivitäten 
— Festlegung eines einheitlichen Satzes von thermodynamischen Daten für die Mate­
rialien, die nach dem Schmelzen eines LMFBR-Kerns während eines HCDA vor­
handen sind, zur Berechnung von Freisetzungsraten von Spaltprodukten und zur 
Analyse der Kompatibilitätsprobleme Schmelze-Containment 
Diese Aktivität wird die theoretische Analyse, die experimentelle Überprüfung von 
Phasendiagrammen und die experimentelle Überprüfung berechneter Verdamp­
fungsraten für radiologisch wichtige Elemente umfassen, zu denen z. B. Plutonium, 
höhere Aktiniden, Jod, Cäsium und Ruthenium gehören. 
Für die Beschreibung der Reaktionen zwischen Kernschmelze und Beton ist dar­
über hinaus auch die Kenntnis der Reaktionsgeschwindigkeiten erforderlich. 
Die experimentellen Arbeiten zur Ermittlung von Gleichgewichtsdaten werden 
auch einige kinetische Daten für gut definierte Materialien ergeben. Ferner wurde 
vorgesehen, die vorhandenen Daten über Uran-Beton-Reaktionen zu bewerten und 
zusätzliche Versuche mit Uran-Plutonium-Gemischen und, in dem für notwendig 
erachteten Maße, komplexeren Gemischen durchzuführen. 
— Radioaktivitätsverteilung im Primärkreislauf eines LMFBR während und nach 
einem schweren Kernunfall 
Diese Aktivität erstreckt sich auf die Verteilung der Radioaktivität zwischen dem 
Brennstoff, den geschmolzenen Materialien (einschließlich Natrium) und den 
Gasphasen wie den Blasen oder dem Schutzgas. 
Der gewünschte Output besteht aus einem Modell, das die Geschwindigkeit 
beschreibt, mit der die Radioaktivität den Primärkreislauf durch Lecks verläßt, die 
beispielsweise in der dicken, verhältnismäßig komplexen Struktur des Tankdeckels 
entstehen können. Da einige Leckpfade ziemlich lang sein können, ist es gegebe­
nenfalls notwendig, die Verteilung der radioaktiven Elemente im Leck zu berück­
sichtigen. 
Die vorhandenen Modelle werden in dem Maße weiterentwickelt, wie zusätzliche 
experimentelle Daten vorliegen. Die zu validierenden Rechenprogramme für Aero­
sole (siehe nächster Abschnitt) müssen angepaßt werden, um Systeme mit bewegli­
chen Grenzen in Blasen zu beschreiben. Nach einer Erhebung, die eine Koordinie­
rung mit den in den Mitgliedstaaten laufenden Aktivitäten sicherstellen soll, wer­
den Versuche über den Transfer der radioaktiven Elemente von heißen Blasen an 
Natrium durchgeführt. 
— Radioaktivitätsverteilung im äußeren Containment 
Die Bemühungen werden sich im wesentlichen auf Aerosole, die wichtigsten Träger 
der Radioaktivität, und die Bewertung von Temperatur- und Druckveränderungen 
bei Unfällen konzentrieren. 
Nr. C 250/50 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften 19.9.83 
Für die genauere Bewertung der Temperatur- und Druckveränderungen ist die 
Fortsetzung der Modellierung von Natriumbränden (gemäß dem Programmab­
schnitt „Sicherheitsaspekte der Natriumtechnologie") und die anschließende Über­
tragung der Wärme an die verfügbaren Wärmesenken erforderlich. 
Der oben erwähnte Programmabschnitt sieht auch die experimentelle Überprüfung 
der kinetischen Rechenprogramme von Natriumbränden vor. Einige dieser Versu­
che werden Daten zur Überprüfung von Rechenprogrammen für Aerosole liefern, 
die von den Mitgliedstaaten bereits jetzt entwickelt werden. 
Die Weiterentwicklung von Rechenprogrammen für Aerosole soll folgende Punkte 
umfassen: 
— die Erarbeitung von Modulen, die besonders dichte Aerosole beschreiben; 
— Dämpfungsphänomene in Leckpfaden; 
— die Überprüfung der grundlegenden Gleichungen, die dazu benutzt werden, 
die Agglomeration, das Absetzen durch Schwerkraft und die Teilchenform zu 
beschreiben; 
— die eventuelle Fortsetzung von Versuchen, mit denen überprüft werden soll, ob 
Veränderungen in der Zusammensetzung eines Aerosols bei Veränderung der 
Zusammensetzung der Quelle korrekt modellmäßig erfaßt wurden, kann erfor­
derlich sein, wenn sich eine Gelegenheit ergeben hat, die neueren Arbeiten auf 
diesem Gebiet zu analysieren. 
Aerosol-Rechenprogramme für LMFBR haben zahlreiche Charakteristiken 
gemeinsam mit denen, die für die LWR-Unfallanalyse benützt werden; 
— Bewertungen des LMFBR-Containment 
Diese Aktivität kombiniert die Ergebnisse der obenerwähnten Aktivitäten mit 
Beschreibungen der Containment-Strukturen, der Abschlüsse, der Materialien und 
der Luftreinigungssysteme, um die für die Beurteilung der Schäden der Umgebung 
erforderlichen Quellterme zu liefern. 
Die in Betracht zu ziehenden Szenarios werden das Versagen von Containment-
Systemen und gegebenenfalls Strukturen umfassen. 
Beitrag der Gemeinschaft 
2,9 Millionen ECU. 
