CELEX: 51983PC0299
Language: da
Date: 1983-06-14
Title: FORSLAG TIL RAADETS AFGOERELSE OM VEDTAGELSE AF ET FORSKNINGSPROGRAM VEDROERENDE REAKTORSIKKERHED ( 1984-1987 )

Nr. C 250/6                          De Europæiske Fællesskabers Tidende                                  19. 9. 83
             Forslag til Rådets afgørelse om vedtagelse af et forskningsprogram vedrørende
                                            reaktorsikkerhed (1984-1987)
                               (Forelagt af Kommissionen for Rådet den 17. juni 1983)
RÅDET FOR DE EUROPÆISKE FÆLLESSKABER                         let i rammeprogrammet og handlingsprogrammet
 HAR —                                                       for udvikling af nuklear fissionsenergi;
under henvisning til traktaten om oprettelse af Det          Rådet har ved afgørelse . . . vedtaget et forsknings-
europæiske Atomenergifællesskab, særlig artikel 7,           program vedrørende reaktorsikkerhed (direkte
                                                             aktion);
under henvisning til forslag fra Kommissionen efter
 høring af Det videnskabelige og tekniske Udvalg,            det er hensigtsmæssigt at supplere programmet i
                                                             form af direkte aktion vedrørende reaktorsikkerhed
under henvisning til udtalelse fra Europa-Parlamen-          med et program med omkostningsdeling, hvor med-
tet,                                                         lemsstaternes sagkundskab og anlæg undnyttes —
under henvisning til udtalelse fra Det økonomiske
og sociale Udvalg, og                                        TRUFFET FØLGENDE AFGØRELSE:
ud fra følgende betragtninger:                                                        Artikel 1
Rådet har den 22. juli 1975 vedtaget en resolution           Det i bilaget omhandlede forskningsprogram vedrø-
om teknologiske problemer i forbindelse med nuk-             rende reaktorsikkerhed vedtages for en periode på 4
lear sikkerhed;                                              år fra den 1. januar 1984.
Rådet har den 18. februar 1980 vedtaget en resolu-                                    Artikel 2
tion om formeringsreaktorer;
                                                             Det fornødne beløb til programmets gennemførelse
Rådet har ved afgørelse . . . godkendt strukturerne          anslås til 81300 000 ECU, og personalebehovet
og procedurerne ved forvaltning og koordinering af           anslås til 17 ansatte.
Fællesskabets forsknings-, udviklings- og demon-
strationsaktiviteter ;
                                                                                      Artikel 3
Rådet har ved afgørelse . . . vedtaget et rammepro-
gram for en europæisk strategi for videnskab og tek-          Det i bilaget fastlagte program kan tages op til revi-
nik;                                                          sion ved udløbet af det tredje år efter egnede frem-
                                                              gangsmåder.
Kommissionen har til Rådet fremsendt et handlings-
program for udvikling af nuklear fissionsenergi;                                      Artikel 4
gennemførelse af forskningsprogrammer vedrørende              Ved gennemførelsen af programmet bistås Kommis-
nuklear sikkerhed er et af Kommissionens vigtigste            sionen af Det rådgivende udvalg for forvaltning og
midler til at bidrage til farefri produktion af kerne-        koordinering vedrørende nuklear Fission, hvis man-
energi samt beskyttelse af arbejdstagerne, befolknin-         dat og sammensætning er fastlagt ved Rådets afgø-
gen og miljøet; denne gennemførelse omfatter de               relse (struktur og procedurer ved forvaltning og
specifikke emner og emneområder, der er omhand-               koordinering).
 ---pagebreak--- 19.9.83                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   Nr. C 250/7
                                                      BILAG
                FORSKNINGSPROGRAM MED OMKOSTNINGSDELING VEDRØRENDE
                                             REAKTORSIKKERHED
        Programmet omfatter teoretisk forskning og praktiske forsøg, som skal gennemføres ved samar-
        bejde, og som vedrører forebyggelse af uheld, detaljerede undersøgelser af alvorlige uheld og føl-
        gerne heraf samt de metoder, der skal anvendes til sandsynlighedsberegning af risici.
        Programmet er delt i to dele:
        a)  en del, som vedrører sikkerheden i letvandsreaktorer, hvor følgende specifikke emner skal
            undersøges:
            — menneskelige faktorer og mand-maskine-vekselvirkningen,
            — beskyttelse af nukleare anlæg mod gasskyeksplosioner
            — mekaniske problemer og materialeproblemer ved stålkomponenter i letvandsreaktorer,
            — termonhydraulik og alvorlige beskadigelser af brændslet ved uheld med tab af det pri-
                 mære kølemiddel,
            — problemer i forbindelse med fordeling, forbrænding og overvågning af hydrogen, som
                 frigives i forbindelse med et uheld,
            — kildebegreb, som skyldes fissionsprodukter i en alvorlig uheldssituation,
            — spredning af fissionsprodukter i atmosfæren som følge af uheld,
            — metoder til probabilistisk risikovurdering;
        b)  en del, som vedrører sikkerheden i natriumkølede formeringsreaktorer, hvor følgende speci-
            fikke emner skal undersøges:
            — instrumentering, kontrol og beskyttelse,
            — transientanalyse,
            — komponenters og strukturers integritet,
            — sikkerhedsaspekter ved natriumteknologi,
            — brændslets opførsel under transiente forhold og fænomener, der optræder efter uheld
                 (keraeinternt forsøg),
            — fissionsprodukters vandring ved alvorlige uheld,
            — smeltede materialers bevægelse og vekselvirkning ved alvorlige uheld.
        Programmet skal gennemføres ved hjælp af kontrakter.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/8                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    19.9.83
                   FORSLAG TIL ET FORSKNINGSPROGRAM MED OMKOSTNINGSDELING
                                            REAKTORSIKKERHED (1984-1987)
                                                       (Teknisk bilag)
                                                       FØRSTE DEL
                             1. FORSLAG TIL ET FORSKNINGSPROGRAM MED
                         OMKOSTNINGSDELING VEDRØRENDE SIKKERHEDEN I
                                        LETVANDSREAKTORER (1984-1987)
            INDLEDNING
            Kernekraftværker med letvandsreaktorer er blevet udnyttet industrielt og kommercielt siden
            begyndelsen af 1970erne. For øjeblikket er over to hundrede kraftværker af denne type i drift over
            hele verden og mere end 130 er under opførelse. I EF-landene er ca. 40 kraftværker i drift og
            omkring tredive under opførelse, hvilket giver en installeret elektrisk effekt på henholdsvis 40,0
            og 37.0 GWe. Programmerne for opførelse af sådanne værker er lige fra starten blevet gennemført
            sideløbende med omfattende forskningsprogrammer vedrørende sikkerheden. Selv om de eksiste-
            rende kernekraftværker nok drives under iagttagelse af undermærkede sikkerhedsbestemmelser,
            må forskningsprogrammerne på dette område dog videreføres af flere årsager: der er behov for
            resultaterne herfra ved opførelsen og driften af kraftværkerne for at have beskyttelsesniveauet
            ikke blot for arbejdstagerne, befolkningen og miljøet, men også for anlæggene ved at vedtage
            egnede forebyggende og beskyttende foranstaltninger. Formålet er at opnå større viden om de
            vigtigste fænomener og dermed mulighed for en vurdering og nærmere fastlæggelse af de sikker-
            hedsmargener, der er forbundet med udformningen og driften af anlæg under opførelse eller alle-
            rede fungerende anlæg. Resultaterne fra sikkerhedsforskningen er tvingende nødvendige for de
            ansvarlige for godkendelse og tilsyn, så de bedre kan fastlægge grænserne for anlæggenes funk-
            tion og fastsætte, hvilke foranstaltninger der skal træffes i tilfælde af uheld. Under de nuværende
            samfundspolitiske forhold er sikkerhedsforskning med henblik på en mere realistisk vurdering af
            de farer, der er forbundet med elproduktion ud fra kerneenergi, og på at lette sammenligningen
            med farer forbundet med andre industriprocesser meget vigtig for offentlighedens accept af ker-
            neenergi. Forskningen i sikkerhed udgør endvidere et påkrævet grundlag for Fællesskabets poli-
            tik med hensyn til sikkerhedskriterier og -normer for kernekraftværker med letvandsreaktorer.
            De forskningsprogrammer, der er i gang i Fællesskabet og i de industrilande, som udvikler kerne-
            kraftværker med letvandsreaktorer, herunder navnlig USA, har været udsat for en kraftig udbyg-
            ning i de seneste år. Uheldet på kernekraftværket TMI-2 i USA i 1979 viste, hvor betydningsfuld
            operatørens rolle og adfærd er i en uheldssituation, og afslørede en række begivenheder, som kan
            føre til alvorlige beskadigelser af brændselselementerne.
             Efterhånden som der opnåedes bedre indsigt i problemerne i forbindelse med de typiske uheld,
            der er taget højde for ved udformningen af reaktorer, rettedes opmærksomheden endvidere mod
            undersøgelsen af unormale begivenheder, som uanset deres omfang virkede forstyrrende for
            anlæggenes normale drift, og undersøgelsen af mere alvorlige og usandsynlige uheld. Der er taget
            hensyn til disse tendenser i nedenstående programforslag.
            Fællesskabets forskning i sikkerhed i letvandsreaktorer
            Fællesskabets forskning vedrørende de teknologiske problemer i forbindelse med nuklear sikker-
            hed omfattes af det flerårige program for Det fælles Forskningscenter, og reaktorsikkerhed har
            siden 1973 været det vigtigste emneområde i dette program. Til det nuværende program (1980-
            1983) er afsat et budget på 172 mio ECU med et personale på 716 ansatte, hvoraf mere end halv-
 ---pagebreak--- 19.9.83                               De Europæiske Fællesskabers Tidende                                       Nr. C 250/9
        delen er beskæftiget med letvandsreaktorer. Programmet omfatter teoretiske undersøgelser og
        praktiske forsøg til analyse af uheld og følgevirkninger samt forbedring af metoder og instrumen-
        ter til forebyggelse af uheld. Der gøres en kraftig indsats for udvikling og anvendelse af nye og
        avancerede metoder med henblik på at formindske usikkerheden ved probabilistisk risikovurde-
        ring.
        Analyserne og forsøgene vedrører navnlig undersøgelsen af fysiske fænomener, der er fremher-
        skende ved tab-af-kølemiddel-uheld og endvidere optræder ved de transienter, der også medfører
        en alvorlig beskadigelse af kernen. Formålene med disse undersøgelser er at forbedre og validere
        sikkerhedskoder og så vidt muligt at indhente nye oplysninger med henblik på udformning af
        mere effektive procedurer til brug ved drift og i nødsituationer.
        Der er to vigtige projekter i gang på dette område det kerneeksterne LOBI-anlæg og det
        kerneinterne Super Sara.
        De vigtigste formål med LOB I-projektet er:
        — at gennemføre forsøg med tab af kølemiddel ved simulering af rørbrud af forskellig størrelse
              på tre forskellige steder af den hertil indrettede LOBI-loop med henblik på at undersøge ind-
              flydelsen fra den termohydrauliske opførsel af de enkelte komponenter i et primærkølesy-
              stem under tab-af-kølemiddel-uheld (i nedblæsningsperioden — blowdown) ved at måle alle
              termohydrauliske størrelser af betydning, herunder navnlig i tilknytning til kølingen af ker-
              nen;
        — at anvende forsøgsresultaterne ved valideringen og forbedringen af beregningskoderne for
              nedblæsningen og de hertil knyttede teorier med henblik på sikkerhedsanalysen af letvands-
              reaktorer.
         Forsøgsprogrammet Super Sara bestod i en række kerneinterne forsøg (i ESSOR-reaktoren), der
        blev nydefineret i 1980 på et internationalt grundlag. I 1980-1982 blev loopen konstrueret, forsø-
         gene forberedt og drøftelsen med de nationale eksperter og delegationer om de forskellige pro-
         gramfasers tekniske indhold fortsat.
        Disse aktiviteter suppleres af to andre projekter:
        — Projektet vedrørende primærkredsløbets integritet, som navnlig går ud på at udvikle bereg-
              ningsmetoder til fejldetektering i strukturer og til en pålidelig forudsigelse af reaktorstruktu-
              rers og -komponenters levetid. Herunder er reaktortanken klart den vigtigste, hvilket der er
              taget hensyn til ved valget af forsøgsprogrammets parametre og begrænsninger. FFC vareta-
              ger koordineringen af gennemførelsen af det internationale program for inspektion af stål-
              komponenter (PISC), der er tilrettelagt af CSNi. FFC er også ved at udarbejde et nyt for-
              søgsprogram vedrørende en tryktank i målestoksforholdet 1:5. Formålet med dette program
              er at nå frem til en systematisk indfaldsvinkel til inspektionsproblemet.
        — Projektet vedrørende pålideligheds- og risikovurdering, hvor de to vigtigste aktiviteter, der er
              nært indbyrdes forbundne, er analyse af uheldsforløb og det europæiske system for pålide-
              lighedsdata (ERDS = European Reliability Data System). Arbejdet med analyse af uhelds-
              forløb er koncentreret om identificering og opstilling af modeller for forskellige former for
              uheldsforløb før og efter referenceuheld under særlig hensyntagen til begivenhedernes kro-
              nologiske rækkefølge og menneske-system-vekselvirkninger.
               Det vigtigste formål med ERDS er at oprette et centraliseret databanksystem, som kan give
              de oplysninger, der er behov for til risikovurdering i forbindelse med letvandsreaktorer.
              Denne databank, eller i det mindste visse dele deraf, er ved at være driftsklar. Der leveres
              data fra forskellige nationale organer, og det vigtigste mål for øjeblikket er at få disse data
              analyseret systematisk.
              I 1979 blev der vedtaget et beskedent forskningsprogram med omkostningsdeling for perio-
              den 1979-1983. Til dette program vedrørende sikkerhed i termiske vandreaktorer var der
              afsat et budget på 6,3 mio. ECU. Teoretisk set var det hermed muligt at finansiere 50 % —
              men i praksis blev det kun til 37 % på grund af budgetmæssige begrænsninger — af forsknin-
              gen i medlemsstaternes nationale organer og laboratorier inden for følgende tre emner:
 ---pagebreak--- Nr. C 250/10                             De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     19. 9. 83
                 — Undersøgelser af særskilte virkninger fra tab-af-kølemiddel-uheld, navnlig ved over-
                       sprøjtning og oversvømmelse af kernen (Del A).
                 — Undersøgelser vedrørende beskyttelse af nukleare anlæg mod gasskyeksplosioner (Del
                       B).
                 — Undersøgelser vedrørende spredning af radioaktive fissionsprodukter i atmosfæren som
                       følge af reaktoruheld (Del C).
                Dette program, der for øjeblikket er ved at blive gennemført, skal afsluttes ved udgangen af
                1983. Det kan allerede nu fastslås, at programmets resultater, der vil blive offentliggjort,
                kommer til at omfatte betydningsfulde videnskabelige resultater for Fællesskabet på alle de
                tre behandlede områder.
                Kommissionen har til hensigt at befæste og forstærke sin centrale position inden for nuklear
                sikkerhed via de to aktionsformer, der står til rådighed, nemlig direkte aktion ved FFC's
                laboratorier og indirekte aktion med omkostningsdeling ved medlemsstaternes laboratorier.
                I det handlingsprogram, som Kommissionen foreslår med henblik på udvikling af nuklear
                fissionsenergi, og hvor nuklear sikkerhed er det vigtigste emne, tages der derfor i vid
                udstrækning hensyn til resultaterne fra de to løbende programmer, der i korte træk er beskre-
                vet i det ovenstående. Med hensyn til aktionen med omkostningsdeling vedrørende sikker-
                hed i letvandsreaktorer vil det andet program, der er foreslået for en periode på fire år,
                samtidig med at forskningen indledt under det første program fortsættes, komme til at
                omfatte en række tekniske emner, som er langt mere omfattende.
           Tekniske områder — udarbejdelse afprogrammet
           Som det tidligere skete ved fastlæggelsen af det første program vedrørende sikkerhed i termiske
           vandreaktorer hørte Kommissionen i 1981 og 1982 Fællesskabets arbejdsgruppe nr. 2 vedrørende
           forskning i letvandsreaktorers sikkerhed med henblik på udvælgelsen af emnerne til det nye udvi-
           dede forskningsprogram. For at få situationen på visse områder grundigere behandlet nedsatte
           Kommissionen efter udtalelse fra arbejdsgruppe nr. 2 nogle ad hoc-underarbejdsgrupper, som
           kom med visse anbefalinger, der har dannet grundlag for nedenstående forslag. Med hensyn til
           fortsættelsen af de tre forskningsemner, der var omhandlet i det første program, blev det vedtaget,
           at der skulle indhentes anbefalinger fra de tre ansvarlige undergrupper, der siden vedtagelsen af
           det første program har optrådt på vegne af CCMGP-sikkerhed. Disse tre undergrupper fremsatte
           derfor anbefalinger, som der ligeledes er taget hensyn til i forslagene. Endelig har Kommissionen
           fremsat forslag om to emner, som er mere direkte forbundet med den direkte aktion, der er i gang
           ved FFC, og disse forslag er blevet forelagt arbejdsgruppe nr. 2 til udtalelse, men af mangel på tid
           har der ikke været nogen tilbundsgående drøftelse heraf i denne arbejdsgruppe. De konklusioner
           og anbefalinger, der er udarbejdet af de forskellige ovennævnte undergrupper, står til rådighed.
           Den påtænkte forskning kan deles i tre kategorier: forskning vedrørende forebyggelse af uheld,
           som sigter mod egnede foranstaltninger til nedsættelse af sandsynligheden for uheld, med hen-
           blik på opnåelse af bedre indsigt i uheldsfænomener, så følgerne heraf kan begrænses, samt
           forskning i teknikker og metoder til probabilistisk risikovurdering. Denne klassificering må dog
           ikke fortolkes alt for nøjeregnende, da der klart er forbindelser mellem disse tre kategorier. Det
           skal bemærkes, at visse af de udvalgte områder ikke er specifikke for kernekraftværker med let-
           vandsreaktorer, men kan overføres på andre former for nukleare anlæg; dette gælder navnlig for
           menneskelige faktorer og menneske-maskine-vekselvirkningen, beskyttelse af kraftværker mod
           gasskyeksplosioner og i mindre grad visse dele af den foreslåede forskning under andre emner.
            Disse områder er ikke desto mindre medtaget i forslaget til programmet vedrørende letvandsreak-
           torer, fordi disse reaktorer på grund af deres overvejende antal er den største målgruppe for resul-
           taterne fra forskningen på disse områder.
           1.1.       MENNESKELIGE FAKTORER OG MENNESKE-MASKINE-VEKSELVIRK-
                      NINGER (jf- punkt l.A.2.2. i handlingsprogrammet)
                      Målsætning
                      Menneskets rolle og problemerne i samspillet mellem mennesker og maskiner er i lang
                      tid blevet analyseret og taget i betragtning ved ikke-nukleare aktiviteter, hvor der har
                      været forståelse for, at det økonomisk set kunne betale sig at tage hensyn til disse prob-
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                     De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    Nr. C 250/11
          lemer og at optimere menneskets rolle på baggrund af menneskers adfærd og evner. På
          andre områder, som f.eks. lufttransport, er den menneskelige faktor blevet undersøgt ud
          fra et sikkerhedssynspunkt. Hvad driften af nukleare anlæg angår, har der, uden at ope-
          ratørens betydning hermed var glemt, været en tendens til at tro, at velforberedte og rig-
          tigt udformede automatiske systemer altid i sidste instans kunne klare farlige situatio-
          ner. Uheldet på TMI-2 gjorde det nødvendigt at revidere dette synspunkt, og siden da er
          problemet blevet drøftet og undersøgt utallige gange i medlemsstaterne, i USA og i
          internationale kredse (OECD-NEA, Halden osv.).
          I Fællesskabet holdt FFC i 1979, 1980 og 1981 flere internationale workshops om opera-
          tørernes optræden i uheldssituationer, bl.a. har arbejdsgruppe nr. 2 vedrørende forsk-
          ning i letvandsreaktorers sikkerhed siden 1981 indkaldt til flere møder i en ekspert-
          gruppe. Nedenstående forslag afspejler stort set denne ekspertgruppes konklusioner,
          idet der endvidere er taget hensyn til resultaterne fra de af FFC afholdte workshops. De
          opstillede mål er klart fastlagte, idet der sigtes mod bedre kvalificering og uddannelse af
          operatørerne og en forbedring af de midler, der står til deres rådighed, bl.a. i kontrol-
          rummene. Fremstillingen af perfektionerede simulatorer og moderne udstyrede kontrol-
          rum lettes af de tekniske fremskridt inden for komponenter og databehandling, men
          undersøgelsen af sådanne systemer bygger i højere grad på udvikling end på forskning
          og udføres i almindelighed af industrien i snævert samarbejde med driftslederne, og
          industrien har behov for et mere detaljeret og mere omfattende teoretisk kendskab til de
          menneskelige reaktioner og pålidelighed i situationer, der ikke er rutinemæssige.
          Målene for den her foreslåede forskning ligger for en stor dels vedkommende forud for
          det samspil mellem menneske og maskine, der for eksempel foregår i et kontrolrum eller
          i en simulator. Forskningen skal fremskaffe bedre grundlæggende viden om operatørens
          adfærd ud fra mekanismer for oplysningsindhentning under hensyntagen til de faktorer,
          omstændigheder og omgivelser, der påvirker dem. Aspekterne vedrørende arbejdets til-
          rettelæggelse i operatørhold og vedrørende kommunikationsmidler skal undersøges
          mere systematisk. En sådan teoretisk viden kan så anvendes til definition af modeller,
          som kan udnyttes til probabilistisk risikovurdering og til forbedring og rationalisering af
          visse processer; den vil endvidere gøre det muligt at styre udviklingen og at udnytte nye
          avancerede diagnostiske støttesystemer.
          Dette er et nyt område, der inddrages i fællesskabsforskningen, og i medlemsstaterne er
          de tilsvarende aktiviteter begrænsede, men det i det nedenstående foreslåede omfat-
          tende program kan samle og centralisere arbejdet. FFC's iværksættelse af ERDS vil lette
          indsamlingen, behandlingen og anvendelsen af data vedrørende menneskelig pålidelig-
          hed, som er nødvendig for den påtænkte forskning. Udviklingen i FFC af metoder til
          probabilistisk risikovurdering (PRA) vil lette anvendelsen af disse teknikker på menne-
          skers pålidelighed. Nedennævnte aktiviteter med omkostningsdeling og den direkte
          aktion ved FFC vil således komme til at gribe kraftigt ind i hinanden.
          Aktiviteter
          Programmet omfatter tre områder, som følger logisk efter hinanden kronologisk set. Det
          indledende arbejde vedrører derfor det første område. Dette forhindrer dog ikke, at der
          samtidig kan arbejdes med de andre områder:
          — Indsamling og analyse af data vedrørende menneskers adfærd.
          — Opstilling af modeller for menneskers adfærd.
          — Bedømmelse af sådanne modellers egnethed til brug ved probabilistisk risikovurde-
                ring og i forbindelse med udformningen.
           Forskningsemnerne er samlet i grupper på disse områder. Yderligere detaljer og ekspert-
           udtalelser findes i bilagene.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/12                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                  19.9.83
            1.1.1.  Indsamling og analyse af data vedrørende menneskers adfærd
                    Der er behov for yderligere arbejde, navnlig vedrørende processer for indsamling af
                    oplysninger om situationer i det virkelige liv. De manglende fremskridt på dette område
                    skyldes manglende kvalitative og kvantitative data fra konkrete situationer. Der må
                    oprettes en passende database, således at de mekanismer, der fører til generiske fejl, kan
                    udledes efter indsamling af oplysninger om menneskelige fejl i den nukleare industri og
                    i andre industrier. Der findes allerede mange oplysninger om sådanne tilfælde i den
                    kemiske industri og i kul- og stålindustrien (jf- arbejdet under EKSF):
                    — aktuelle teknikker til indsamling af kvantitative data vedrørende menneskers
                         adfærd. Overvejelse og fastlæggelse af et homogent system og en protokol til frem-
                          skaffelse af sådanne oplysninger. Eventuel udvikling af automatisk udstyr til ind-
                          samling af on-line data;
                    — eksisterende oplysninger i kernekraftværkernes arkiver;
                    — mulighed for anvendelse af en mængde oplysninger fra ikke-nukleare aktiviteter;
                    — teknikker til overførsel af objektive data på andre situationer end dem, hvorunder
                         de blev indsamlet;
                    — opstilling af særlige forsøgsrækker med henblik på fremskaffelse af flere specifikke
                          oplysninger;
                    — taksonomi af aktuelle data og klassificeringsskemaer;
                    — metodologier til analyse af begivenheder under hensyntagen til samspillet mellem
                          menneskelige og tekniske fejl;
                    — forholdet mellem faktorerne for menneskelig pålidelighed og anlæggets samlede
                          livscyklus;
                    — miljømæssige, intellektuelle og følelsesmæssige påvirkninger af det enkelte menne-
                          ske;
                    — organisations- og kommunikationsproblemer i kernekraftværkers samlede livscyk-
                          lus.
            1.1.2.  Opstilling af modeller for menneskers adfærd
                     Der lægges særlig vægt på pålidelighedsaspekterne i sådanne adfærdsmodeller.
                    — Undersøgelse og kritisk vurdering af bestående modeller;
                    — overvejelse og anvendelse af teknikker til kompleks matematisk modellering til
                          udvikling af nye modeller;
                    —     forsøg med sammenligning af modeller: benchmark-forsøg, kontrollerede forsøg
                          osv. både i virkelige anlæg og i simulatorer.
             1.1.3.  Bedømmelse af sådanne modellers egnethed til brug ved probabilistisk risikovurdering og i
                     forbindelse med udformning
                     Modellerne skal anvendes på to hovedområder:
                     — deres inddragelse og indflydelse i probabilistiske risikoanalyser. Undersøgelser
                           vedrørende probabilistisk risikovurdering og anvendelse heraf i forvaltningen af
                           risici og i sikringen af pålidelighed;
                     — tilbagemelding af oplysninger af relevans for udformningen. Dette aspekt har
                           mange sider, herunder udformning af kontrolrum og informationsveje, driftsproce-
                           durer, udvikling og vurdering af avancerede hjælpeanlæg for systemdriften;
                           området er så omfattende, at det hele ikke kan drages ind under dette program. En
                           trinvis fremgangsmåde vil derfor blive benyttet.
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                         De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   Nr. C 250/13
               Krav til programmet
               — Snæver forbindelse med FFC's aktiviteter og de andre tilsvarende forskningspro-
                    grammer under GD V og GD III,
               — snæver forbindelse med laboratorier med relevant erfaring (også på ikke-nukleare
                    områder). Det anbefales navnlig at deltage i HALDEN-programmet samt i de ame-
                    rikanske programmer EPRI og NRC vedrørende menneskelige faktorer samt i de
                    skandinaviske programmer. (Bemærk det foreslåede COST-program vedrørende
                    socio-teknologiske systemer og industriel sikkerhed). Det er meget vigtigt at få
                    fremskaffet oplysninger om aktiviteterne i de laboratorier, der arbejder på dette
                    område i EF,
               — snævre arbejdsforbindelser med elproducenterne. Regelmæssige kontakter mellem
                    specialister i menneskelige faktorer og driftsledere er af væsentlig betydning og bør
                    fremmes ved positive forslag,                        '
               — der findes mange oplysninger om metoder til bedømmelse af menneskelige faktorer
                    i ikke-nukleare, farlige industrier. Det må undersøges, om sådanne metoder kan
                    overføres på nukleare aktiviteter.
               Fællesskabets bidrag
               Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
               Nødvendige midler 3 600 000 ECU.
          1.2. BESKYTTELSE AF NUKLEARE ANLÆG MOD GASSKYEKSPLOSIONER (jf-
               punkt 1 .A.2.6 i handlingsprogrammet)
                Målsætning
               Beskyttelsen af kernekraftværker og nukleare anlæg mod eksterne eksplosioner i forbin-
               delse med uheld, i det foreliggende tilfælde af skyer af tunge gasser (carbonhydrider),
               der er sluppet ud i nærheden af kraftværker, for eksempel ved et transportuheld, er ble-
               vet betragtet med stigende opmærksomhed i de seneste år. Dette gælder også for for-
               skellige former for ikke-nukleare anlæg (såsom boreplatforme, gasterminaler og lageran-
               læg). En sådan beskyttelse kan kræve fastsættelse af bestemmelser om placering af
               farlige anlæg og transport af antændelige stoffer samt forebyggende foranstaltninger
               vedrørende projektering af kraftværker og tilknyttede anlæg.
               Fænomenologien ved sådanne eksplosioner i det fri er ret kompliceret, og der vides
               endnu ikke ret meget herom. Derfor er teoretisk og eksperimentel forskning vedrørende
               de forskellige aspekter (eksplosive skyers opståen og bevægelse, opståen og forplant-
               ning af trykbølger efter deflagrationen/detonationen, sådanne bølgers vekselvirkninger
               osv.) absolut nødvendig. Sådanne undersøgelser er i beskedent omfang foretaget under
               del B af det første forskningsprogram med omkostningsdeling (1979-1983) og disse
               undersøgelser har gjort det muligt dels at samle og dels at stimulere en betydelig del af
               det arbejde, der udføres i medlemsstaterne. Denne aktion må nu fortsættes og suppleres,
               da såvel knapheden på disponible midler som områdets relative nyhed har gjort det
               nødvendigt at koncentrere forskningen omkring særlig vigtige aspekter: indbyrdes sam-
               menligning af deterministiske modeller og vurdering ved hjælp af et prototypeforsøg
               med momentane udslip (2 000 m3) under isotermiske vilkår på Thorney Island, for så
               vidt angår spredningsaspektet; udvikling af simple koder til beskrivelse af trykbølgers
               opståen og forplantning, dog uden detaljeret forudsigelse af forbrændingen, og vurde-
               ring ved hjælp af forsøgsrækker af rimelig størrelse (balloneksplosioner), for så vidt
               angår eksplosionsaspektet; analyser vedrørende beskrivelse af disse fænomener i nærhe-
               den af konstruktioner samt vurderinger ved hjælp af målinger på skalamodeller eller på
               vandspejlet, for så vidt angår aspektet chokbølgers forplantning og vekselvirkninger.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/14                            De Europæiske Fællesskabers Tidende                                        19.9.83
                    Kommissionen har i snævert samarbejde med den undergruppe under CCMGP, der er
                    ansvarlig for overvågningen af arbejdet vedrørende del B i det første program, under-
                    søgt, hvad der yderligere burde gøres i et andet program under hensyntagen til de opnå-
                    ede resultater, de aspekter, der ikke var berørt, den generelle udvikling på området og
                    visse forsøgsteknikker. Der er taget hensyn til konklusionerne fra denne undersøgelse i
                    den nedenfor foreslåede liste.
                    Aktiviteter
                     Disse kan opdeles i fem kategorier. Den første og den sidste af disse blev ikke behandlet
                    under det første program med omkostningsdeling.
            1.2.1.   Kildebegreb
                     Herved forstås de oprindelige omstændigheder og parametre ved det utilsigtede udslip
                     inden den eksplosive sky dannedes og satte sig i bevægelse. Der vil blive lagt særlig
                     vægt på fænommener og fysiske forhold i skyens første dannelsesfase, navnlig fra oprin-
                     deligt flydende gas, samt fordampningsmekanismerne.
            1.2.2.   Spredning
                     Udslippene på Thorney Island har allerede givet en række værdifulde referencer. Der
                     bør gennemføres en detaljeret analyse af disse data, og de bør sammenlignes med forud-
                     sigelserne fra diverse modeller som led i det andet program. Yderligere udslip, f.eks.
                     ikke-isotermiske udslip, kunne supplere resultaterne fra den første forsøgsrække. Et
                     implicit mål i denne forsøgsrække er imidlertid også at vurdere anvendelsen af vind- og
                     vandstrømningstunneler til skalasimulering af tunge gaslags vandringer over jord- eller
                     vandoverfladen, hvor der findes forhindringer eller varmelommer. Anvendeligheden af
                     sådanne simulationer blev påvist under det første program, og særdeles indviklede ana-
                     lysemidler er nu brugsklare. Der må derfor gøres en stor indsats på dette område, hvor
                     det skulle være muligt at foretage realistiske case studies eller undersøge realistiske geo-
                     metrier uden særlig store omkostninger.
                      Endvidere er alle de forudsigelsesmodeller, der er til rådighed for øjeblikket, determini-
                     stiske, og der er ikke taget hensyn til, at spredningen uvægerligt varierer betydeligt, og at
                     skyernes struktur er meget uregelmæssig, hvilket kan have markant indflydelse på eks-
                      plosionen.
                      Der skal således lægges særlig vægt på opstilling af stokastiske modeller samt detalje-
                     rede undersøgelser og vurderinger, f.eks. i vindtunneler. Dette emne knytter sig til det
                      emne i punkt 1.7., der vedrører spredning i atmosfæren af radioaktive produkter.
             1.2.3.   Forbrænding og dannelse af en trykbølge
                      Der er endnu meget, der skal undersøges i denne komplekse sektor, som der endnu ikke
                      er særlig styr på. Navnlig findes der ikke nogen tilfredsstillende teorier, modeller eller
                      koder for forbrændingen/flammeforplantningen i en sky, der ikke eller kun delvis er
                      indesluttet, og den fremkaldte trykbølge afhænger i afgørende grad af denne forplant-
                      nings forløb. Der findes kun usammenhængende oplysninger og resultater, der som
                      oftest hidrører fra laboratorieforsøg vedrørende flammens acceleration og den eventu-
                      elle overgang fra deflagration til detonation.
                      Den trods alt begrænsede indsats under det første program bør derfor fortsættes og
                      intensiveres, og der bør også indgå nye aspekter: indvirkning forårsaget af skyens
                      uregelmæssige struktur, delvise indeslutninger eller topografiske forhindringer; eller for
                      at nærme sig mere realistiske vilkår: påvirkninger i form af eksplosive lag, antændings-
                      punkt, tilstedeværelse af aerosoler osv. Det kommer navnlig til at dreje sig om undersø-
                      gelser og simulationer af delvirkninger. En samordnet forsøgsrække i marken og i stor
 ---pagebreak--- 19.9.83                           De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    Nr. C 250/15
               målestok vil kunne foretages i programmets løbetid eller i givet fald erstattes af delta-
               gelse i internationale forsøg af denne art. Naturligvis skal disse forskellige aktiviteter
               ledsages af opstilling af forudsigelsesmodeller og -koder.
        1.2.4. Trykbølgers forplantning og vekselvirkninger
               Den begrænsede indsats under det første program bør fortsættes. Mindst én færdig kode
               (isentropisk hypotese) skal udarbejdes. Den skal eventuelt kobles sammen med en
               beskrivelse af forbrændingen og strukturernes reaktion. Forsøgene i marken skal fort-
               sættes med henblik på behandlingen af tilfælde med flere kilder, forplantning over
               havet og påvirkning fra topografiske forhold eller vurdering af visse aspekter ved forud-
               sigelseskoder.
        1.2.5. Strukturernes reaktioner
               Dette grundlæggende aspekt, som adskiller sig kraftigt fra de tidligere omhandlede
               aspekter, blev ikke behandlet i det første program. De utallige data fra konventionelle
               bygningers reaktion på eksplosioner og de derved opståede skader er vanskelige at eks-
               trapolere på kernekraftværkers forstærkede strukturer, og derfor må der foretages forsøg
               med skalamodeller eller strukturelementer og en undersøgelse af samtidigt opstående
               skaders indflydelse på et anlægs sikkerhed i snævert samarbejde med FFC, som har sær-
               lig ekspertise på dette område.
               Fællesskabets bidrag
               Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
               Nødvendige midler 4 200 000 ECU.
        1.3.   MEKANISKE PROBLEMER OG MATERIALEPROBLEMER VED STÅLKOM-
               PONENTER I LETVANDSREAKTORER(jf. punkt l.A.2.3 i handlingsprogrammet)
                Målsætning
                Kvaliteten af stålkomponenter i kernekraftværker med letvandsreaktorer, herunder
               navnlig i de primære kredsløb, er af væsentlig betydning for disse anlægs sikkerhed. Der
               er allerede gennemført omfattende programmer på dette område. Resultaterne er blevet
               anvendt til forbedring af fremstillingsmetoder og teknikker til kvalitetskontrol. Herefter
               blev opmærksomheden rettet mod udviklingen og gennemførelsen af systematisk og
               regelmæssig kontrol i hele anlæggenes levetid. Tidlig fejldetektering og overvågning af
               fejlenes udvikling var navnlig berettiget af strålingsfremkaldt stålskørhed. For nylig er
               denne tendens til at lægge særlig vægt på overvågning blevet forstærket på grund af
               opdagelsen af fejl under beklædningen, på grund af varmechokproblemer osv.
               Der har længe været et internationalt samarbejde om mekaniske problemer og materia-
               leproblemer ved stålkomponenter i letvandsreaktorer, som er koncentreret i en fælles
               arbejdsgruppe for CSNI (OECD-NEA) og Kommissionen. Fra 1976 til 1980 gennemfør-
               tes et internationalt program for detektering af allerede eksisterende fejl i ståldele for-
               delt på en lang række specialiserede laboratorier (PISC I). FFC spillede en vigtig rolle i
               dette program, idet det foretog en destruktiv analyse af prøverne samt behandlede og
               udnyttede resultaterne fra laboratorierne. De erfaringer, der blev høstet under dette pro-
               gram, førte til iværksættelse af et nyt program, PISC II, hvor.der er lagt særlig vægt på
               udnyttelse af ikke-destruktive metoder til detektering, lokalisering og evaluering af fejl
               og til fastlæggelse af effektive og driftssikre inspektionsprocedurer; også her er FFC
               ansvarlig for den centrale koordinering.
               I samme periode (1976-1980) blev en undersøgelse med det formål at evaluere mulighe-
               derne for brud i reaktortryktanke sat i gang i fællesskab af FFC, CEA og Framatome
               med deltagelse fra de europæiske industrier, der fremstiller tryktanke. Undersøgelsen,
               der var baseret på erfaringen med fremstilling og inspektion af 15 tryktanke, gjorde det
 ---pagebreak--- Nr. C 250/16                            De Europæiske Fællesskabers Tidende                                        19.9.83
                    muligt at fastlægge parametriske relationer mellem belastningsforhold, materialeegen-
                    skaber og præstationer forlangt af inspektionssystemerne. I programmet for 1984-1987
                    regnes der med, at FFC fortsætter med at yde en stor forskningsindsats inden for tidlig
                    fejldetektering og udvikling af metoder til forudsigelse af levetiden for primærkredslø-
                    bets komponenter.
                    Kommissionen har fundet det hensigtsmæssigt at foreslå forskning vedrørende mekani-
                    ske problemer og materialeproblemer ved stålkomponenter i letvandsreaktorers primær-
                    kredsløb som led i en aktion med omkostningsdeling for at støtte og supplere FFC's
                    aktiviteter på dette område. En aktion med omkostningsdeling er en velegnet ramme på
                    grund af det snævre internationale samarbejde, der er etableret i forbindelse med PISC-
                    programmerne og inden for et teoretisk-eksperimentelt program for skalamodeller af
                    tryktanke og modeller af tilslutningskrave (safe end) i naturlig skala, der er indledt ved
                    FFC. De nationale laboratorier, der deltager i PISC II, vil være i stand til at påtage sig
                    aktioner med omkostningsdeling foreslået af selve PISC-gruppen og støttet af internati-
                    onale arbejdsgrupper som en udvidelse af det igangværende arbejde på grundlag af
                    FFC-programmet. De påtænkte aktioner skal koncentreres om følgende punkter: Med
                    hensyn til evalueringen af ikke-destruktive prøvningsmetoders effektivitet og pålidelig-
                    hed skal der gennemføres parameterundersøgelser over disse metoders følsomhed over
                    for forskellige faktorer samt sammenlignende og vurderende forsøg (Benchmark). Med
                    hensyn til brudmekanik vil FFC's igangværende aktiviteter blive videreført og udnyttet i
                    forsøg med residualspændinger og termiske spændinger.
                    Et sidste område, som er forholdsvis uafhængigt af de foregående, vedrører mekaniske
                    problemer, der er opstået efter uheld af ekstern oprindelse, navnlig jordskælv, hvor der
                    især bliver tale om at gøre status over den nuværende viden, at foretage sammenlignin-
                    ger mellem de forskellige undersøgelsesmetoder og at tilrettelægge et forsøg til valide-
                    ring af den kode, der anvendes i et elementært tilfælde.
                     Det skal bemærkes, at hovedparten af den i det følgende foreslåede forskning, skønt
                     den direkte vedrører kraftværker med letvandsreaktor, også er af generel interesse.
                      Aktiviteter
             1.3.1.   Evaluering af ikke-destruktive prøvningsmetoders effektivitet
                      Der kan på flere områder ydes et særdeles effektivt bidrag til programmet for inspektion
                      af stålkomponenter (PISC II). Disse områder blev under betegnelsen »parameterunder-
                      søgelser« taget op i slutningen af 1982 i et meget begrænset delprogram under FFC-pro-
                      grammet, der dog skulle udvides efter de retningslinjer, der blev foreslået af de internati-
                      onale ekspertgrupper. De påkrævede aktioner er typiske aktioner med omkostningsde-
                      ling, da de kræver anvendelse af det udstyr, den know-how og den specialiserede
                      arbejdskraft, der findes i de organer, der udvikler og anvender ikke-destruktive prøv-
                      ningsmetoder samt anvender inspektionsprocedurer for kerneenergiindustrien i al
                      almindelighed og for reaktorkomponenter i særdeleshed.