2.7. BEWEGUNG UND WECHSELWIRKUNG GESCHMOLZENER MATERIALIEN 
(siehe Punkt l.B.2.4 des Aktionsprogramms) 
Zielsetzungen 
Bei LMFBR-Unfällen mit schweren Brennstoffschäden hat die Bewegung geschmolze­
ner Materialien und ihre Wechselwirkung mit dem Kühlmittel und Strukturen einen 
starken Einfluß auf die spätere Entwicklung des Unfalls. Wenn z. B. ausreichende Men­
gen von geschmolzenem Brennstoff aus der Kernregion herausgeschleudert werden, 
kann dies dazu führen, daß die Leistung des Reaktors auf Null reduziert wird, bevor 
noch größere Teile des Kerns in Mitleidenschaft gezogen werden. Wenn andererseits 
Spaltstoffe in Regionen transportiert werden, die einen höheren Reaktivitätswert auf­
weisen, kann die Reaktorleistung steigen und ein Ausmaß erreichen, das den gesamten 
Kern in Mitleidenschaft zieht und gegebenenfalls zu seiner Zerstörung führt. Es ist 
anzumerken, daß diese Szenarios auf der Hypothese basieren, daß die Abschaltsysteme 
nicht eingreifen; sie sind daher sehr wenig wahrscheinlich. 
Hieraus ergibt sich, daß Materialbewegungen während allen Phasen eines Unfalls in 
Betracht zu ziehen sind, der mit schweren Brennelementschäden verbunden ist. Ange­
sichts der großen Zahl verhältnismäßig komplexer Phänomene, die hier mitspielen, ist 
eine relativ aufwendige mathematische Modellierung erforderlich. Unter den in 
Betracht kommenden Phänomenen ist der Austausch von Energie, Masse und Bewe-
19.9.83 Amtsblatt der Europäischen Gemeinschaften Nr. C 250/51 
gung zwischen verschiedenen Komponenten (Stahl, Brennstoff, Kühlmittel, Spaltpro­
dukte) und Phasen (fest, flüssig, gasförmig) von entscheidender Bedeutung. Sie beein­
flussen z. B. die Umwandlung von Wärmeenergie in mechanische Energie, die ihrerseits 
die Belastung und das mögliche Versagen von Kern- und Umschließungsstrukturen 
bestimmt. Der Angriff der Kernstrukturen durch geschmolzene Materialien ist eine wei­
tere mögliche Ursache des Strukturversagens. 
Während der ersten Unfallphasen sind Phänomene wie das Erstarren geschmolzener 
Materialien wichtig, da das Herausschleudern von Brennstoff aus dem Kern in den 
Sammelraum durch bestimmte Blockaden, gestoppt oder reduziert werden kann. 
Obwohl sowohl in den Mitgliedstaaten als auch in den USA große Anstrengungen 
unternommen werden, um Bewegung und Wechselwirkung geschmolzener Materialien 
modellmäßig darzustellen, sind die bisherigen Ergebnisse vom Standpunkt einer reali­
stischen Beschreibung her gesehen noch immer nicht voll zufriedenstellend. In der 
Regel werden konservative Hypothesen zugrunde gelegt, die zu sehr hohen Freisetzun­
gen von mechanischer Energie bei Unfällen des Typs Kühlmitteldurchsatzausfälle und 
Überleistungstransienten führen. Diese sehr hohen Energiefreisetzungen werden nun­
mehr als physikalisch unmöglich angesehen. 
Eine realistischere Beschreibung dieser Phänomene, die das Hauptziel der vorgeschlage­
nen Forschungsarbeiten ist, sollte die Argumente zur Ausschaltung eines übertriebenen 
Konservatismus liefern. 
Neben einem direkten Beitrag zu den Forschungsarbeiten in diesem Bereich sollte eine 
Gemeinschaftsaktion auch einen Beitrag zur Straffung der laufenden Arbeiten und zur 
Stimulierung des Informationsaustauschs zwischen allen Ländern leisten, die Arbeiten 
auf diesem Gebiet durchführen. 
Die derzeitigen Arbeiten der GFS und die im nächsten Mehrjahresprogramm vorgesehe­
nen Aktivitäten zur Entwicklung des EAC, zur Verbesserung und Validierung des SIM-
MER-Rechenprogramms, zur Wechselbeziehung zwischen Brennstoff und Kühlmittel 
(FCI), zu Blockier- und Erstarrungsphänomenen sowie zur Wärmeabfuhr nach einem 
Unfall stellen eine wertvolle Grundlage für eine umfassende Gemeinschaftsaktion dar. 
Die Sachverständigengruppen WAC (Whole Core Accident Code) und CONT (Con­
tainment Loading and Response)' der Arbeitsgruppe Sicherheit schneller Reaktoren 
(SWG) haben die auf diesem Gebiet laufenden Programme sehr aufmerksam verfolgt 
und Vorschläge für künftige Aktivitäten vorgelegt. 
Aktivitäten 
— Festlegung eines einheitlichen thermophysikalischen und thermomechanischen 
Datensatzes für Materialien, die für die Analyse schwerer Unfälle von Bedeutung 
sind; 
— Entwicklung und Validierung von Rechenprogrammen für die Behandlung von 
Mehrphasen- und Mehrkomponentenphänomenen; 
— experimentelle Untersuchung spezifischer Probleme geschmolzener Materialien, 
z. B. Herausschleudern aus dem Kern, Wechselbeziehung mit Strukturen. 
Beitrag der Gemeinschaft 
6 Millionen ECU.