                      Der er fastlagt seks parametergrupper, som kræver sideløbende indsats:
                      — virkningen af fejlenes karakteristika, geometri og placering på detekteringen og
                           lokaliseringen af fejl samt bestemmelsen af deres form;
                      — virkningen af udstyrets karakteristika på detekteringen og lokaliseringen af fejl
                            samt bestemmelsen af deres form;
                       — virkningen af beklædningens karakteristika på bestemmelsen af fejlenes form;
 ---pagebreak--- 19.9.83                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                Nr. C 250/17
               — de parametre, der gør sig gældende ved anvendelsen af elektromagnetiske metoder
                     til fejldetektering nær overfladen;
               — virkningen af residualspændinger på detekteringen og lokaliseringen af fejl samt
                     bestemmelsen af deres form;
               — evalueringen af resultaterne, herunder signalbehandling og visualisering.
               De nationale organisationer, der er i stand til at gennemføre aktioner vedrørende disse
               parameterundersøgelser, vil såvel anvende de inspektionsprocedurer, der er gængse for
               øjeblikket, som avancerede ikke-destruktive prøvningsmetoder.
               De anvendte materialer er normalt tryktankstål, og fejlene er realistiske, men kunstigt
               frembragte fejl, eller fejl, der er påført for at kunne gennemføre alle mulige former for
               sammenlignende forsøg af benchmark-typen.
               Som følge af resultaterne fra PISC-forsøgene bliver der behov for valideringsprocedurer
               og demonstrationer. Det vil kunne blive nødvendigt med informationsprogrammer, støt-
               teforanstaltninger og samordnende aktioner.
               Aktioner, der kan komme på tale:
               — oplysninger om koder, normer og tilsynsførende organer, som berøres af inspektion
                     under drift;
               — fremstilling og indsamling af prøver og strukturer til evalueringslaboratorierne;
               — samordning med henblik på bedre udnyttelse af de materialer, der er til rådighed i
                     Det europæiske Fællesskab, hvilket typisk henhører under Kommissionens kompe-
                     tenceområde.
        1.3.2.  Detektering og overvågning af samt bestemmelse af formen på fejl, der opstår under drift i
                trykpåvirkede emner og vurdering af disse emners levetid
                Programmet går hovedsagelig ud på at vurdere mulighederne for ved hjælp af ikke-
                destruktive prøvningsmetoder at forudsige, hvor lang levetid trykpåvirkede emner har
                tilbage, på grundlag af en regelmæssig eller konstant overvågning.
                 FFC indledte i 1982-1983 et teoretisk forsøgsprogram, som påtænkes udbygget i løbet af
                 1984-1987, og som vedrører PWR-tryktanke i målestoksforholdet 1:5 og rørelementer,
                herunder navnlig tilslutningskraver, i naturlig størrelse. De foreliggende forsøgsanlæg
                indebærer en mulighed for programmering af belastningshistogrammer, automatisk ultra-
                lydsscanning inde i tryktankene, automatisk registrering og analyse af ultralydsignaler
                 samt anvendelse af metoder méd lydemission, spændingsmålere og laserholografi. Til
                 supplering af arbejdet ved FFC bør aktionen med omkostningsdeling give specialist-
                 hold fra visse laboratorier i medlemsstaterne mulighed for at gennemføre målekampag-
                 ner på FFC's tryktanke og anlæg samt indledende arbejde, navnlig til støtte for:
                 — evaluering af mulighederne for at bestemme fejlenes form og risikoen for, at der
                       opstår fejl, ved hjælp af lydemission;
                 — sammenlignende evaluering af forskellige ultralydteknikker og af forskellige koder
                       til analytisk behandling af fejl, som opstår under drift;
                 — korrelation mellem de forskellige ikke-destruktive prøvningsmetoder (ultralyd,
                       lydemission, røntgenstråler);
                 — forsøg og sammenligninger med FEM-koder til forsøgsmetoder i forbindelse med
                       spændingsanalyse (for eksempel laserinterferometri og termisk emission);
                 — Benchmark-forsøg over brudmekanikken i det elastisk-plastiske område i tredimen-
                       sionalt trykpåvirkede emner (tilslutningsstuds).
 ---pagebreak--- Nr. C 250/18                          De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    19.9.83
           1.3.3.  Brudmekanik
                   Residualspændinger og termiske spændinger
                   Undersøgelse af de problemer, der findes på følgende områder:
                   — måling af residualspændingens fordeling i og i nærheden af svejsesømme;
                   — residualspændinger i forbindelse med beklædningen og revner under beklædnin-
                        gen;
                   — fremstillingsprocessers og varmehandlings indflydelse på residualspændinger og
                        sammenligninger af koder og specifikationer;
                   — virkningen af hydrostatiske forsøg på residualspændinger;
                   — residualspændingers indflydelse på overgangen fra sejhed til skørhed.
                   Numerisk analyse af problemerne i forbindelse             med    brudmekanikken    / det
                   elastisk-plastiske område
                   Det foreslås at foretage en Round Robin Test for at nå frem til en bedre forståelse af,
                   hvad der er den mest egnede metode, navnlig til behandlingen af følgende problemer:
                   — modelleringstype i revneendernes nærhed;
                   — optimalt valg af iterationsparametre i elastisk-plastiske analyse;
                   — behandling af stabile revners udbredelse.
                   Det foreslås endvidere helt eller delvis at sammenligne resultaterne med de resultater,
                   der forsøgsmæssigt er opnået ved at fastlægge grænser og særlige forhold for de
                   anvendte analyser.
            1.3.4. Mekaniske problemer efter chokbølger, der er opstået ved uheld af ekstern oprindelse
                   (navnlig jordskælv)
                   Undersøgelserne af grænserne for anvendeligheden af de forskellige metoder, der
                   anvendes til at beregne følgerne af seismiske belastninger (eller andre belastninger, som
                   skyldes uheld af ekstern oprindelse) på interne strukturer (herunder reaktorkomponenter
                   og rør) bør igangsættes i tre etaper:
                   — Udarbejdelse af en fortegnelse over analyse- og forsøgsmetoder.
                   — Sammenligning af forskellige fremgangsmåder med henblik på fastlæggelse af kon-
                         vergenser og divergenser.
                   — Udvikling af forbedrede metoder.
                    Fællesskabets bidrag
                   Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
                    Nødvendige midler 4 800 000 ECU
            1.4.   THERMOHYDRAULIK OG ALVORLIGE BESKADIGELSER AF BRÆNDS-
                   LET VED UHELD MED TAB AF DET PRIMÆRE KØLEMIDDEL (jf- punkt
                    l.A.2.4 og l.A.2.5 i handlingsprogrammet)
                    Målsætning
                    Uheldet i det amerikanske kraftværk TMI-2 var en af de væsentligste faktorer, der førte
                   til en nyorientering af forskningsprogammerne på disse områder efter 1979.
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                     De Europæiske Fællesskabers Tidende                                       Nr. C 250/19
          Selv om tendensen tidligere gik i retning af en detaljeret undersøgelse af uheld med tab
          af det primære kølemiddel på grund af store brud, og alle andre situationer blev betrag-
          tet som mindre skadelige end dette altomfattende uheld, ofres der nu stor opmærksom-
          hed på andre uheldsforløb, som vil kunne medføre omfattende beskadigelse af brænds-
          let, som eventuelt kan munde ud i ubodelige skader. Små brud i det primære kredsløb
          var blot en af de mest karakteristiske uheldsformer, der blev detaljeret undersøgt, på
          grund af deres følger for anlægget, miljøet, arbejdstagerne og befolkningen. I Fællesska-
          bets program i form af direkte aktion, som gennemføres ved FFC, er det kemeeksterne
          loop-system i LOBI-projektet, der oprindelig var bestemt til transientundersøgelse
          vedrørende uheld med tab af det primære kølemiddel ved store og mellemstore brud i
          nedblæsningsperioden, blevet ændret, så også små bruds transienter kan behandles.
           LOCA-ECCS-afsnittet (del A) af det igangværende forskningsprogram med omkost-
           ningsdeling omfatter gennemførelse af kerneeksterne forsøg over særskilte virkninger
           vedrørende termohydraulik og varmeændringer ved oversprøjtning og oversvømmelse af
           kernen. Der er tale om forskning af generel interesse i én-og todimensionelle modeller og
           i tofasesystemer. De virkninger, der er fremkaldt ved deformeret-kanal-modeller med
           simulering af beklædningens opsvulmen og ved stængernes sammensætning, er der
           taget hensyn til i flere forsøg, og det må indrømmes, at denne del af programmet lå på
           grænsen mellem termohydraulik og termomekanik.
            I 1982 undersøgte Kommissionen i snæver kontakt med den undergruppe under
            CCMGP, der havde fået til opgave at overvåge gennemførelsen af det første program på
            dette område, hvad der videre burde ske på området efter 1983. Den fandt det nødven-
            digt at fortsætte det grundlæggende arbejde, der var påbegyndt inden for termohydrau-
            lik og varmeoverførsel i tofasesystemer. Denne forskning skulle gøre det muligt at fast-
            slå korrelationer og opstille modeller, der kan anvendes direkte til udarbejdelse af
            realistiske koder (best-estimate). Hovedvægten må lægges på tab af kølemiddel ved små
            brud og på udviklingen af egnede målemetoder i tofasesystemer. Virkningerne fra skala-
            simulering af visse fænomener må klarlægges på en sådan måde, at værdien af at
            anvende opnåede resultater på konkrete reaktorsituationer kan bestemmes. Undergrup-
            pen har endvidere anbefalet en progressiv fortsættelse af forskningen vedrørende for-
            hold, der medfører beskadigelse af kernen, navnlig i forbindelse med køling af deforme-
            ret brændsel, og endda så vidt som til oversprøjtning af fragmenterne fra en smeltning af
            indkapslingen. Dette særlige forskningsområde vedrørende beskadiget brændsel blev
            meget detaljeret behandlet i 1981 og 1982 af en specialistgruppe nedsat af arbejds-
            gruppe nr. 2 vedrørende forskning i letvandsreaktorers sikkerhed. Denne gruppe gen-
            nemgik de talrige projekter, der er iværksat eller planlagt i EF-landene eller i tredje-
            lande, herunder navnlig USA, samt på internationalt plan i CSNI (OECD-NEA), og
            den har fremsat anbefalinger, som Kommissionen har taget hensyn til ved at foreslå en
            enkelteffektsforsøgsrække for så vidt angår to situationstyper: situationer, hvor kernebe-
            skadigels,en kan medføre, at der opstår fragmenter (rubble bed) eller endog lokal smelt-
            ning af brændselspiller, i hvilket tilfælde situationen kan genoprettes, såfremt udviklin-
            gen kan stabiliseres ved at retablere en eller anden form for nedkøling. Det er dette
            område, det meste af arbejdet skal koncentreres om, og herunder navnlig dannelsen og
            karakteriseringen af fragmenter som funktion af forskellige kølesystemer, kølingen af
            beskadigede kerner i enfase- og tofasesystemer og materialernes reaktioner og fysiske
            egenskaber ved stadig højere temperaturer. Den anden situationstype, der er tale om, er
             den uoprettelig situation, der indebærer smeltning af kernen og af de understøttende
            plader inde i tryktanken samt »coriums« vandring gennem tryktanken og indeslutnin-
            gen, og der skal også tages hensyn til sådanne situationer, men de skal prioriteres lavere
             end de genoprettelige situationer. Der vil imidlertid blive taget hensyn til de første resul-
             tater fra undersøgelsen af brændslet og de interne dele i tryktanken i TMI-2 ved den
             mere detaljerede fastlæggelse af, hvilket arbejde der skal gennemføres.
             Resultaterne fra enkelteffektsforsøgene skal sammenholdes, korreleres og valideres med
             omfattende kerneinterne forsøg af den integrale type, som simulerer eller reproducerer
 ---pagebreak--- Nr. C 250/20                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   19. 9. 83
                     alle de fænomener, der opstår i uheldsforløbene. De forbindelser, der er mellem de sær-
                     skilt undersøgte grundlæggende fænomener og de samlede fænomener fra kerneinterne
                     forsøg, kan kun påvises ved en grundig teoretisk analyse og modellering.
                     Kommissionen, der er overbevist om, at det er nødvendigt at behandle problemerne i
                    forbindelse med beskadigelse af brændslet under alvorlige uheld fra de tre indfaldsvin-
                     kler, der fås fra enkelteffektsforsøg, samlede kerneinterne forsøg og teoretisk analyse
                     plus modellering, har foreslået, at der ved en direkte aktion oprettes en gruppe bestå-
                     ende af specialister i analyse og modellering. Denne gruppe skal have oplysning om
                     resultaterne fra betydningsfulde kerneinterne forsøg vedrørende alvorlige beskadigelser
                     af brændslet. Efter opgivelsen af Super Sara-projektet er det franske PHEBUS-program
                     det bedst egnede program i Europa til at levere de ønskede oplysninger,-men program-
                     mer som PBF i USA, som NRU i Canada eller internationale som LOFT bør også tages
                     i betragning. Skal der opnås rådighed over resultaterne fra PHEBUS-programmet, må
                     det logisk set ske gennem en aktion med omkostningsdeling, og forhandlingerne med
                   ^tredjelandene om adgang til resultaterne fra de øvrige ovennævnte programmer må også
                     planlægges efter de retningslinjer, der er foreslået i nedenstående punkt 4. Som det ses,
                     vil den foreslåede aktion med omkostningsdeling på dette område og den direkte aktion
                     således komme til at gribe kraftigt ind i og komplettere hinanden.
                     Generelt set et Kommissionens mål at foreslå ovennævnte forskning både at fremme
                     en række specifikke emner (særskilte virkninger) og at skaffe Fællesskabet adgang til
                     resultaterne fra vigtige kerneinterne programmer, der er iværksat eller planlagt i visse
                     medlemsstater eller i visse tredjelande ved at udnytte FFC's analysekapacitet på dette
                     område.
                     Aktiviteter
            1.4.1.   Tab-af-kølemiddel-uheld — termohydraulik (brændselstemperatur < 1 200 ° C)
                     Opfølgning af del A i det første program.
                      a)   Grundlæggende undersøgelser på grundlag af skalaforsøg med en detaljeret evalue-
                           ring, som munder ud i modeller, der kan anvendes i »best estimate« koder og vil
                           lette fortolkningen af forsøg i stor målestok, såsom:
                           — undersøgelse af fænomener omkring overgangstemperaturen,
                           — grundlæggende varmeoverførsel i knipper og enkle geometrier i forbindelse
                                 med LOCA ved små brud og under højt tryk og lav massestrøm,
                           — kondenseringseffekt i forbindelse med nødkølesystemets indsprøjtning af
                                 vand,
                           — undersøgelse af faseadskillelsen i en horisontal rørsamling med en langsomt-
                                 flydende tofasestrømning, navnlig ved højt tryk,
                           — fasernes rumlige fordeling i en tofasestrømning, grænsefladezoner, fasernes
                                 relative hastighed, navnlig ved store diametre D > 200 mm;
                      b)    evalueringen/modelleringen af foreliggende forsøgsdata fra enkelteffektsforsøg i
                            stor målestok og fra integrale forsøg med henblik på validering og evaluering af
                            koder samt resultaternes anvendelighed ved overførsel til konkrete reaktorbetingel-
                            ser. Arbejdet på dette område vil blive nøje samordnet med aktiviteterne under den
                            direkte aktion, og FFC's særlige kompetence kan udnyttes til støtte for aktioner
                            med omkostningsdeling, som navnlig vedrører:
 ---pagebreak--- 19.9.83                                 De Europæiske Fællesskabers Tidende                                Nr. C 250/21
                     — blokering som følge af modstrømmende tofaseblanding og bypass-fænomener
                           ved nødkølingen (i kerneområdet),
                     — blokering som følge af modstrømmende tofaseblanding i rør,
                     — enfaset og tofaset naturlig konvektion (LOCA-konfiguration ved små utæthe-
                           der),
                     — modellering af U-rør til dampgeneratorer med tofasestrømningsforhold på
                           primær- og sekundærsiden.
        1.4.2. Undersøgelse af kernebeskadigelse og alvorlig brændselsbeskadigelse, genoprettelige situ-
               ationer
               Udviklingen af sådanne situationer, hvor der opstår fragmenter og eventuelt en vis lokal
               smeltning, kan sandsynligvis standses ved retablering af kølesystemerne og andre pas-
               sende indgreb. (Bemærk forbindelserne med LMFBR-fænomenologi).
               Undersøgelserne på dette område vil tage sigte på at fastlægge, inden for hvilke grænser
               retableringen af en permanent køling vil kunne sikres. Kendskabet til kølekapacitetens
               begrænsninger er nødvendig for bestemmelsen af, hvilke foranstaltninger der skal træf-
               fes, og for fastlæggelsen af metoder til stabilisering af situationen.
               a)    M a t e r i a l e r n e s r e a k t i o n , fysisk-kemiske processer og kinetik
                     — Oxidering af indkapslingen.
                           Oxidering ved høj temperatur af zircaloy og rustfrit stål i forskellige damp/
                           hydrogen-blandinger.
                           Trykkets indflydelse på oxideringskinetikken.
                           Endoterme reaktioners indflydelse på smeltekronologien.
                     — Indkapsling/brændsel-likvefaktion, »candling« og replacering.
                           Eutektisk dannelse af U0 2 /Zr0 2 ved lav temperatur, smeltningens forløb.
                     — Materialernes vekselvirkninger.
                           Frigørelse af absorberende legering som funktion af temperaturen og dens ind-
                           flydelse på blokeringen af sidekanaler.
                b)   F r a g m e n t e r i n g og n e d k ø l i n g af f r a g m e n t e r n e
                     — Fragmentering ved forskellige kølesystemer.
                           Hærdningens virkning på brændselselementernes integritet som funktion af
                           opvarmningshastigheden, det kemiske miljø og hærdningens form.
                           Fragmenternes kemiske egenskaber som følge af hærdningen.
                     — Termohydrauliske aspekter ved køling af beskadigede kerner.
                           Hydrauliske fænomener i enfase- og tofasesystemer i fragmentlejer. Permeabi-
                           litet, afløbskanalisering, fluidisering og karakterisering af fragmenter. Værdien
                           af undersøgelser vedrørende ensartede fragmenter og vedrørende enkle geome-
                           trier. Overvejelser vedrørende mere komplekse fragmentlejer.
                           Varmeoverførsel i et fragmentleje, der er kølet med en tofaseblanding. Hærd-
                           ning af et overophedet fragmentleje ved vandindsprøjtning ved kernens fod
                           eller top og påvisning af begrænsede faktorer, som for eksempel damppropper.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/22                          De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     19. 9. 83
                   c)    Matematiske modeller
                         Der påtænkes til en vis grad en fortsat teoretisk modellering med henblik på avan-
                         cerede beregningskoder for alvorlige uheld. Dette omfatter benchmark-forsøg med
                         anvendelse af et referencekernekraftværksprojekt (uspecificeret). Der kunne afhol-
                         des en workshop, hvor resultaterne kan drøftes, og der kan fremsættes anbefalinger.
           1.4.3.  Undersøgelse af kernebeskadigelse og alvorlig brændselsbeskadigelse, uoprettelige situati-
                   oner
                   Dette område begynder, hvor ovennævnte grænser for kølekapaciteten overskrides. En
                   eventuel oversprøjtning med kølemiddel vil ikke være tilstrækkelig effektiv til at fore-
                   bygge brændslets fuldstændige smeltning og sammenbrud på støttepladerne.
                   Uheldsforløbet kan fortsætte til gennemsmelting af støttepladerne, tryktanksvigt og vek-
                   selvirkninger mellem fragmenter og indeslutning.
                   Det her foreslåede arbejde vedrører problemer i forbindelse med angreb på grundpla-
                   den. Der bør i første omgang fastlægges specifikationer for et forsøgsanlæg, idet der
                   såvidt muligt gås ud fra et allerede eksisterende anlæg.
                   Programmet vil blive fastlagt i detaljer efter undersøgelserne af TMI-2 i 1983-1984.
                   Særlige problemer:
                   — mulighed for køling af fragmenter under vand i reaktorbeholderen ved en realistisk
                        fragmentgeometri;
                   — sandsynlighed for og følger af en dampeksplosion, efter at fragmenterne er faldet
                         ned i reaktorbeholderen;
                   — hydrodynamik i forbindelse med kølingen af fragmenter efter deres oversvømmelse
                        med vand fra oven: for eksempel udtømt akkumulatorvand og deling af energien
                        mellem dampproduktion og absorption i betonen;
                   — smeltede kernefragmenters angreb på gulv og vægge i rekatorbeholderen og vurde-
                        ring af indtrængningsgrænserne;
                   — følger af kemiske vekselvirkninger mellem de frigjorte gasser og stålfasen i de smel-
                        tede fragmenter på sammensætningen af de gasser, der når frem til den sekundære
                        indeslutning og på de sammensmeltede fragmenteres fysiske og kemiske beskaffen-
                        hed;
                   — langtidskøling og kernefragmenters endelige form efter nedtrængning i betongrund-
                        pladen.
            1.4.4. Kerneinterne forsøg — brændslets opførsel i alvorlige uheldssituationer
                   Kommissionens deltagelse i PHEBUS-programmet og andre internationale programmer
                   eller programmer, der gennemføres af tredjelande: LOFT, PBF, NRU, EPRI osv.
                   Fællesskabets bidrag
                   Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
                    Nødvendige midler 14 200 000 ECU.
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                             De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   Nr. C 250/23
          1.5.    PROBLEMER I FORBINDELSE MED FORDELING, FORBRÆNDING OG
                  OVERVÅGNING AF HYDROGEN, SOM FRIGIVES I FORBINDELSE MED
                  ET UHELD (jf. punkt l.A.2.6. i handlingsprogrammet)
                  Målsætning
                  I forbindelse med undersøgelsen af uheld med tab af det primære kølemiddel efterfulgt
                  af nødkølesystemets korrekte funktion er fænomenerne forbundet med hydrogenfrigi-
                  velsen såvel ved zirconium-vand-dampreaktionen som ved radiolyse tilstrækkelig lang-
                  somme til at fortyndings- og rekombineringssystemer kan nå at virke inden eksplosions-
                  intervallet nås. Bestemmelserne herom begrænser sig sædvanligvis til en fastsættelse af
                  en maksimal procentsats for indkapslingens oxidering for at begrænse den mængde
                  hydrogen, der frigives ved referenceuheld.
                  Ved undersøgelsen af uheldsforløb, som medfører overophedning af ubeskyttede
                  brændselselementer til over 1 200 °C, som kan give anledning til stadig større beskadi-
                  gelser af kernen, ses det, at hydrogenen frigives meget hurtigere og i større mængder.
                  Der må i så fald tages hensyn til de farer, der kan opstå for integriteten af indeslutnin-
                  gen og sikkerhedssystemerne heri, og der må overvejes egnede foranstaltninger. Dette
                  viste sig tydeligt ved uheldet i TMI-2, og efter dette uheld blev der iværksat omfattende
                  forskningsprogrammer, navnlig i USA af EPRI og SANDIA. I 1979 besluttede Kom-
                  missionen at samle en undergruppe af specialister under Kommissionens arbejdsgruppe
                  nr. 2 vedrørende forskning i letvandsreaktorers sikkerhed, og denne ekspertgruppe
                  opstillede i august 1981 en rapport om teknikkens nuværende stade på dette område.
                  Konklusionerne i denne rapport og de drøftelser, der senere fandt sted i undergruppen,
                  understregede behovet for at iværksætte en fælles forskningsaktion, under hensyntagen
                  til igangværende forskningsprogrammer i Fællesskabet og i USA. Følgende områder
                  blev udvalgt: hydrogenfordeling i indeslutningen, som volder væsentlige problemer
                  med hensyn til vurdering og begrænsning af risici, forbrænding samt undersøgelse af
                  sandsynligheden for detonationer i hydrogen-luft-damp-blandinger, og endelig overvåg-
                  ning, navnlig med hensyn til målinger af hydrogen-, oxygen- og dampkoncentrationer.
                  Da aspekterne vedrørende frigivelse af hydrogen allerede er behandlet under punkt
                   1.4.2., må hovedvægten lægges på fordelingen og forbrændingen, idet området overvåg-
                  ning dog ikke må glemmes. Aktionen med omkostningsdeling er velegnet til et sådant
                  arbejde, der vedrører flere videnskabelige discipliner, herunder en række, hvor FFC er i
                  besiddelse af særlig kompetence. Forbindelserne til de andre forskningsemner, der er
                  medtaget i dette forslag, er snævre, og dette gælder navnlig til de projekter, der vedrører
                  forholdende omkring en beskadiget kerne og til forskningen i kildebegreb.
                  Selv om problemerne vedrørende forbrænding af hydrogen er anderledes på grund af de
                  pågældende gassers massefylde, er der dog forbindelser mellem dette område og den i
                  punkt 1.4.2. foreslåede forskning i gasskyeksplosioner, og der må knyttes passende for-
                  bindelser mellem de laboratorier, der beskæftiger sig med disse forskningsområder.
                   Aktiviteter
                   På dette område er der stærkt behov for snævert samarbejde med de amerikanske pro-
                   grammer EPRI og SANDIA.
                   I sin helhed begynder det foreslåede program med teoretiske undersøgelser og prakti-
                   ske forsøg med hensyn til gassernes fordeling i realistiske indeslutninger. Derpå under-
                   søges mulighederne for forbrænding med henblik på fastlæggelse af teknisk tilfredsstil-
                   lende overvågningsmetoder for de gasser, der frigives under uheld.
           1.5.1.  Fordelingen af hydrogen og andre gasser
                    Problemerne vedrørende gassernes fordeling i luften i indeslutningen efter LOCA er de
                    mest fremherskende ved den tekniske overvågning af gasser og ved risikovurderingen.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/24                         De Europæiske Fællesskabers Tidende                                        19. 9. 83
                  For at få kendskab til luftfordelingen inde i indeslutningens forskellige kamre kræves
                  der analytiske undersøgelser og forsøg over fordelingen i de pågældende kamre af
                  hydrogen, oxygen, damp og nitrogen. Forskningen skal indledes med grundlæggende
                  undersøgelser (for eksempel enkelteffektforsøg) for derefter at gå over til integrale for
                  søg.
                   Forud for disse forsøg bør der foretages analytiske undersøgelser for at optimere pro-
                  grammet vedrørende fordelingen i sin helhed. Adskillelse af hydrogen og oxygen ved
                  fysiske processer er et særligt relevant fænomen for et uhelds første faser.
                   Det er nødvendigt at foretage undersøgelser vedrørende nøjagtigheden af teoretiske
                   analyser og praktiske målinger af koncentrationen under uheldsvilkår.
                   Det er nødvendigt at udvikle en enkel og pålidelig metode til måling af hydrogen- og
                   oxygenkoncentrationer.
                   Med hensyn til situationer med fremskredne kernebeskadigelser og omstændighederne
                   omkring en fuldstændig nedsmeltet kerne er det nødvendigt at udvikle og sammenligne
                   flere koder samt at efterprøve disse gennem forsøg.
                   Alle dæmpningsprocedurernes betydning for fordelingen må analyseres grundigt, hvis
                   man skal kunne vurdere fordelene ved disse procedurer (se teknisk overvågning).
           1.5.2. Forbrændingsprocesser
                  I betragtning af de igangværende projekter vil flere områder kunne drage fordel af
                  forskningen ved de europæiske laboratorier.
                  Mens antændings- og eksplosionsgrænserne er velkendte for de binære hydrogen-luft-
                  blandinger, er oplysningerne om flerkomponentblandinger under tilstedeværelse af
                  damp, ædle luftarter eller aerosoler meget begrænsede. Pålidelige data om eksplosions-
                   intervallet for hydrogen-damp-vand-blandinger er nødvendige, navnlig for realistiske,
                   opdelte indeslutninger.
                   Ud over aspekterne vedrørende fordelingens virkninger på forbrændingsfænomenerne
                   må der rettes særlig opmærksomhed mod de fysiske betingelser inden og efter en even-
                   tuelt tænding. Dette kræver en kombination af analyser og forsøg. Forsøgene bør så vidt
                   muligt give så pålidelige forklaringer, at forbrændingsreaktionens kinetik kan forudsi-
                   ges, herunder navnlig muligheden for overgang fra deflagration til detonation i konkrete
                   situationer. Dette vil omfatte indflydelsen fra fremkaldte trykbølger og vekselvirkninger
                   med strukturerne. Dette bør alt sammen medregnes i hydrogenkoderne til undersøgelsen
                   af typiske hændelsesforløb.
           1.5.3.  Teknisk overvågning
                   Flere forskellige procedurer og principper er for øjeblikket til drøftelse eller evaluering,
                   og nogle af disse vil blive afprøvet i det amerikanske program.
                   Der kan ikke fremsættes endelige anbefalinger af specifikke teknikker, så længe hver
                   enkelt procedure ikke er blevet analyseret til bunds og udsat for forsøg, og resultaterne
                   heraf ikke foreligger. Det anbefales kraftigt at gennemføre europæiske projekter, som
                   kompletterer det amerikanske program på dette område (navnlig vedrørende fordelings-
                   aspekterne). Dette arbejde vil blive udført under den sidste del af det foreslåede program.
                   Fællesskabets bidrag
                   Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
                    Nødvendige midler 3 600 000 ECU.
 ---pagebreak--- 19.?. 83                          De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    Nr. C 250/25
         1.6.  KILDEBEGREB, SOM SKYLDES FISSIONSPRODUKTER I EN ALVORLIG
               UHELDSSITUATION (Jf. punkt l.A.2.4 i handlingsprogrammet)
              Målsætning
              Evalueringen af kildebegrebet kræver kendskab til alle de fissionsprodukter, der skulle
              være mulighed for at finde på uheldstidspunktet og under dets forskellige faser, og
              kendskab til fissionsprodukternes frigivelses- og transportprocesser først i det primære
              kredsløb, derpå i indeslutningen og endelig i miljøet. Denne evaluering skal være kvali-
              tativ, idet de forskellige fysiske og kemiske former, hvori fissionsprodukterne frigives og
              udvikles, må præciseres, og den skal også være kvantitativ. Kendskabet til kildebegrebet
              er af central betydning for en realistisk vurdering af risiciene ved de pågældende uheld,
              og giver mulighed for at tage modforholdsregler og udforme beskyttelsesanlæg, som må
              planlægges for at afbøde følgerne.
              Ved fastlæggelsen af bestemmelser er de anvendte hypoteser med hensyn til kildebegre-
              bet ved evalueringen af de radiologiske konsekvenser af referenceuheld meget forsig-
              tige, navnlig med hensyn til udslip af faste og halvflygtige fissionsprodukter. Efter
              offentliggørelsen af WASH 1 400-rapporten har amerikanske specialister som Levenson
              og Rahn gjort opmærksom på, at de anvendte hypoteser og modeller var pessimistiske,
              og på den betydning vand har for tilbageholdelsen af iod og caesium. Deres synspunk-
              ter blev støttet af kendsgerningerne fra uheldet i TMI-2, efter hvilket der blev vedtaget
              omfattende forskningsprogrammer i USA af NRC samt EPRI og i Europa. Disse pro-
              grammer vedrører såvel visse fissionsprodukters kemi som tætte aerosolers opståen og
              opførsel. Med hensyn til internationalt samarbejde har svenskerne foreslået, at Marvi-
              ken-anlægget anvendes til gennemførelse af et omfattende forskningsprogram vedrø-
              rende aerosoler. Dette program skal indledes i 1984, og flere medlemsstater har allerede
              meddelt, at de har til hensigt at deltage. Endvidere udarbejdede en særlig arbejdsgruppe
              under CSNI (OECD-NEA) i 1979 en rapport om teknikkens nuværende stade inden for
              nukleare aerosoler. Denne rapport er blevet revideret og bearbejdet med henblik på
              kraftværker med letvandsreaktorer, idet den første version hovedsagelig var koncentre-
              ret om natriumkølede hurtige reaktorer. I 1982 var Fællesskabets arbejdsgruppe nr. 2
              vedrørende forskning i letvandsreaktorers sikkerhed af den opfattelse, at der stadig er
              mange uløste problemer omkring kildebegrebet, og at det ville være hensigtsmæssigt at
              overveje forskning heri under et nyt forskningsprogram med omkostningsdeling.
              Kommissionen samlede i juli 1982 en lille gruppe af specialister, som gennemgik de
              aktioner, der gennemføres eller er planlagt i eller uden for Fællesskabet. De anbefalede,
              at udførelse af arbejde af grundlæggende karakter begrænses til undersøgelse af sær-
              skilte virkninger, som ikke kræver store anlæg. Forskningen vil vedrøre processerne i
              forbindelse med frigivelse af fissionsprodukter fra brændsel ved høje temperaturer,
              problemerne vedrørende iods kemi i vandigt miljø, fissionsprodukters vandring i det
              primære kredsløb og navnlig talrige undersøgelser af fissionsprodukters og aerosolers
              vandring og opførsel i indeslutningen. Kommissionens tjenestegrene vil i 1983 foretage
              indledende undersøgelser for nærmere at fastlægge en række potentielle emner og for at
              tage hensyn til resultaterne fra igangværende forsøg i USA og i Europa. Dette giver
              behov for en vis smidighed ved gennemførelsen af de her foreslåede aktioner; det bliver
              navnlig nødvendigt at indkalde forslagene i flere faser.
               Resultaterne fra denne forskning skal gøre det muligt at forbedre de modeller af forskel-
               lige fænomener, der hidtil er blevet anvendt i de særlige koder. Den her foreslåede
               forskning vil endvidere gøre det nemmere at bestemme de udgangsdata, der er behov for
               ved undersøgelsen af de problemer vedrørende radioaktivt affalds spredning i atmosfæ-
               ren, der omhandles i punkt 1.7.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/26                           De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   19. 9. 83
                    Aktiviteter
            1.6.1.  Udslip af fissionsprodukter fra brændsel
                    — Utvetydig identifikation af iods og andre fissionsprodukters kemiske form på tids-
                         punktet for frigivelsen fra brændslet ved høje temperaturer. På grund af de kom-
                         plekse kemiske reaktioner, der er mulighed for, bør dette arbejde gennemføres med
                         bestrålet brændsel af den art, der sædvanligvis findes i et damp/hydrogen-miljø.
                    — Mængden af halvflygtige fissionsprodukter, der frigives fra bestrålet brændsel i
                         temperaturintervallet 1 200-2 100 ° C.
            1.6.2.  Fissionsprodukters kemi
                    — Termokemiske data under høje temperaturer og faseligevægt for mange former for
                         fissionsprodukter, reaktioner med materialerne, med de andre fissionsprodukter og
                         med de elementer, der indgår i dampen, ved høje temperaturer. Fysiske og kemiske
                         virkninger af hydrogenforbrændingen.
                    — lods kemi i vandig fase, navnlig ved høje temperaturer (indtil 300 °C), virkningen
                         af kendte reaktioners kinetik og stabiliteten i antagede intermediære forbindelser.
                         Særlig undersøgelse af dannelsen af organiske iodforbindelser i små koncentratio-
                         ner. Eventuel udvikling af en kode.
            1.6.3.  Fissionsprodukters vandring i det primære kredsløb helt ud i indeslutningen
                    — Kritisk gennemgang af modeller, der ikke er blevet anvendt i TRAP-MELT, og
                         udvikling heraf i det omfang, det findes nødvendigt på baggrund af prognoser for
                         den fremtidige udvikling. Forsøg med sammenligning afkoder omkring 1985;
                    — eksperimental forskning vedrørende gravitationsbestemte koagulationsprocesser;
                    — følgende områder bør overvejes som potentielle forskningsemner:
                         virkningen af små dampeksplosioner inde i det primære kredsløb,
                         aerosoler fremkaldt ved fragmentering og udstødning som følge af det høje tryk i
                         det primære kredsløb,
                         betydningen af en eventuel dæmpning i henfaldstanken,
                         eventuel tilstedeværelse af meget tætte aerosoler i visse uheldsforløb og deres
                         senere stabilitet.
             1.6.4. Fissionsprodukters vandring og aerosolers opførsel i indeslutningen (Bemærk de tidligere
                    og nuværende LMFBR-programmer på dette område)
                    — Kondenseringsprocesser, indflydelse fra ædelgassernes henfaldsvarme, udvikling
                          og sammenkobling af termohydrauliske koder og aerosolkoder, eventuel udvikling
                          af en kombineret kode,
                    — betydning og modellering af diffusioforetiske aflejringsprocesser,
                    — udvikling af sammenkoblede modeller, som omfatter fjernelsesmekanismer ved
                          naturlige processer og ved hjælp af specifikke systemer. Forsøg med sammenlig-
                          ning af koder og Benchmark-forsøg,
                     — forsøgsmæssig vurdering af agglomerationsprocesser, herunder navnlig gravitati-
                          onsbestemte koagulationsprocesser,
                     — undersøgelse af mulige resuspensionsprocesser fra vægge og sump på forskellige
                          uheldstrin,
                     — dæmpning gennem utæthedsvejene. Undersøgelser med henblik på at bestemme
                          dæmpningen for visse former for utæthedsveje og at finde ud af, hvilke parametre
                          der har størst betydning.
 ---pagebreak--- 19.9.83                                De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     Nr. C 250/27
                  Fællesskabets bidrag
                  Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
                  Nødvendige midler 6 000 000 ECU.
        1.7. .    SPREDNING AF FISSIONSPRODUKTER I ATMOSFÆREN SOM FØLGE AF
                  ET UHELD (jf. punkt l.A.2.7 i handlingsprogrammet)
                  Målsætning
                  Problemerne i forbindelse med udslip af radioaktive stoffer fra et kernekraftværk i til-
                  fælde af uheld og spredningen i atmosfæren af disse udslip er af afgørende betydning
                  for bestemmelsen af de radiologiske konsekvenser heraf både for kraftværkets nærmeste
                  omgivelser og for hele regionen. Disse problemer er særlig akutte i Europa, hvor konse-
                  kvenserne af udslip ikke kan betragtes som et rent nationalt anliggende på grund af sta-
                  ternes størrelse, og fordi mange kernekraftværker ligger nær ved grænserne.
                  Det er navnlig derfor, at Kommissionen foreslog forskning på dette område som led i
                  det første forskningsprogram med omkostningsdeling (1979-1983) (Del C i dette pro-
                  gram).
                  Det skal understreges, at de igangværende undersøgelser under område C i det første
                  program med omkostningsdeling, lige som de undersøgelser, der er foreslået for det
                  andet program, begrænser sig til luftbårne, aktivt forurenende stoffer, og altså ikke
                  omfatter det i punkt 1.6. behandlede kildebegreb eller evalueringen af radiologiske kon-
                  sekvenser, som henhører under andre fagområder (')• Endvidere vedrører disse undersø-
                  gelser hovedsagelig større hypotetiske uheld, som er mere omfattende end de referen-
                  ceuheld, der er taget hensyn til ved sikkerhedsvurderingerne for kraftværker. For disse
                  uheldskategorier er de pågældende zoner, fanens højde over jordoverfladen og vandrin-
                  gens varighed af langt større betydning end for referenceuheld, og man går ud fra et
                  velkendt meteorologisk område, spredning i atmosfæren på lokalt plan (ind til en halv
                  snes km), og overfører dette mindst til regionalt plan (flere snese km). Derfor og også på
                  grund af den stigende betydning af delvirkninger (topografi, inversioner/stratifikatio-
                  ner, geostrofiske kræfter, jord/hav-grænseflade), er behandlingen af spredningen i
                   atmosfæren ikke længere egnet til nogen overdreven forenkling på lokalt plan, og der
                   foreligger også meget færre oplysninger, modeller og vurderinger, som endvidere nor-
                   malt er utilfredsstillende. Det skal desuden bemærkes, at alle de foreliggende modeller
                   er deterministiske. Imidlertid er lufttransportens »variabilitet« eller halvstokastiske natur
                   et meget fundamentalt aspekt, som ikke hidtil er blevet særlig undersøgt. Der skal navn-
                   lig tages hensyn til variabiliteten ved kortvarige udslip, eller udslip med forskellig inten-
                   sitet til forskellige tidspunkter, idet sådanne udslip er karakteristiske for uheldssituatio-
                   ner.
                   Der blev i beskedent omfang arbejdet herpå under det første program med omkost-
                   ningsdeling. Det blev omgående klart, at de midler og den tid, der stod til rådighed, i
                   bedste fald kun tillod at lægge grundstenen til en langsigtet samordnet aktion, og at en
                   fortsættelse af arbejdet efter 1984 under alle omstændigheder ville være nødvendig, et
                   synspunkt der i øvrigt dengang blev støttet af CCMGP (udtalelse af 27. marts 1980).
                   Derfor var det første program hovedsagelig koncentreret om at klarlægge, hvilke proble-
                   mer der kan opstå, en bedre evaluering af disse problemer og den relative betydning på
                   lokalt plan af en lang række aspekter og mindre faktorer, der bidrager til spredningen.
                   Der blev således udført et vist teoretisk arbejde og visse forsøg vedrørende bygningstur-
                   bulens, fanernes højde over jordoverfladen, virkningen af varmekupler over bymæssige
                   områder, pålandsvind og spredning ved svag vind, men der var ikke regnet med noget
                   større forsøg »i marken« under det første program. Sådanne projekter vil blive foreslået i
                   forbindelse med det andet program.
        (')  Jf. Forslag om program for strålingsbeskyttelse.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/28                           De Europæiske Fællesskabers Tidende                                      19. 9. 83
                    Den forskning, der er foreslået i det følgende, er i overensstemmelse med anbefalin-
                   gerne fra den undergruppe under CCMGP, der har til opgave at overvåge gennemfø-
                   relse af del C i det første program; ved iværksættelsen vil der blive taget hensyn til det
                    ønske, flere af deltagerne i det nuværende program har udtrykt, om at gå sammen om
                    gennemførelsen af visse forsøgsrækker, både med forsøg i marken og i vindtunneler.
                    Der er en klar forbindelse mellem denne forskning vedrørende nuklear sikkerhed og det
                    arbejde, der udføres på fællesskabsplan i medfør af artikel 37, vedrørende miljø og strå-
                    lingsbeskyttelse. De eksisterende forbindelser vil blive udbygget og det planlagte
                    arbejde vil yde et værdifuldt bidrag af udbredt interesse på ét område, der endnu ikke er
                    tilstrækkelig udforsket.
                    Aktiviteter
            1.7.1.  Udslips karakteristika
                    Parametrene for et utilsigtet udslip (varighed, højde over jordoverfladen ...) er underti-
                    den af særdeles afgørende betydning for den senere lufttransportproces. Dette aspekt,
                    som bortset fra modelleringen af varme jetstrømme ikke blev behandlet under det første
                    program, må behandles under det andet program.
           1.7.2.  Delvirkninger
                   Der bliver behov for yderligere undersøgelser ud over dem, der er i gang for øjeblikket.
                   De vil vedrøre spredningen ude over havet og overgangen land-hav(-land), luftforskyd-
                   ningers indflydelse på den sideværts spredning, tørre eller våde aflejringer, indflydelse
                   fra emissionens varighed, transport osv. Disse forskellige undersøgelser må nødvendig-
                   vis omfatte forsøgsmæssige vurderinger i marken i begrænset målestok og/eller i vind-
                   tunneler eller vandstrømningstunneler (roterende).
            1.7.3.  Spredningsmodeller og validering
                    Der er blevet udarbejdet forskellige modeller, og nogle er blevet valideret i det første
                    program: på grundlag af statistiske oplysninger fra flere år. Betydningen af visse fakto-
                    rer, navnlig topografi og luftforskydninger, må imidlertid klarlægges noget bedre, og
                    dette kræver enkeltforsøg i marken eller i vindtunneler og vandstrømningstunneler.
                    Endvidere har en undersøgelse i vindtunnel under det igangværende program vist
                    betydningen af metoder til digital analyse af billeder for undersøgelsen af udviklingen
                    og den finere struktur i simulerede faner under forskellige vejrforhold. Sådanne under-
                    søgelser bør fortsættes på det teoretiske og mere grundlæggende plan. Der er gode
                    muligheder for, at dette arbejde fører til opstilling af probabilistiske modeller for luft-
                    overførsel.
            1.7.4.  Forsøgsmæssig validering i naturlig målestok
                     Der blev gennemført begrænsede forsøg under det første program (meteorologisk spo-
                    ring og måling), navnlig vedrørende delvirkninger eller validering af modeller på lokalt
                    plan, men der blev ikke foretaget noget forsøg i marken i større målestok. Der påtænkes
                     nu sådanne produkter; de vil nødvendigvis kræve kombinerede midler fra flere labora-
                    torier og vil sandsynligvis ikke kunne indledes allerede ved påbegyndelsen af det andet
                    program.
                     Visse aspekter som spredning ude over havet, overgangen land-hav(-land) og det lokale
                    eller regionale terræns betydning er allerede omhandlet i punkt 1.7.2 og 1.7.3. Andre
                    valideringer, i det mindste delvise, af modeller på regionalt plan (kyststrækninger og
                    kontinentale områder) er bestemt påkrævede til supplering af de forskellige planlagte
                    simuleringer, men de vil kræve en grundig forudgående drøftelse med den pågældende
 ---pagebreak--- • 19.9.83                          De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   Nr. C 250/29
               undergruppe og i andre kredse. Udvidelsen til en middelskala (ud over 50-100 km) er
               tænkelig på et senere tidspunkt i forbindelse med andre aktiviteter (programmet for strå-
               lingsbeskyttelse osv.).
               Fællesskabets bidrag
               Ved finansieringen af de planlagte undersøgelser eller forsøgsmæssige valideringer må
               der tages hensyn til de vanskeligheder, der er forbundet med forsøg i marken på grund
               af usikre meteorologiske og klimatiske forhold.
               Fællesskabets program gennemføres ved kontraktforskning.
               Nødvendige midler 6 500 000 ECU.
          1.8.  METODOLOGIER TIL PROBABILISTISK                       RISIKOVURDERING (jf-           punkt
                1.A.2.1 i handlingsprogrammet)
                Målsætning
                I de seneste år er arbejdet inden for risikoanalyse på grundlag af probabilistiske meto-
                dologier skredet betydeligt frem.
               Undersøgelserne på dette område er i tidens løb navnlig blevet gennemført i USA, hvor
               denne analysemetode for første gang fandt større anvendelse ved analysen af sikkerhe-
               den i letvandsreaktorer (WASH 1400 eller Rasmussen-rapporten). Andre tilsvarende
               undersøgelser, såsom den tyske undersøgelse af farerne ved kernekraftværker (GRS
                1980 eller Birkhofer-rapporten), fulgte efter. Siden blev der foretaget lignende undersø-
               gelser i andre lande.
               Selv om kvantitative risikovurderinger baseret på analyser af begivenhedernes sandsyn-
               lighed stadig er meget usikre, udgør denne metode grundlaget for »Proposed policy sta-
               tement on safety goals for nuclear power piants«, som Nuclear Regulatory Commission
               offentliggjorde i februar 1982. Denne probabilistiske fremgangsmåde ved sikkerheds-
               analysen er af største betydning, da der her for første gang gøres forsøg på at udvikle en
               metode, hvorved man bliver i stand til at vurdere, hvilket risikoniveau, der er forbundet
               med en teknisk beslutning.
                Såfremt sådanne metoder, viser sig effektive, vil deres betydning også slå igennem på
               andre områder end det nukleare. Det bliver på længere sigt måske muligt at anvende
               dem på kvantitativ evaluering og sammenligning af de risici, der er forbundet med for-
               skellige større aktiviteter i vort industrisamfund. De vil således kunne bidrage til en
                mere objektiv definition på acceptabel risiko. I Europa er der indledt et frugtbart samar-
               bejde mellem de forskellige institutter, der har udviklet probabilistiske metoder til risi-
                kovurdering. Dette samarbejde blev fremmet af den rolle, der spilles af FFC, som på
                dette område har et forskerhold, hvis anerkendte dygtighed kommer til udnyttelse i pro-
               grammet for pålidelighedsanalyse, risikovurdering og databanker. Når de anvendte
                metoder er forskellige fra land til land, opstår der imidlertid et problem med selve
                acceptabiliteten af den probabilistiske metode, som kun kan løses, såfremt de anvendte
                metoder og modeller bliver mere entydige. Som konklusion på en workshop, der blev
                afholdt i Ispra i maj 1982 om »US PRA Procedures Guide Analysis and Impact on
                European Practices«, anbefalede de tilstedeværende europæiske eksperter med henblik
                på at gøre noget ved dette emne at foretage Benchmarkforsøg til validering og sammen-
                ligning af specifikke aspekter ved probabilistisk risikovurdering. Som eksempel udføres
                et første forsøg med deltagelse fra ti organisationer, hvor FFC varetager det tekniske
                sekretariat og drager de fornødne konklusioner samt udleder de ønskede oplysninger.
                Dette eksperiment må herefter videreføres mere systematisk. En aktion med omkost-
                ningsdeling er særlig velegnet til denne form for Benchmark-forsøg, hvori alle speciali-
                serede forskerhold, der virker i Fællesskabet, bør deltage. FFC vil i snævert samarbejde
 ---pagebreak--- Nr. C 250/30                        De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     19.9.83
                med dem, der forvalter forskningsprogrammet med omkostningsdeling, fortsat spille en
                centfal rolle, såvel med hensyn til tilrettelæggelsen som til behandlingen af resultaterne.
                 De første emner for de påtænkte forsøg vil blive udvalgt i maj 1983 på mødet i ekspert-
                gruppen vedrørende pålidelighed (undergruppe under CCMGP for reaktorsikkerhed).
                Aktiviteter
                Der foreslås fra 5 til 10 Benchmark-forsøg, som skal gennemføres med visse mellemrum
                under programmet. Emnerne er herunder anført ret generelt. De vil blive fastlagt i nær-
                mere detaljer under drøftelserne med ekspertgrupperne og de deltagende forskerhold.
                — Begivenhedstræ: hensigten med dette Benchmark-forsøg er at analysere de forskel-
                     lige procedurer, hvormed vurderingerne af et systems pålidelighed er koblet sam-
                     men i den probabilistiske analyse af et uheldsforløb.
                — Analyse af uheldsforløbet: ovennævnte analyse behandles også i dette Bench-
                     mark-forsøg. Her vil der blive set på vekselvirkningen mellem uheldets udvikling
                     udtrykt i konsekvenser og/eller opførsel, fysiske parametre og analysen af syste-
                     mets pålidelighed.
                — »Common mode« havari: problemet behandles i dette Benchmark-forsøg dels ud
                     fra identificeringen og klassificeringen af disse havarier og dels ud fra deres analy-
                     tiske behandling.
                — Pålidelighedsdata: dette Benchmark-forsøg -skal gøre det muligt at undersøge de
                     fremgangsmåder, der anvendes til at sammenstille de ubehandlede data fra forskel-
                     lige kilder med henblik på vurdering af pålidelighedsparametrene for bestandde-
                     lene.
                — Modellering af menneskers adfærd: dette Benchmark-forsøg tager sigte på det vig-
                     tige problem med menneskers adfærd og data herom.
                — Sandsynligheden for konstruktionssvigt og konstruktionens reaktion under jord-
                     skælv; disse to Benchmark-forsøg vedrører analysen af metoder, der gør det muligt
                     at undersøge fordelingen af konstruktionens styrke som funktion af belastningen.
                — Konsekvensanalyse: formålet med dette Benchmark-forsøg er at sammenligne for-
                     skellige metoder til analyse af radioaktive stoffers overførsel til miljøet.
                Fællesskabets bidrag
                Fællesskabets program gennemføres via forskningskontrakter.
                Nødvendige midler 1 800 000 ECU.
           1.9. DELTAGELSE I INTERNATIONALE FORSKNINGSPROJEKTER ELLER I
                PROGRAMMER, DER GENNEMFØRES UDEN FOR FÆLLESSKABET
                De høje omkostninger ved forskningsprogrammer vedrørende sikkerhed, hvor der
                anvendes store forsøgsanlæg, og det aktive internationale samarbejde, der er indledt på
                dette område, fører uundgåeligt til iværksættelse af internationale forskningsprojekter
                ud over dem, der i lang tid er blevet gennemført og foreslået inden for Fællesskabet.
                For øjeblikket foreligger der tre muligheder:
                — LOFT-programmet, der er foreslået af USDOE, og hvortil der er oprettet et konsor-
                     tium under OECD-NEA. Med dette projekt forlænges anvendelsesperioden for
 ---pagebreak--- 19.9.83                             De Europæiske Fællesskabers Tidende                                      Nr. C 250/31
                     LOFT-forsøgsreaktoren efter det program, der blev gennemført på NRC's foranled-
                     ning. Der er planlagt en række supplerende forsøg på følgende områder:
                     Tab af primært kølemiddel ved store og små brud, havari på sekundærsiden, udslip
                     af fissionsprodukter ved tab af kølemiddel, termohydrauliske undersøgelser ved
                     beskadigelse af brændslet efter tab af kølemiddel.
                     Konsortiet står åbent for Fællesskabets medlemsstater, og flere af disse har allerede
                     besluttet at deltage heri.
               — MARVIKEN V-projektet, der er foreslået af Sverige, og som vedrører opførslen i en
                     letvandsreaktors primære kredsløb af flygtige fissionsprodukter og af tunge aerosol-
                     er, der er frembragt ved kernens smeltning. Mange organer i EF-landene og tredje-
                     lande, som for eksempel EPRI og Ontario-Hydro, har meddelt, at de vil deltage.
               — Programmet »Clean-up TMI-2«, der er foreslået af USDOE, og som omfatter en
                     lang række emner, herunder følgende: Problemerne vedrørende karakterisering og
                     transport af fissionsprodukter i indeslutningen, dekontamineringsteknikker, under-
                     søgelse af kernen og de indre dele. Flere organer i medlemsstaterne har besluttet at
                     deltage i dette program på forskellig måde: udstationering af personale, undersø-
                     gelse afprøver...
                     Som det vil ses, omfatter disse tre internationale projekter en række tekniske emner,
                     der har nøje tilknytning eller direkte forbindelse med de forskningsforslag, der er
                     opstillet i det nedenstående, for dette andet forskningsprogram med omkostnings-
                     deling, navnlig med hensyn til termohydraulik og alvorlig beskadigelse af brænds-
                     let ved LOCA (LOFT, TMI-2) og til kildebegreb, som skyldes fissionsprodukter i
                     en alvorlig uheldssituation (LOFT, TMI-2, MARVIKEN). Endvidere vil disse tre
                      projekter blive gennemført i perioden 1983-1986 parallelt med det andet handlings-
                      program med omkostningsdeling (1984-1987).
                Kommissionens effektive deltagelse i alle eller i bestemte dele af et eller flere af disse
                internationale projekter frembyder visse fordele:
                — Medlemsstater, der ikke deltager bilateralt i disse projekter, vil således kunne få
                      udtømmende oplysninger om resultaterne og om arbejdets fremadskriden.
                — På visse særlige punkter vil resultaterne herved kunne udnyttes i igangværende
                      aktioner med omkostningsdeling, og oplysningerne kunne bidrage til aktionernes
                      vellykkede forløb.
                — Hermed vil resultaterne kunne udnyttes ved iværksættelsen inden for Fællesskabet
                      af Benchmark-forsøg vedrørende validering af koder og modeller som led i aktio-
                      nen med omkostningsdeling.
                      Bortset fra, at resultaterne fra disse internationale projekter ville stå til Kommissio-
                      nens frie afbenyttelse, ville Kommissionens effektive deltagelse gøre det muligt at
                      udsende forskere fra kontrahenterne, der deltager i forskningsprogrammet med
                      omkostningsdeling, til det pågældende projekt, at deltage-i analysen af resultaterne,
                      at foretage en undersøgelse af prøver og at udvikle avanceret måleudstyr i laborato-
                      rierne hos kontrahenterne i forskningsprogrammet med omkostningsdeling.
                 Kommissionens tjenestegrene har undersøgt, i hvilke forskellige tilfælde der kan være
                 mulighed for en effektiv deltagelse eller et samarbejde mellem Kommissionen og disse
                 projekter i forbindelse med den her foreslåede aktion med omkostningsdeling. To til-
                 fælde kan komme på tale:
                 — en deltagelse, som indebærer et finansielt bidrag fra Kommissionen, som skal være
                      begrænset og foreneligt med de midler, der tildeles de pågældende områder. I så
                      fald vil Kommissionen kunne indgå kontrakter med projekternes tilrettelæggere
                      efter høring af CGC - nuklear fission ('). De fornødne bevillinger til indgåelsen af
                      disse kontrakter vil blive hentet fra de midler, der er tildelt de tilsvarende områder i
                      det her foreslåede program med omkostningsdeling. Denne ordning vil kunne
                      anvendes til Kommissionens direkte indtræden i LOFT-konsortiet. Der er optaget
                      kontakter med USDOE, som antyder, at Kommissionen eventuelt vil kunne del-
                      tage, hvis den yder et samlet bidrag på 1 mio ECU;
        (>) Rådgivende udvalg for forvaltning og koordinering, som erstatter CCMGP for reaktorsikker-
            hed.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/32                               De Europæiske Fællesskabers Tidende                                       19. 9. 83
                            en deltagelse, som varierer fra tilfælde til tilfælde, og som vil kunne udstrækkes til
                            fuld deltagelse i projektet, og hermed adgang til dets resultater, men en sådan del-
                            tagelse vil skulle forhandles på grundlag af en udveksling af tekniske oplysninger.
                            Kommissionen vil betale for sin deltagelse ved at give projekternes iværksættere
                            adgang til resultaterne fra og statusrapporterne vedrørende visse dele af det nuvæ-
                            rende handlingsprogram med omkostningsdeling, som vedrører det område, der
                            behandles i det pågældende projekt. Alt efter omstændighederne vil denne medde-
                            lelse af tekniske oplysninger kunne ledsages af et finansielt bidrag på et beløb, der
                            lige som i det første tilfælde skulle være foreneligt med de beløb, der afsættes til det
                            pågældende tekniske område. Procedurerne i forbindelse med en sådan ordning vil
                            kræve, at der udarbejdes udkast til kontrakter mellem Kommissionen og projektets
                            tilrettelæggere, om hvis indgåelse CGC-nuklear fission skal udtale sig.
                            Denne ordning vil kunne overvejes for Kommissionens deltagelse i hele eller en del
                            af MARVIKEN V-projektet.
                            Det skal bemærkes, at løsningen med overdragelse af statusrapporter og resulta-
                           terne fra Fællesskabets programmer ikke går ud over medlemsstaternes interesser
                            eller mere specifikt de medlemsstater, der allerede deltager i de pågældende inter-
                            nationale projekter på et bilateralt grundlag. I virkeligheden beskrives resultaterne
                           af Fællesskabets projekter og de fremskridt, der gøres, allerede i diverse meddelel-
                           ser rettet til internationale møder, samt forskellige kongresser og kollokvier, og når
                           resultaterne fra Fællesskabets programmer offentliggøres officielt, bliver de endvi-
                           dere offentlig tilgængelige. De ovenfor foreslåede procedurer vil derfor blot frem-
                           skynde spredningen af resultaterne fra Fællesskabets forskning, hvilket kun kan
                           fremme udvekslingen af tekniske oplysninger mellem medlemsstater og tredje-
                           lande.
                            Kommissionens deltagelse i programmet »Clean-up TMI-2« vil kunne overvejes på
                           grundlag af enten den ene eller den anden af de to ovennævnte ordninger, idet det
                           dog skal bemærkes, at det allerede er bestemt, at FFC's laboratorier skal deltage i
                           analysen af visse prøver.
                      De to omhandlede ordninger med henblik på Kommissionens deltagelse i internatio-
                      nale forskningsprojekter vil også kunne anvendes ved forhandling om adgang til resul-
                      tater fra national forskning i visse tredjelande. Der kan blandt andet blive tale om
                      EPRI- og SANDIA-programmerne vedrørende hydrogen, SANDIA vedrørende kildebe-
                      grebet og ROSA IV-programmet vedrørende termohydraulik, som er nært forbundet
                      med punkt 1.5, 1.6 og 1.4, og i særdeleshed programmerne vedrørende alvorlig beskadi-
                      gelse af brændslet, som PBF, EPRI (USA), NRU (Canada)..., som allerede er nævnt i
                      punkt 1.4 og 1.4.4.
                                                          ANDEN DEL
                     2. SIKKERHED I HURTIGE FORMERINGSREAKTORER KØLET
                                          MED FLYDENDE METAL (LMFBR)
            INDLEDNING
            De fleste af Fællesskabets medlemsstater har i de seneste 25 år ydet en betydelig indsats inden for
           udvikling af hurtige formeringsreaktorer kølet med flydende metal (LMFBR), hvilket indbefatter
           en meget stor finansiel indsats. I dag tegner udviklingen af hurtige formeringsreaktorer sig stadig
            for ca. 20 % af de samlede FU & D-udgifter i energisektoren. Denne indsats taget i betragtning,
            må det også siges, at der er gjort væsentlige tekniske fremskridt. Der er ikke alene blevet bygget
            og sat flere eksperimental- og prototypereaktorer i drift, men et stort anlæg (1 200 MW(e)) er
            under opførelse og ventes færdigt inden længe. Disse resultater har hidtil været uden sidestykke i
            resten af verden.
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   Nr. C 250/33
          Nedenfor gives en oversigt over de reaktorprojekter, der er gennemført eller planlægges i de
          enkelte lande eller grupper af samarbejdende lande. Det i parentes anførte årstal er idriftsæt-
          ningsåret.
                         Land                     Eksperimental-         Prototype       Demonstrationsanlæg
                                                 og testreaktorer      (200-300 MW)         (1200MW(e))
          Det forenede Kongerige               DFR(1963)            PFR(1974)             C FR projekt endnu
                                                                                          ikke godkendt
          Frankrig                             Rapsodie(1967)       Phenix(1974)          Super Phenix (')
                                                                                          (1984)
          Forbundsrepublikken                  KNK II (4)           SNR 300 (2)           SNR 2 (3)
          Tyskland                             (1977)               (1986)                projekt endnu ikke
                                                                                          godkendt
          Italien                              PEC(1986)
          (')   I samarbejde  med Italien, Forbundsrepublikken Tyskland, Belgien og Nederlandene.
          (2)   I samarbejde  med Belgien og Nederlandene.
          (3)   I samarbejde  med Frankrig, Italien, Belgien og Nederlandene.
          (4)   I samarbejde  med Belgien og Nederlandene.
          Tabellen viser, at der har udviklet sig en tendens til samarbejde mellem flere medlemsstater om
          opførelse af demonstrationsanlæg. Der er indgået betydningsfulde samarbejdsaftaler mellem
          forskningsorganisationer og industripartnere (el-producenter og udstyrsfabrikanter) fra flere med-
          lemsstater.
          Uden for Fællesskabet har de fleste andre industrilande også ydet en betydelig indsats med hen-
          syn til hurtige formeringsreaktorer.
          I USA drev man i perioden 1963-1972 eksperimentalreaktorer EFFBR på MW (t), hvilket gav
          værdifulde erfaringer med forskellige reaktorsystemer. Eksperimentalreaktoren EBR-II på
          62,5 MW (t) har været i drift siden 1965. Opførelsen af FFTF-eksperimentalreaktoren (400 MW
          (t)), som på grund af sin effekt i praksis næsten vil fungere som et demonstrationsanlæg, afslutte-
          des i 1980. Der er gennemført udviklings- og eksperimentalstudier vedrørende udvikling af
          udstyr, natriumteknologi, brændselskredsløb og bekræftelse af godkendelsesbetingelser. Opførel-
          sen af Clinch River Breeder Reactor (CRBR) indstilledes under Carter-regeringen, og udsigterne
          for dette demonstrationsprojekt er i dag stadig usikre.
          I Japan har den hurtige eksperimentalreaktor »JOYO« med en projekteret effekt på 100 MW (t)
          (foråret 1983) været i drift siden 1977. Konstruktionen af prototypereaktoren »MONJU« 300 MW
          (e) er afsluttet, og der er nylig truffet beslutning om bygning af reaktoren. Foreløbige konstrukti-
          onsplaner for en større demonstrationsreaktor er under udarbejdelse. Bygningen af en sådan
          demonstrationsreaktor forudses iværksat, når »MONJU« har været i drift et år, og der forventes
          derefter seriebygning af flere næsten-kommercielle reaktorer, som i både størrelse og konstruktion
          vil ligge tæt op af demonstrationsreaktoren.
          I Sovjetunionen er udvikling og bygning af hurtige reaktorer et led i landets kraftforsyningsud-
          bygning. For tiden er to eksperimentalreaktorer, BOR-60 (60 MW (t)) og BR-10 (10 MW(t)), i
          drift. Demonstrationsreaktoren BN-350 har siden 1973 været i drift med en effekt på 350 MW (e),
          anvendt til afsaltning af havvand. Den anden demonstrationsreaktor, BN-600 (MW (e)), blev sat i
          drift i 1981. Konstruktionen af den kommercielle hurtige reaktor BN-1 600 (1 600 MW (e)) befin-
          der sig på udviklingsstadiet. Det undersøges, om det er muligt at øge BN-600 reaktorens effekt til
          800 MW (e).
           FÆLLESSKABETS           FORSKNING         I HURTIGE FORMERINGSREAKTORERS                  SIKKER-
           HED
           Hurtige reaktorer kan kun forventes at blive acceptable, såfremt de med hensyn til sikkerhed,
           strålingsbeskyttelse og miljøvirkninger under normale forhold og i tilfælde af uheld bevisligt er
           på højde med de eksisterende termiske reaktorer.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/34                            De Europæiske Fællesskabers Tidende                                      19.9.83
            Det er et af hovedformålene med de demonstrations- og sikkerhedsprogrammer for hurtige reak-
           torer, der for tiden gennemføres i forskellige fællesskabslande, at vise, at disse betingelser kan
           opfyldes.
           Erfaringerne på grundlag af driften af hurtige prototypereaktorer (Phenix, PFR) viser, at en hurtig
           reaktor faktisk kan drives inden for de generelle lokaliseringsbegrænsninger med hensyn til kon-
           trolleret radioaktivt udslip, som normalt gælder for termiske reaktorer. De doser, operatørerne
           udsættes for, har også været tilfredsstillende lave.
            En tilbundsgående udforskning af de forskellige sikkerhedsspørgsmål, som kan berøre fremtidige
           hurtige reaktorer, såsom
           — forebyggende foranstaltninger, så mindre forstyrrelser ikke udvikler sig til uheld,
           — klarlæggelse af igangsættende uheldsfaktorer og beskrivelse af efterfølgende transiente for-
                 løb og virkningerne heraf på nøglekomponenter i anlægget,
           — strålingskonsekvenser af uheld, dvs. intern omfordeling af radioaktivitet efter et uheld og
                 definition af kildebegreber til vurdering af eksterne risici,
           kræver imidlertid en fortsat, mangesidig indsats inden for programmeludvikling og tilvejebrin-
           gelse af pålidelige fysiske data for konstruktion og ydelse.
            Sikkerhedsprogrammer med den ovenfor skitserede målsætning er et meget væsentligt supple-
            ment til opførelsen og driften af prototype- og demonstrationsreaktorer.
           Fællesskabet har hidtil bidraget til undersøgelse af hurtige formeringsreaktorers sikkerhed på to
           måder:
           a)    ved gennemførelse af Fællesskabets eget forskningsprogram ved Det fælles Forskningscenter
                 (FFC),
           b)    ved aktiviteter, der har taget sigte på at forbedre samordningen og samarbejdet mellem
                 nationale programmer og også FFC-programmet, inden for rammerne af Koordineringsud-
                 valget for hurtige Reaktorer (').
            Hvad a) angår, er FFC's igangsværende aktiviteter, dvs. arbejdet under det flerårige program
            1980-1983, opdelt på tre hovedområder:
            Uhelds opståen og overgangsfasen
            Aktiviteterne er koncentreret om teoretiske og eksperimentelle undersøgelser af flydende metals
            kogning samt udvikling af den europæiske uheldskode (EAC) og forskning i vekselvirkningen
            mellem brændsel og kølemiddel. Formålet med studierne af kogende flydende metal er at tilveje-
            bringe data for kølemidlets opførsel i tilfælde af unormale driftsforhold såsom blokering i et stav-
            knippe, strømningstab på grund af pumpesvigt eller effektudsving. Den europæiske uheldskode
            er et modulsystem af datamatkoder til beskrivelse af de forskellige faser af hypotetiske uheld;
            pilotudgaven af denne kode har allerede kunnet tages i anvendelse. Emnerne inden for forsknin-
            gen vedrørende brændsel/kølemiddel-vekselvirkning er udvikling af fysiske modeller og koder,
            eksperimentalundersøgelser af faktorer, der har indflydelse på vekselvirkningsprocessen eller
            udløsning af dampeksplosioner samt efterprøvning af teoretisk postulerede dampeksplosionsme-
            kanismer.
            (')   Udvalg nedsat af Rådet i april 1970 med den opgave at udarbejde og iværksætte planer for
                  koordinering og samarbejde mellem de forskellige programmer i størst muligt omfang og
                  efter de mest hensigtmæssige procedurer og at fremsætte formålstjenlige forslag herom.
 ---pagebreak--- 19.9.83                             De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     Nr. C 250/35
         Uheldsfasen efter dislokering
        Aktiviteterne på dette område drejer sig om en mere realistisk beskrivelse af fasen efter disloke-
        ring samt analyse af primærindeslutningssystemets opførsel og bortledning af varme efter uheld
        (PAHR). Man er gået i gang med at vurdere den amerikanske SIMMER 2-kodes muligheder og
        modeller i forbindelse med postdislokerings-beregninger og at undersøge muligheden af et ekspe-
        rimentalprogram til validering af denne kode.
        Programmet for validering af indeslutningskoder (COVA) nærmer sig sin afslutning. For at opnå
        bedre overensstemmelse mellem forsøgene og de numeriske resultater er der anvendt koder base-
        ret på endelige elementer. Kodevalideringen for underenheder (COVAS), som tager sigte på vali-
        dering af strukturkoder til dynamisk-plastik analyse, fortsætter.
        Undersøgelserne vedrørende bortledning af varme efter uheld (PAHR) gennemføres på grundlag
        af både kerneeksterne og kerneinterne forsøg. De kerneeksterne forsøg, som skal foregå ved
        FARO-anlægget, der er under fuldførelse, har til formål at undersøge vekselvirkningen mellem
        brændsel og kølemiddel og PAHR-fænomener under realistiske uheldsforhold ved anvendelse af
        rigtige reaktormaterialer. De kerneinterne forsøg (SANDIA-reaktoren i USA, Mélusine-reaktoren
        i Grenoble og BR 2-reaktoren i Mol) sigter mod påvisning af kølingsmulighederne for de kerne-
        fragmenter, der kan danne sig under et alvorligt hypotetisk uheld og aflejre sig på forskellige dele
        af reaktortanken. Der gennemføres desuden et omfattende program med henblik på udvikling og
        efterprøvning af fysiske modeller og koder til forudsigelse af temperaturfeltet i fragmentlejer og i
        kernefangerstrukturen.
         Materialeforskning
         Forskning navnlig vedrørende rustfrit stål gennemføres ved FFC på forskellige områder: brudme-
         kanik med særlig vægt på bestrålede materialer, undersøgelse af udmattelsesrevners udbredelse
         for de austenitiske stål AISI 304 og 316 under typiske driftsforhold (belastning, temperatur,
         udmattelsesduktilitet osv.) og undersøgelser vedrørende dynamisk materialeopførsel og defini-
        tion af tilsvarende konstitutive love. Sidstnævnte undersøgelser har været af fundamental betyd-
         ning for COVA- og COVAS-programmet. Det påregnede slutresultat er en forståelse af rigtige
        reaktorstrukturers reaktion under forskellige belastningsforhold (temperatur, spændingstilstand)
         og ved forskellige forringelsesgrader (svejsning, krybning, mekanisk udmattelse, bestråling). Et
         stort prøveanlæg for høj dynamisk belastning er under opførelse ved ISPRA. Det skal bruges til
         undersøgelse af, hvorledes resultaterne for små emner (maksimalt tværsnit 20 mm2) kan overføres
        til store materialebeskadigede strukturer (indtil 5 000 mm2).
         De koordineringsaktiviteter, der foregår i hovedkvarteret i Bruxelles, tager især sigte på følgende
        sikkerhedsområder:
        — Med bistand fra arbejdsgruppen vedrørende sikkerhed (Safety Working Group-SWG), som
              er en ekspertgruppe under Koordineringsudvalget for hurtige Reaktorer, er der fortsat gjort
              fremskridt med forberedelsen af fælles sikkerhedskriterier og -retningslinjer for hurtige reak-
              torer.
               Undergruppen vedrørende uheld omfattende hele kernen (Whole Core Accident Codes —
               WAC) under SWG, der også fungerer som ekspertgruppe inden for rammerne af Det rådgi-
               vende udvalg for Programforvaltning vedrørende Sikkerhed, var ophav til den europæiske
               uheldskode (EAC) og har fortsat sin rådgivende virksomhed med hensyn til udviklingen af
               denne kode; WAC har også medvirket til sammenlignende beregninger af både europæiske
               og amerikanske koder for udvalgte kerneuheld (transient overeeffekt og strømningstab).
               Undergruppen vedrørende reaktorindeslutning (Containment Loading and Response —
               CO NT) und SWG, der også fungerer som ekspertgruppe inden for rammerne af Det rådgi-
               vende udvalg for Programforvaltning vedrørende Sikkerhed, har beskæftiget sig med spørgs-
               mål vedrørende primærindeslutningens og interne strukturers opførsel under et hypotetisk
               kernedislokeringsuheld; der er gennemført en kritisk vurdering af tilstrækkeligheden af de
               disponible matematiske værktøjer. Denne undergruppe har også på nært hold fulgt det
               igangværende arbejde med henblik på vurdering af konsekvenserne af underenhedsuheld for
               nabostrukturer, og den har i den senere tid beskæftiget sig med problemer vedrørende sekun-
               dærindeslutningen med henblik på en realistisk vurdering af radioaktivitets-kildebegrebet.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/36                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                 19.9.83
           —     Med bistand fra arbejdsgruppen vedrørende koder og normer (Codes and Standards Wor-
                 king Group — WGCS), som er en anden ekspertgruppe under Koordineringsudvalget for
                 hurtige Reaktorer, gøres der stadige fremskridt inden for den løbende vurdering af divergen-
                 ser mellem de forskellige koder og normer, som i Fællesskabet anvendes til konstruktion,
                 bygning og kvalitetskontrol af komponenter til hurtige reaktorer samt med hensyn til materi-
                 alespecifikationer. Gruppen har foretaget en systematisk sammenligning og vurdering af reg-
                 ler, konstruktionskoder, materialespecifikationer og materialedata fra medlemsstaterne og,
                 når det har været muligt, fra tredjelande. Den har også undersøgt situationen for ikke-
                 destruktive metoder til inspektion af LMFBR-reaktorer under drift.
            DEFINITION          OG FORBEREDELSE                AF    FORSKNINGSPROGRAMMET               MED
            OMKOSTNINGSDELING
            Kommissionen foreslår, at der i fremtiden også anvendes aktioner med omkostningsdeling for at
            fremme koordineringen af de nationale programmer og supplere de allerede eksisterende aktivite-
            ter ved FFC.
            Forberedelsen af LMFBR-forskningsprogrammet med omkostningsdeling for perioden 1984-1987
            startede i slutningen af 1982 med bistand fra arbejdsgruppen vedrørende sikkerhed (SWG) og
            Koordineringsudvalget for hurtige Reaktorer. Det generelle sigte ved udvælgelsen af emner har
            været, at programmet skulle stemme overens med målene i Rådets resolution af 18. februar
             1980 (') om hurtige formeringsreaktorer, og især at det skulle bidrage til at komplettere og øge
            værdien af den forskning, der gennemføres i medlemsstaterne, og i givet fald også til at udfylde
            eksisterende lakuner.
            I Rådets førnævnte resolution understreges betydningen af den hurtige formeringsreaktor som
            valgmulighed, når det gælder Fællesskabets fremtidige energiforsyning, og af kontinuitet i
            bestræbelserne på udvikling og demonstration af systemet, og det bekræftes, at sikkerhed er af
            afgørende betydning som et mål for udviklings- og demonstrationsindsatsen; samtidig opfordres
             Fællesskabet til at støtte virkeliggørelsen af denne målsætning.
             Andre kriterier for udvælgelsen af emner har været:
             — at gøre Fællesskabets støtte så virkningsfuld som muligt ved at udvælge et begrænset antal
                  vigtige områder, på hvilke fællesskabsstøtten bedst kan medvirke til at fremme koordinerin-
                  gen og samarbejdet mellem de nationale programmer,
             — at finde frem til medlemsstaternes fælles interesseområder og følgelig undgå konstruktions-
                  specifikke aspekter,
             — at lægge tilstrækkelig vægt på uheldsforebyggelse uden dog at forsømme uheldsanalyse og
                  afbødning af uheldsvirkninger (også alvorlige uheld),
             — at sikre, at der ikke finder nogen dublering sted med hensyn til arbejdet på de områder, hvor
                  FFC har aktiviteter i gang, og at de direkte aktioner og aktionerne med omkostningsdeling
                  supplerer og styrker hinanden.
             Det foreslåede program er opdelt i syv dele som følger:
              1.  Instrumentering, kontrol og beskyttelse.
             2.   Analyse af transienter (driftssikkerhed).
             3.   Komponenters og strukturers integritet.
             4.   Sikkerhedsaspekter ved natriumteknologi.
              5.  Brændslets opførsel og fænomener, der optræder efter uheld (kerneinterne forsøg).
             6.   Fissionsprodukters vandring under alvorlige uheld.
             7.   Smeltede materialers bevægelse og vekselvirkning under alvorlige uheld.
             (')  EFTnr. C 51 af 29. 2. 1980, s. 5.
 ---pagebreak--- 19.9.83                              De Europæiske Fællesskabers Tidende                                 Nr. C 250/37
        Programdel 1, 2 og 3 drejer sig i hovedsagen om forebyggelse af uheld. Der lægges særlig vægt
        på:
        — tidlig påvisning af fejl og forebyggelse af, at de udvikler sig til uheld,
        — forbedret beskrivelse at termohydrauliske transienter under driftsmæssige forhold med hen-
             blik på en bedre definition af driftsmargener,
        — pålidelig konstruktion af strukturer, som er af sikkerhedsmæssig betydning, med henblik på
             en forbedret forudsigelse af komponentlevetiden og sikkerhedsmargenen.
        Programdel 4 og 5 drejer sig om arbejde med henblik på løsning af særlige problemer i analysen
        af uheld, som, omend potentielt alvorlige, ikke nødvendigvis tilhører kategorien helkerneuheld.
        Formålene er således:
        — at undersøge sikkerhedsaspekter i forbindelse med natrium som kølemiddel med henblik på
             både fuld udnyttelse af dets gode køleegenskaber ved forbedring af strømningsmodellerin-
             gen, særlig under fejlforhold (naturlig konvektion), og forbedring af vurderingen af de kon-
             sekvenser, der er forbundet med håndtering af store mængder natrium, som ved uheld kom-
             mer i kontakt med luft, vand og beton,
        — at opnå større viden om transient brændselsopførsel og de forskellige former for brændsels-
             forstyrrelser. Desuden at opnå større viden om kerneinterne fænomener, der optræder efter
             uheld, især med henblik på efterprøvning af de forhold, hvorunder et underenhedsuheld kan
             brede sig til nabounderenheder.
        Programdel 6 og 7 omfatter beskrivelse af konsekvenserne af alvorlig kernebeskadigelse. Formå-
        lene er:
        — at beskrive fordelingen af radioaktive materialer i indeslutningen efter alvorlige uheld, vur-
             dere indeslutningen og udvikle det kildebegreb, som kræves til de koder, der anvendes til
             beregning af eventuel påfølgende ekstern skade,
        — at beskrive smeltet kernemateriales bevægelse og vekselvirkning efter alvorlig beskadigelse.
        2.1.      INSTRUMENTERING, KONTROL OG BESKYTTELSE (jf. punkt l.B.2.1 i hand-
                  lingsprogrammet)
                  Formål
                  Hovedformålet med denne del af programmet er at øge sikkerheden gennem forebyg-
                  gende foranstaltninger. Dette skal opnås ved at mindske hyppigheden og størrelsen af
                  de spændinger, reaktorstrukturerne udsættes for, og ved at forbedre reaktorens evne til
                  at reagere og afbøde den pågældende belastning og andre transiente fænomener i det
                  omfang, hensynet til sikkerhed og materialebeskadigelse tillader det.
                  Konstruktørerne af kontrol- og beskyttelsessystemer for LMFBR står over for plads- og
                  kompleksitetsproblemer: for det første pladsproblemer, fordi kernen er lille sammen-
                  holdt med det antal måleinstrumenter, der er nødvendigt for at opfylde de sikkerheds-
                  og disponibilitetskrav, der omgiver LMFBR, dernæst kompleksitetsproblemer, fordi det
                  er ønskeligt at kombinere målingerne af forskellige variable og derved opnå en optimal
                  balance mellem de modstridende risici for funktionssvigt og udløsning af en ukontrolle-
                  ret virkning.
                  Ved hjælp af relativt simple og ikke særlig kostbare kompakte, programmerbare logiske
                  elementer kan der opnås en betydelig forøgelse af signalhåndteringssmidigheden,
                  behandlingen og korrelationskapaciteten og dermed en høj grad af pålidelighed og
                  disponibilitet uden alt for store omkostninger, samtidig med at man løser visse proble-
                  mer i forbindelse med komponentforældelse, f.eks. at der findes passende reservedele.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/38                    De Europæiske Fællesskabers Tidende                                       19. 9. 83
             Med anvendelsen af mikroelektronik kan der forventes en maksimal ydelse, men det er
             ikke tilstrækkeligt blot at erstatte logiske elementer med mikrodatamater; det er nødven-
             digt, at hele indstillingen til udformningen af kontrol- og beskyttelsessystemer og
             patentspørgsmål tages op til fornyet overvejelse.
             På den anden side er de systemer, der er baseret på datamatik, heller ikke problemfri, og
             hovedvanskelighederne ligger som bekendt i programmelspecificering og -pålidelighed;
             der kan også være problemer forbundet med materialer, som ellers sjældent anvendes til
             nukleare formål, og med anvendelsen af nye signaltransmissionsmetoder.
             De eksisterende muligheder er blevet undersøgt på Kommissionens foranledning, og
             arbejdsgruppen vedrørende LMFBR-sikkerhed blev underrettet derom i 1980. Siden da
             er der gennemført fire undersøgelser med det formål at konstatere, hvorvidt de påtænkte
             retningslinjer var brugbare, og hvilke muligheder de frembød, og desuden at foreslå
             aktionsemner og etablere kontakt mellem eksperter fra den elektroniske industri og den
             nukleare industri samt med andre brugere af højt pålidelige datamater. Ved en femte
             undersøgelse var det muligt at påvise, at anvendelsen af kunstig intelligens i forbindelse
             med teknikkerne kan »foregribes« ved udformningen af beslutnings- og diagnosesyste-
              mer og modelleringen af operatøradfærd. De to sidstnævnte emner indgår for tiden i det
              aktivitetsprogram for LWR-sikkerhed, som kaldes »menneskelige faktorer og menne-
              ske-maskine-vekselvirkningen«, og som skal supplere de nedenfor beskrevne aktiviteter.
              De opgaver, programmet omfatter, vedrører sensorforbedring, signalbehandling og
              systemudformning. Vægten vil blive lagt på validering og udvikling af datamatiske
              anvendelser inden for nuklear sikkerhed.
              Sensorforbedring
              Udvikling og bedre sensorer til måling af temperaturniveau, strømning, urenhedsniveau,
             neutronflux, strålinger, støj, forskydninger osv.
              De specifikke forbedringer, der søges opnået, er følgende:
             — for termoelementer og strømningssensorer: en forlængelse af levetiden, således at
                   der kan ske en formindskelse af det antal reservedele, der er nødvendigt for at opnå
                   en passende redundans mellem tilgangsperioderne og den positive fejlvisning,
                   hvoraf den reelle redundans vil fremgå; for instrumenteringen i kernebeholderen:
                   en lettere håndtering ved formindskelse af antallet af elektriske ledere, der går gen-
                   nem reaktorlåget og zonen mellem den øvre kernedel og låget, og en forbedring af
                   skelneevnen med hensyn til miljøinterferens;
             — for sensorer, der anvendes til uheldsovervågning, udbedringskontrol og skadevur-
                   dering: bredt måleområde, høj modstandsevne i »fjendtligt« miljø og godkendte
                   kvalificeringsmetoder.
              Datamatiske signalbehandlingsteknikker og anvendelser
              Udvikling af signalbehandlingsteknikker til overvågnings-, inspektions-, kontrol- og
              beskyttelsesformål ved anvendelse på LMFBR-problemer af datamatiske og teknologi-
              ske redskaber, som er fremmede for den nukleare industri, og validering af denne
              anvendelse i LMFBR-sammenhæng. Kvaliteten af de påregnede resultater skulle
              fremme en høj automationsgrad ved anvendelsen af disse signaler og fritage operatøren
              for at kontrollere mange data.
               Systemudformning
               Udvikling af udformningsprincipper, som afspejler de generelle tendenser med hensyn
              til kontrolfordeling, udvikling af mere avancerede kontrolstrukturer og forøgelse af kon-
              trolniveauerne, og som er i overensstemmelse med følgende kriterier: bevislig pålidelig-
               hed, sikkerhed, funktionshurtighed og forbedring af anlæggets udnyttelsesgrad.
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                             De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    Nr. C 250/39
                  Aktiviteter
          2.1.1.  Sensorforbedring
                  Med hensyn til kernens instrumentering skønnes det hensigtsmæssigt at tage fire grup-
                  per af midler i brug for at øge sikkerheden og pålideligheden og lette håndteringen og
                  placeringen:
                  — udvikling af sensorer baseret på nye måleprincipper eller forskellige principper: nye
                       strømnings-, temperatur- og tryksensorer;
                  — yderligere forbedring af strålingsdiskriminationen i neutronflux-sensorer, forbed-
                       ring af de tynde hylstre, som beskytter termoelementer, deformationstransducere
                       eller akustiske detektorer for natrium;
                  — samling af måleinstrumenterne i en enkelt, let håndterlig sonde;
                  —    undersøgelse af de praktiske muligheder for at anvende magnetisk udstyr, ultralyd-
                       udstyr eller trådløst udstyr til transmission til en mere tilgængeligt anbragt modta-
                       ger af oplysninger fra en primærsensor, som eventuelt er monteret på en underen-
                       hed eller et utilgængeligt sted.
           2.1.2. Datamatiske signalbehandlingsteknikker og anvendelser
                   Formålet et at opnå flere oplysninger fra de eksisterende sensorer. Generelt vil vægten
                  ligge på sådanne teknikker som modelidentificering og smidig kontrol i det øjemed at
                   påvise deres anvendelighed på LMFBR:
                  — analyse af termisk og akustisk støj hidrørende fra f.eks. kogning eller løsrevne ele-
                        menter;
                   — forbedring af skelnen mellem reelle og tilsyneladende fejl ved akustisk kontrol
                        eller hvirvelstrømskontrol;
                   — automation af brændselshavarilokalisering ved anvendelse af detektorer baseret på
                        forsinkede neutroner og andre disponible oplysninger;
                   — reaktivitetsbalance og kontrol med underenheders tilstand.
                   Programmet omfatter forsknings-, udviklings- og demonstrationsaktiviteter indtil proto-
                   typestadiet.
                   Der vil blive taget hensyn til de erfaringer, der tidligere er opnået i de eksisterende for-
                   søgsanlæg.
           2.1.3.  Systemudformning
                   —    Lokaldatanet.
                        Ved anvendelse af interne net kan der opnås kabel- og pladsbesparelser og ske en
                        forøgelse af kapaciteten og mulighederne for en meget smidig udvælgelse af signa-
                        ler til korrelationsformål.
                        Det foreslås at anvende følgende gradvise fremgangsmåde for at bringe et eksperi-
                        mentalsystem frem til demonstrationsstadiet, som dog ikke er indbefattet.
                   — Analyse af netpålidelighedskompromis'er; fejltolerance baseret på redundans, fejl-
                        diagnose og automatisk rekonfiguration; fail-safe systemer; tilgangsforsinkelser og
                        transmissionstid for meddelelser: vedligeholdsegnethed, plads og omkostninger.
                        — Vurdering af, hvilken type signaler der skal indgå i nettet, under hensyntagen
                               til omfanget af den primære behandling og nødvendigheden af krydskorrela-
                               tion.
                        — Vurdering af de miljøbestemte grænser for anvendelse af lysledere.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/40                        De Europæiske Fællesskabers Tidende                                      19.9.83
                     — Opbygning af et eksperimentalnet med tre knudepunkter til vurdering af ydel-
                          sen ved anvendelse af eksisterende kommunikationsforsøgsfaciliteter.
                     — Overvågnings- og kontrolsystem baseret på integreret mikrodatamat.
                Inden den detaljerede specifikation og opbygningen af et integreret eksperimentalsy-
                stem til kerneovervågning vil der blive gennemført en række sammenlignings- og opti-
                meringsforsøg med henblik på at vurdere den relative ydelse af de forskellige teknikker,
                der foreslås anvendt i et integreret system, og begrunde, at de medtages i systemet.
                Med henblik herpå må der opnås enighed om fastlæggelse af et sæt forsøgsdata til simu-
                lering af udviklingen af en underenhedsfejl.
                Til det integrerede eksperimentalsystem for kerneovervågning vil der blive anvendt
                resultater fra alle de øvrige aktiviteter og det tidligere nævnte arbejde vedrørende data-
                kommunikation. Systemet vil omfatte en for en hurtig reaktor velegnet uddatagenere-
                rings- og -aflæsningsenhed. Systemet skal afprøves ved hjælp af simulerede forsøgssig-
                naler og data hidrørende fra rigtige reaktorer. Det skulle være muligt at foretage de
                nødvendige tilpasninger, således at systemet kan fødes med signaler fra en reaktor.
                Fællesskabets bidrag
                3 mio ECU.
           2.2. ANALYSE AF ANLÆGGETS TRANSIENTER                             (DRIFTSSIKKERHED)          (jf-
                punkt l.B.2.3 i handlingsprogrammet)
                Formål
                Et nøjagtigt kendskab til parametrene i forbindelse med transiente fænomeners opståen
                og forløb er en vigtig forudsætning, når man skal undersøge risikoen for, at det transi-
                ente forløb udvikler sig til en forstyrrelse, og når man skal vurdere virkningerne af det
                transiente forløb på de berørte strukturer: f.eks. giver en nøjagtig vurdering af tempera-
                tursvingningerne i en specifik del af anlægget korrekte inddata, som gør det muligt at
                vurdere denne parameters virkninger på de berørte komponenters strukturintegritet.
                De moderate ressourcer, der afsættes til dette projekt, giver kun mulighed for at under-
                søge en begrænset del af et emne, som potentielt er ret vidtrækkende, hvis man tager
                hensyn til anlæggets kompleksitet og den tilbagekobling, hver enkelt del af anlægget,
                kontrolsystemet inklusive, udøver på de andre dele.
                Hovedformålet er derfor at undersøge den transiente termohydraulik for enkelte nøgle-
                komponenter, såsom: store tanke, rørsystemer og varmevekslere. Hvad sidstnævnte
                angår, er beregningen af de temperatur- og hastighedsfordelinger, der ledsager de transi-
                ente forløb under drift (f.eks. igangsætning, standsning og belastningsvariationer), base-
                ret på hypoteser, ifølge hvilke disse strukturer ofte tillægges urealistisk høje termiske
                belastninger.
                Det er derfor nødvendigt at forbedre de eksisterende koder og validere dem i lyset af
                forsøgsresultater.
                 Man vil også gå i gang med forbedring af de eksisterende modulkoder til simulering af
                opførslen i anlæg, der omfatter en natriumkølet pool-reaktor eller loop-reaktor, efter ter-
                mohydrauliske og effektmæssige forstyrrelser, især for de moduler, der svarer til oven-
                nævnte nøglekomponenter.
                Aktiviteter
                Termohydrauliske fænomener i store tanke, rørsystemer og varmevekslere:
 ---pagebreak--- 19-9. 83                            De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    Nr. C 250/41
                — forbedring og udvikling af eksisterende koder for blanding og lagdeling i store
                      beholderkamre, rørsystemer og fordelere og validering af disse koder;
                — indførelse af modeller af beholderkamre i dynamiske anlægskoder;
                — teoretisk og eksperimentel undersøgelse af problemer vedrørende termisk stripping;
                — forbedring af eksisterende modulkoder til analyse af transiente fænomener.
              . Fællesskabets bidrag
                 l,7mioECU.
         2.3.    KOMPONENTERS OG STRUKTURERS INTEGRITET (j{. punkt l.B.2.2 i hand-
                 lingsprogrammet)
                Formål
                Strukturernes integritet under normale driftsforhold og under fejlforhold er et vigtigt led
               i reaktorsikkerheden. Strukturintegritet skal kunne påregnes i tilstrækkeligt lange
               perioder under normale driftsforhold og et klart defineret sæt af fejlforhold.
                For så vidt angår hurtige formeringsreaktorer kølet med flydende metal, drejer dette for-
                slag sig om de komponenter og strukturer, der er eller kan komme i kontakt med det
                flydende metal, dets dampe eller kappegasser.
                Kombinationen af et lavt driftstryk og kølemidlets høje varmeledningsevne medfører
                ofte, at der i hurtige reaktorer avendes strukturer og komponenter, som har tynde vægge
                og er relativt smidige; desuden er brugen af austenitstål langt mere udbredt, end det er
               tilfældet for letvandsreaktorer, og driftstemperaturerne er også højere end i sidstnævnte
                reaktorer. I forbindelse med konstruktion, beregningskoder og ikke-destruktive kontrol-
                metoder må der derfor tages hensyn til fænomener og materialeegenskaber, som der
                ikke altid foreligger tilstrækkelige eller passende erfaringer med fra konstruktion, byg-
                ning og anvendelse af letvandsreaktor-komponenter.
                Selv om en betydelig del af forskningsindsatsen har været rettet mod materiale og struk-
                turaspekter i forbindelse med LMFBR, er der endnu nogle områder, som må undersøges
                nærmere.
                Arbejdsgruppen vedrørende koder og normer under Koordineringsudvalget for hurtige
                Reaktorer har foretaget en systematisk sammenligning og vurdering af de forskrifter,
                konstruktionskoder, beregningskoder, materialespecifikationer og -data, der anvendes i
                medlemsstaterne og om muligt i tredjelande. Den har også foretaget en helhedsundersø-
                gelse af det nuværende udviklingsstadium i Fællesskabet for ikke-destruktive kontrol-
                metoder til anvendelse under driftsmæssige forhold i hurtige formeringsreaktorer kølet
                med flydende metal. Arbejdsgruppen har gjort så store fremskridt, at det er muligt at
                identificere forsøgsprogrammer, som effektivt vil kunne iværksættes som aktioner med
                omkostningsdeling.
                Ekspertgruppen CO NT (containment Loading and Response) under arbejdsgruppen
                vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed (SWG) har undersøgt, hvilke aktiviteter der for
                tiden er i gang med hensyn til dynamisk materialeopførsel og strukturkoder i forbin-
                delse med alvorlige uheld.
                Det bør understreges, at samtlige aktiviteter, der foreslås under denne del af program-
                met, forudsætter forsøg med store emner og/eller modelstrukturer, som kun kan gen-
                nemføres ved hjælp af det specialiserede prøveudstyr i stor størrelse, der findes i med-
                lemsstaterne.
                 Den foreslåede forskning repræsenterer en betydelig udvidelse af det forskningspro-
                gram, der i form af direkte aktion finansieret af Kommissionen gennemføres ved FFC,
                og som specielt tager sigte på krybningsfænomener, vekselvirkning krybning/udmat-
 ---pagebreak--- Nr. C 250/42                      De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     19. 9. 83
             telse, brudmekanik, dynamisk materialeopførsel og strukturanalyse. Der forudses et
             nært samarbejde mellem FFC's specialister og de nationale laboratorier, der deltager i
             det nye program.
             I det følgende redegøres nærmere for formålet med og begrundelsen for de aktiviteter,
             der foreslås inden for rammerne af programmet med omkostningsdeling 1984— 1987.
             Materialeegenskaber, strukturanalyse og kodevalidering
             — Konstitutiv modellering inden for uelastiske deformationers område.
                  Ved konstruktion af hurtige reaktorer er der behov for et stort antal uelastiske ana-
                  lyser, der gør det muligt at forudsige opførslen af strukturer med kompleks form
                  som fungerer ved høj temperatur og under betydelige cykliske belastninger.
                   De matematiske beskrivelser af materialernes opførsel (konstitutive ligninger) og
                  deres anvendelsesprocedure udgør grundlaget for metoden til analyse af uelastiske
                  deformationer. Selv om der er gennemført mange undersøgelser vedrørende de
                  konstitutive ligninger, er disse ikke blevet fuldt efterprøvet på modelplan som følge
                  af den betydelige kompleksitet, der karakteriserer materialernes opførsel ved høj
                  temperatur.
             — Forudsigelse af driftslevetiden.
                   Komponenters opførsel ved høje temperaturer påvirkes i betydelig grad af det hid-
                  tidige driftsforløb og initialspændingsfordelingen. Til konstruktion skal der bruges
                  dyre beregningsmodeller, og de opnåede resultater er stærkt afhængige af de data,
                  der anvendes for materialerne. Det er afgørende, at der opnås et nøjagtigt kendskab
                  til, hvorledes komponenternes restlevetid kan forudsiges ved hjælp af et passende
                  forsøgsprogram for mellemliggende materialeovervågning og tilsvarende beregnin-
                  ger. Dette vil bidrage til en korrekt vurdering af komponenternes sikkerhedsmargen
                  under anvendelsen. Der er hidtil ikke blevet foretaget mere indgående efterprøvnin-
                  ger af, hvorvidt resultaterne af sådanne forsøg kan anvendes på emner eller kompo-
                  nenter (struktur, mekaniske egenskaber, revner, deformation, ikke-destruktiv prøv-
                  ning) i forbindelse med et program for overvågning af driftslevetiden, og det er
                  vigtigt, at der sker en konstatering og validering af forholdet mellem disse resultater
                  og beregningsprocedurerne.
                  Det gælder især svejste samlinger.
             — Dynamisk analyse (for dette afsnit alene jf. punkt 1 .B.2.5)
                   I tilfælde af interne eller eksterne begivenheder (f.eks. dampgeneratorhavarier, ker-
                  neuheld, jordrystelser) kan reaktorkomponenterne, og især tanken, rørsystemet og
                  de bærende strukturer, blive udsat for betydelige mekaniske spændinger. Der Findes
                  allerede avancerede datamatiske redskaber, men der bør sættes yderligere ind på at
                  forbedre beskrivelsen af visse specifikke aspekter.
             Udbredelse af strukturfejl
             Set i forhold til den indsats, der er gjort for at undersøge strukturfænomener under kry-
             betærskelen, har man hidtil kun beskæftiget sig meget lidt med udbredelsen af revner
             ved høj temperatur.
             For de LMFBR-komponenter, der fungerer ved høj temperatur, er revneudbredelse som
             følge af et krybningsfænomen eller under påvirkning af en kombineret krybnings/
             udmattelsesmekanisme, såfremt komponenten udsættes for betydelige cykliske belast-
             ninger, et vigtigt fænomen, som der må tages hensyn til for at opnå en sikker konstruk-
             tion.
             Det er nødvendigt, at der gennemføres laboratorieforsøg med henblik på tilvejebringelse
             af revneudbredelsesdata for komponentmaterialet, men det er ikke tilstrækkeligt. For at
             vurdere komponenternes integritet må disse data også anvendes på en struktur af mere
             kompleks form, hvor spændingsmekanismen afviger betydeligt fra den ved laboratorie-
             forsøgene.
 ---pagebreak--- 19.9.83                            De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    Nr. C 250/43
               Aktiviteter
        2.3.1. Materialeegenskaber, strukturanalyse og kodevalidering
               — Konstitutiv modellering inden for uelastiske deformationers område.
                    — Forbedring af de allerede udviklede konstitutive ligninger og anvendelse på
                         reaktorstrukturanalyse under hensyntagen til de væsentlige materialeegenska-
                         ber og disses udvikling som funktion af tid, temperatur, belastninger og be-
                         stråling.
                    — Validering af den udviklede analysemetode ved forsøg vedrørende former og
                         materialer (herunder svejste samlinger), med anvendelse af belastningskombi-
                         nationer, som er repræsentative for hurtige reaktorers faktiske driftsforhold.
                    FFC vil deltage i denne aktivitet under arbejdet med udvikling af konstitutive lig-
                    ninger (især for beskadigede materialer).
               — Forudsigelse af driftslevetiden
                    Som referencetilfælde foreslås det f.eks. at vælge en komponent af rustfrit stål i pri-
                    mærkredsløbet eller sekundærkredsløbet (f.eks. en rørbøjning, der udsættes for høje
                    spændinger) samt en ferritkomponent til dampgeneratorer (f.eks. rørsektioner).
                    I begge tilfælde gennemføres følgende programmer:
                    — krybningsforsøg med basismaterialer og svejste materialer efter langvarig var-
                         meeksponering og udmattelsesforsøg ved driftstemperaturer;
                    — disse forsøg gennemføres både for en komponent, hvis geometri og dimensio-
                         ner er repræsentative, og for det tilsvarende emne anvendt i forbindelse med et
                         karakteristisk program for overvågning af driftslevetiden;
                    — bestemmelse af residual styrkeegenskaber efter udmattelse, krybning eller var-
                         meeksponering;
                    — vurdering af komponenternes driftslevetid ved sammenholdelse af teoretiske
                         værdier og værdier udledt af resultaterne af overnnævnte forsøg.
               — Dynamisk analyse (for dette afsnit alene jf. punkt 1 .B.2.5)
                    — udvikling og forbedring af koder til brug ved konstruktion af store, tyndvæg-
                         gede tanke og rørsystemer, der fungerer under dynamiske belastninger (især
                         med henblik på vekselvirkningen væske/strukturer og udbøjningsproblemer);
                    — validering af ovennævnte koder ved forsøg: især med henblik på klarlæggelse
                          af virkningerne af dynamiske fænomener på repræsentative strukturer og
                          grænserne for disses belastningsevne.
               Koderne til vurdering af strukturopførsel under dynamisk belastning, dvs. også når der
               skal tages hensyn til vekselvirkningen væske/struktur, har i de seneste år nået et frem-
               skredent udviklingsstadium. Der er imidlertid behov for videreudvikling af koder og
               valideringsforsøg på skalamodeller for at forbedre modelleringen af visse specifikke
               aspekter, såsom stød mod reaktorens låg som følge af HCDA, modellering af strukturer
               inde i tanken og beskrivelse af udbøjningsfænomener.
               Gennem COVA-programmet og inden for rammerne af de forskellige samarbejdsaktivi-
               teter på internationalt plan bidrager FFC til fremme af udviklinger på dette område.
               Ligesom inden for andre aktivitetssektorer vil FFC spille en central rolle ved fastlæggel-
               sen af forskningsretningslinjer, således at det sikres, at bestræbelserne supplerer hinan-
               den.
        2.3.2. Udbredelse af strukturfejl
               — Residualspændingers og termiske spændingers indflydelse på dannelse og udbre-
                     delse af udmattelsesrevner i det elastiskplastiske område
 ---pagebreak--- Nr. C 250/44                         De Europæiske Fællesskabers Tidende                                    19.9.83
                      — undersøgelse of oprindelige årsager til revnedannelse (f.eks. svejsninger, ind-
                           kapslinger) og klassificering efter betydning;
                      — undersøgelser og forsøg vedrørende komponenters eller strukturens udmattel-
                           sesresistens.
                — Udbredelse af udmattelsesrevner
                      — undersøgelser og forsøg vedrørende udbredelse af revner gennem austenitstål-
                           rørs vægge under realistiske belastningsforhold. Vurdering af lækager gennem
                           revner og deres indflydelse på rørstrukturintegriteten (lækage før brud som kri-
                           terium).
                — Forsøg med store emner og modelstrukturer, der er repræsentative for store svejste
                      reaktorstrukturer, som har gennemgået karakteristiske reaktorbelastningsforløb,
                      f.eks.:
                      — biaksiale belastninger, kombinerede membran- og biaksialbelastninger, kombi-
                           nerede primære (mekaniske) og sekundære (termiske, residuelle) spændinger,
                           cykliske belastninger.
                Fællesskabets bidrag
                7,7 mio ECU.
           2.4. SIKKERHEDSASPEKTER VED NATRIUMTEKNOLOGI (jf- punkt l.B.2.3 og
                 l.B.2.6 i handlingsprogrammet)
                 Formål
                 Formålet med denne del af programmet er at undersøge de sikkerhedsmæssige aspekter
                ved anvendelsen af natrium som kølemiddel med henblik på fuld udnyttelse af dets
                gode kølemiddelegenskaber gennem en forbedret modellering af strømningen, særlig
                under fejlforhold, og videreudvikling af vurderingen af, hvilke konsekvenser det kan
                have, at der anvendes betydelige mængder natrium, som ved et uheld kan komme i kon-
                takt med luft, vand og beton.
                 Modellering af natrium-kølemidlets strømning (punkt 1 .B.2.3)
                 De forsøg, der i perioden 1978-1980 blev gennemført med LMFBR-prototyper, har hen-
                ledt opmærksomheden på varmebortledning ved naturlig konvektion og ført til udveks-
                 ling af synspunkter på internationalt plan om grænserne for denne proces' anvendelse.
                 Det skønnes, at den meget betydelige sikkerhedsmargen kan udvides yderligere ved en
                bedre modellering af strømningen, navnlig for så vidt angår store beholderkamre og blo-
                 kerede brændselsunderenheder.
                 De kogningsfænomener, der forekommer i en underenhed, kan i betydelig grad med-
                 virke til at fremme igangsætningen af den naturlige konvektion. De nye strømningsmo-
                 deller skal efterprøves eksperimentelt.
                 Den påtænkte forskning forventes at resultere i udarbejdelse af en kode, der på gyldigt
                 grundlag kan anvendes til udformning af LMFBR-kølesystemer, som er i overensstem-
                 melse med sikkerhedsnormerne.
                 Det fælles Forskningscenter formodes at fortsætte arbejdet vedrørende kogningsfæno-
                 mener i underenheder med rekonstruktion af de forhold, hvorunder bortledning af
                 varme ved fuld effekt og henfaldsvarme sker.
                  Natriums reaktioner med luft, vand og beton (1 .B.2.6)
                  En vurdering af de risici, der er forbundet med anvendelse af betydelige mængder
                  natrium, forudsætter et tilfredsstillende kendskab til konsekvenserne af natriums kon-
                  takt med luft, vand og beton under meget alsidige driftsforhold.
 ---pagebreak--- 19.9.83                            De Europæiske Fællesskabers Tidende                                   Nr. C 250/45
               Selv om der har været forsket i natriumbrande i nogen tid, findes der endnu ikke en
               generaliseret kode, som gør det muligt uden alt for stor konservatisme at beskrive de
               natriumpulverbrande og natriumpletbrande, der opstår i tanke af forskellige dimensio-
               ner. I forberedelsen af eksperimentalprogrammet indgår der en generel beskrivelse af
               potentielle skader som følge af brand opstået ved, at natrium trænger ind i et luftfyldt
               rum i pulveriseret form eller i form af en stråle. De parametre, der skal tages hensyn til,
               er følgende: omgivelsestemperatur, tryk- og sammensætningskarakteristika, tank-geo-
               metri, dispersionsgraden for natrium i stråleform eller pulveriseret form.
               I forbindelse med natrium/vand-reaktioner vil undersøgelsen navnlig dreje sig om at
               klarlægge, hvad det er, der sker, når natrium trænger ind i et vandbassin i et lukket luft-
               fyldt rum, f.eks. det rum, der omgiver dampgeneratorerne i en LMFBR. Det er vigtigt at
               få klarlagt hydrogen/oxygen-blandingers opførsel, eksplosionsgrænserne og de reaktio-
               ner, der opstår i gasformige blandinger, som er stærkt mættede med natriumoxidpartik-
               ler (eller hydroxider), virkningen af det af reaktionsprodukterne fremkaldte tryk på
               natrium/vand-reaktionshastigheden og på hydrogenforholdet samt virkningerne af de
               globale variationer i natrium/vand-forholdene, bassinets geometri, reaktionszonens
               form og blandingsmodellen.
               Det resultat, der søges opnået, er en kode, som giver mulighed for at beskrive dette
               meget komplekse scenario på en måde, som er tilstrækkelig tilfredsstillende til, at man
               kan vurdere risiciene for strukturforringelse og natriumfrigørelse.
               Arbejdet vedrørende natrium/beton-reaktioner tager sigte på at klarlægge strukturpene-
               trationsforholdene. Der vil blive gennemført en eksperimentel undersøgelse af ubeskyt-
               tet beton og beton med en defekt beskyttelsesbeklædning af stål og udarbejdet en model
               på grundlag af betonens vandindhold, betontemperaturerne og temperaturerne i
               natrium-beskyttelsesbeklædningen samt trykket.
                Det i dette afsnit omhandlede arbejde vedrører udelukkende natrium, idet der ses bort
                fra natrium/brændsels-blandinger. En beskrivelse af aerosolopførslen efter en natrium-
               brand indgår i afsnittet vedrørende fissionsprodukters vandring som følge af den rolle,
                aerosolet spiller som flokkuleringsmedium med hensyn til radioaktivitet.
                 Aktiviteter
        2.4.1.   Modellering af natrium-kølemidlets strømning (punkt 1 .B.2.3)
                — Forbedring af modelleringen af naturlig konvektion og natriumkogning under reak-
                      torstandsning. Der vil blive lagt særlig vægt på beskrivelse af varmeoverførslen
                      mellem kerne og mellemvarmeveksler, temperaturfeltet i den øvre del af tanken
                      samt det ydre varmedræns og mellemvarmevekslerens nyttevirkning;
                 — validering af ovennævnte modeller;
                 — validering af koder til beskrivelse af køling af normale, beskadigede og blokerede
                      underenheder under følgende forhold:
                      — let forceret strømning,
                      — naturlig konvektion,
                       når reaktoren er standset.
                       Denne aktivitet forventes nøje samordnet med FFC's arbejde vedrørende natrium-
                       kogning.
        2.4.2.   Natriums reaktion ved kontakt med luft, vand og beton (punkt 1 .B.2.6)
                 — Eksperimentalundersøgelse og medellering af natriumbrande fremkaldt af natrium-
                       pulveriseringer eller-stråler;
 ---pagebreak--- Nr. C 250/46                       De Europæiske Fællesskabers Tidende
                — eksperimentalundersøgelse af natrium/vand/luft-reaktionerne i et lukket rum med
                     henblik på udvidelse af arbejdet til at omfatte en undersøgelse af eksplosionsgræn-
                     serne for hydrogen/oxygen-blandingen ved tilstedeværelse af en tæt blanding af
                     damp og natriumaerosoler;
                — udvikling af en endimensional global model;
                — eksperimentalundersøgelse og modellering af natriums reaktion ved tilstedeværelse
                     af ubeskyttet beton og beton dækket af en defekt beskyttelsesbeklædning af stål.
                Fællesskabets bidrag
                3,8 mio ECU.
           2.5. REAKTORFORSØG TIL UNDERSØGELSE AF BRÆNDSLETS TRANSIENTE
                OPFØRSEL OG FÆNOMENER, DER OPTRÆDER EFTER UHELD Q'f. punkt
                l.B.2.3 og l.B.2.4 i handlingsprogrammet)
                Formål
                Brændslets transiente opførsel
                Kendskab til brændslets transiente opførsel er af afgørende betydning for klarlæggelse
                af brændselsforstyrrelser og påfølgende uheldsudvikling. Der findes adskillige koder til
                detaljeret beskrivelse af brændslets opførsel under normale driftsforhold, men koderne
                for brændslets transiente opførsel har endnu ikke nået samme avancerede niveau. Det
                skyldes navnlig, at brændslets opførsel inden forstyrrelsen er af mindre betydning for
                analysen af de hypotetiske uheld på grund af kernedislokering, som bestræbelserne over
                en længere periode i hovedsagen har været rettet mod. Idet der lægges stadig større vægt
                på en mere realistisk vurdering af uheld, opprioriteres de fænomener, der går forud for
                forstyrrelsen.
                Generelt set er de hidtil udviklede koder for brændslets transiente opførsel blevet vali-
                deret ved udnyttelse af resultater fra forsøg, der er udført med pulserede reaktorer af
                typen CABRI eller TREAT. Størstedelen af disse forsøg simulerer relativt hurtige transi-
                ente fænomener, der svarer til uheld ved strømningstab eller overeffekt, og som giver sig
                udslag i brændselsstav-forstyrrelser. Der er behov for yderligere forsøgsdata for lang-
                sommere transiente fænomener. Det foreslås at gennemføre langsomme transiente over-
                effekt-forløb i HFR-reaktoren i Petten, hvor der tidligere er gennemført tilsvarende
                forsøg med strømningstab. HFR-reaktoren er særlig velegnet til transiente forløb for
                enkeltstave med effekt-fordoblingstider på fra 1 til 10 sekunder. Reaktoren kan forud-
                konditionere brændselsstavene i en vis tid ved nominel effekt, inden det transiente fæno-
                men udiøses.
                Den til forsøgene nødvendige loop findes allerede. ECN, Petten, har også de faciliteter,
                der er nødvendige til gennemførelse af de efterbestrålingsundersøgelser, som denne type
                forsøg kræver.
                 Ekspertgruppen »Whole Core Accident Codes» (WAC) (koder for uheld omfattende
                hele kernen) under arbejdsgruppen vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed (SWG) har
                understreget nødvendigheden af at forbedre modelleringen af brændselselementet.
                 WAC-gruppen har også anbefalet videreudvikling af en af de eksisterende koder for
                 brændselsopførsel, således at den kan komme til at indgå i den europæiske uheldskode
                 (EAC), som for tiden er under udvikling ved ISPRA-anlægget.
                 De første kontakter mellem medlemsstaterne har vist, at de forsøg, der forudses med
                 HFR-reaktoren, er af generel interesse. Udvekslingen af synspunkter i arbejdsgruppen
                 vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed har ført til samme konklusion.
                 Fænomener, der optræder efter uheld
                 Der forudses to typer reaktorforsøg: de drejer sig om henholdsvis tab af varmedræn ved
                 henfaldsvarme-effekt og et lokalt underenhedsuheld. Disse forsøg tager i hovedsagen
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                           De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     Nr. C 250/47 "
                 sigte på undersøgelse af materialeforskydningsfænomener og fragmenternes afkølings-
                 potentiel in situ.
                 a)   Tab af v a r m e d r æ n
                      Nylige risikoundersøgelser har vist, at det ikke er muligt helt at udelukke tab af var-
                      medræn efter en reaktorstandsning. Man kan forestille sig situationer — givne
                      standsninger efter jordrystelser — hvor sandsynligheden for tab af varmedræn lig-
                      ger i størrelsesordenen 10-7/år. Det foreslås at gennemføre et forsøg til undersø-
                      gelse af kernens opførsel under sådanne forhold, især med henblik på materialefor-
                      skydning og brændsels-»komprimering»
                 b)   Lokalt u n d e r e n h e d s u h e l d
                      Når der opstår et uheld med en underenhed, er materialernes bevægelse og gensi-
                      dige påvirkning afgørende for, om skaderne breder sig til nabounderenheder.
                      Udbredelsen kan skyldes en mekanisk belastning af heksagonalrøret efter en tryk-
                      forøgelse forårsaget af en brændsels/kølemiddel-vekselvirkning og et termisk
                      angreb. Det termiske angreb afhænger af en række fænomener, f.eks. isolering af
                      heksagonalrørets væg med størknet brændsel og mulighederne for køling af det
                      beskadigede brændselsknippe.
                      De påtænkte forsøg drejer sig om brændselselementets smeltning, blokeringsdan-
                      nelser og smeltebadets opførsel.
                  Aktiviteter
          2.5.1.  Brændslets transiente opførsel (punkt 1 .B.2.3)
                  Det forudses over en toårig periode at iværksætte følgende aktiviteter: 1. definition af et
                  detaljeret forsøgsprogram til gennemførelse i HFR-reaktoren, som er mest velegnet til
                  opfyldelse af medlemsstaternes behov i forbindelse med iværksættelse af et udviklings-
                  program for hurtige reaktorer, samt 2. gennemførelse af en første række forsøg.
                  Erfaringerne fra programmets forberedelsesfase og den første række forsøgsresultater
                  skulle kunne danne grundlag for en afgørelse om gennemførelse af et mere omfattende
                  bestrålingsprogram i de efterfølgende år.
          2.5.2.  Fænomener, der optræder efter uheld (punkt l.B.2.4)
                  a)   Tab af v a r m e d r æ n
                       Der forudses gennemført en simulering af et tab-af-varmedræn-uheld i et brænd-
                       selsknippe med 37 stave, med en formindskelse af kølemidlets strømning som
                       udgangspunkt og en langsom brændselsstavnedsmeltning som afslutning. Indkaps-
                       lingernes forskydning og brændslets komprimering er af særlig betydning i smelt-
                       ningsfasen.
                       Forudgående undersøgelser har vist, at BR2-reaktoren ved CEN i Mol er velegnet
                       til sådanne forsøg. I denne reaktor er der tidligere gennemført forsøg med lokal
                       blokering, som har været kronet med held (forsøg MOL 7 C).
                  b)   Lokalt u n d e r e n h e d s u h e l d
                       Der forudses to forsøgsrækker, hvoraf den ene skal gennemføres med BR2-reakto-
                       ren og den anden med SCARABEE-reaktoren.
                       Ved forsøgene i BR2-reaktoren vil man undersøge en fuldstændig uheldssekvens
                       med en lokal blokeringsdannelse som udgangspunkt og frem til en underenheds
                       smeltning, smeltebadsdannelse og termisk forplantning til naboenheder. Ud over
                       de fænomenologiske aspekter skulle simuleringen af den generaliserede uheldsse-
 ---pagebreak---                                                                                                   \
Nr. C 250/48                          De Europæiske Fællesskabers Tidende                                            19. 9. 83
                       kvens give oplysninger om uheldets udviklingsfase, som kan spille en væsentlig
                       rolle ved vurderingen af mulighederne for opdagelse af et lokal uheld. Der påtæn-
                       kes gennemført forsøg med et enkelt brændselsstavknippe og derefter med to afsnit.
                       af to brændselsknipper.
                       Tilsvarende forsøg foreslås gennemført under SCARABEE-programmet og begræn-
                       set til undersøgelse af et smeltebads opførsel og dets afkølingsmuligheder. Betyd-
                       ningen af forsøg vedrørende et enkelt fænomen ligger i mulighederne for at opnå,
                       at det bliver lettere at variere specifikke parametre (f.eks. U0 2 , rustfrit stål, fissions-
                       produktforhold) og at videreudvikle måleudstyret. De to forsøg (BR2 og SCARA-
                       BEE) supplerer således hinanden.
                 På baggrund af:
                 — at den samlede gennemførelse af de foreslåede forsøg forudsætter, at der anvendes
                       relativt store finansielle midler,
                 — at de tekniske gennemførlighedsundersøgelser ikke er afsluttet for alle de påtænkte
                       forsøg (BR2, SCARABEE delvis)
                 foreslås der en forberedelsesfase på to år, i løbet af hvilken man med nationale eksper-
                 ters bistand kan klarlægge enkelthederne omkring gennemførelsen af forsøgene. Der vil
                 i givet fald blive iværksat yderligere gennemførlighedsundersøgelser.
                 I denne periode påtænkes SCARABEE-reaktoren anvendt til gennemførelse af to for-
                 søg, og HFR-reaktoren til en første forsøgsrække.
                 Omkring slutningen af 1985 skal der tages stilling til endnu et SCARABEE-forsøg og
                 videreførelse af HFR- og BR2-programmerne på grundlag af andet forberedelsesar-
                 bejde.
                  Fællesskabets bidrag
                 4,8 mio ECU.
            2.6. FISSIONSPRODUKTERS VANDRING (jf. punkt l.B.2.6. i handlingsprogrammet)
                  Formål
                  Denne del af programmet drejer sig om beskrivelse af radioaktive materialers fordeling
                 efter et alvorligt uheld, vurdering af indeslutningen og udvikling af de kildebegreber,
                 som er nødvendige til de koder, der anvendes ved beregning af eventuel påfølgende
                 skade uden for anlægsområdet. Selv om der sjældendt opstår fare med hensyn til inde-
                  slutningen, forudsætter risikoanalysen realistiske kildebegreber. Udformningen af inde-
                  slutnings- og efteruheldsovervågningssystemer forudsætter realistiske interne fordelin-
                  ger.
                  For at opnå en sådan realisme må man undgå overdreven konservatisme og tage hensyn
                  til fænomener, som medvirker til at afdæmpe følgerne af et uheld, f.eks. de reduktioner
                  af kemisk potential, som skyldes dannelse, absorption og opløsning af forbindelser, og
                  den mobilitetsformindskelse, der skyldes aerosolkondensation og -agglomerering. Man
                  må endvidere fra andre dele af programmet eller andetsteds i øvrigt hente realistiske
                  temperaturer og beskrivelser af, hvordan og hvornår overbelastede fissionsproduktbarri-
                  erer svigter. På den anden side må ønsket om en mere mekanistisk fremgangsmåde i
                  analysen af uheldskonsekvenser ikke forveksles med et krav om høj præcision. En
                  væsentlig fare for indeslutningsuheld må fortsat høre til sjældenhederne.
                  Arbejdsgruppen vedrørende sikkerhed (SWG) og undergruppen vedrørende indeslut-
                  ning (CONT) har siden 1978 undersøgt visse problemer i forbindelse med fissionspro-
                  dukters vandring og indeslutning og ladet iværksætte undersøgelser, som skulle danne
                   grundlag for den videre fastlæggelse af deres arbejdsprogrammer.
 ---pagebreak--- 19. 9. 83                     De Europæiske Fællesskabers Tidende                                     Nr. C 250/49
          Det er på baggrund af disse undersøgelser, at vi fremhæver betydningen af tidsinterval-
          ler, selv mindre, mellem påvirkning af indeslutningen og et eventuelt uheld. Udvælgel-
          sen af aktiviteter forventes i øvrigt baseret på en pilotundersøgelse, hvorved omfanget af
          kemiske vekselvirkninger mellem fissionsprodukter og andre materialer i en LMFBR
          søges klarlagt.
          For at drage størst mulig nytte af den teknologiske viden, der er opnået i forbindelse
          med studiet af termiske reaktorer, må der i LMFBR-programmet nødvendigvis lægges
          vægt på aktiviteter, som hænger sammen med natriums tilstedeværelse som kølemiddel
          og natriumoxids tilstedeværelse som fissionsproduktbærer i sekundærindeslutningen.
          Vurdering af termokemiske grunddata, anvendelse af fasesammensætningsanalyse samt
          studium af de mere fundamentale aspekter af aerosolfysikken er almindelige aktiviteter.
           Med iværksættelsen af dette program sigtes der mod udvikling af en eller flere god-
          kendte koder til beskrivelse af den teoretiske radioaktivitetsfordeling efter et alvorligt
          uheld samt et anbefalelsesværdigt sæt inddata og kildebegreber til analyse af et uhelds
          konsekvenser uden for anlægsområdet.
           Aktiviteter
          — Definition af et samlet sæt termodynamiske data for de materialer, der er til stede
                efter smeltning af en LMFBR-kerne ved HCDA, med henblik på beregning af fissi-
                onsprodukternes frigørelseshastigheder og analyse af kompatibilitetsproblemer
                vedrørende smeltemasse og indeslutning.
                Denne aktivitet omfatter teoretisk analyse, eksperimentel efterprøvning af fasedia-
                grammer og eksperimentel efterprøvning af fordampningshastigheder for stoffer,
                der er af strålingsmæssig betydning, og som indeholder f.eks. plutonium, højere
                aktinider, iod, caesium eller ruthenium.
                Derudover indebærer beskrivelsen af reaktionerne mellem de smeltede kernemate-
                rialer og beton kendskab til reaktionshastighederne.
                Forsøgene med henblik på indsamling af ligevægtsdata vil omfatte visse kinetiske
                data for veldefinerede materialer. Der forudses dog også en vurdering af de eksiste-
                rende data vedrørende uran/beton-reaktioner og supplerende forsøg vedrørende
                uran/plutonium-blandinger samt mere komplekse blandinger i det omfang, det
                skønnes nødvendigt.
          — Radioaktivitetsfordeling i en LMFBR-reaktors primærkredsløb under og efter et
                alvorligt kerneuheld.
                Dette arbejde omfatter fordelingen af aktivitet mellem brændsel, smeltematerialer
                (inkl. natrium) og gasfaser, såsom bobler og kappegasser.
                Det ønskede resultat er en model til beskrivelse af den hastighed, hvormed radioak-
                tiviteten forlader primærkredsløbet gennem revner, der f.eks. kan opstå i lågets
                tykke og relativt komplekse struktur. Da visse lækage-veje kan være ret lange, kan
                det blive nødvendigt at tage hensyn til fordelingen af radioaktivitetstyperne i læka-
                gen.
                 Udviklingen af de eksisterende modeller vil blive fortsat, efterhånden som der bli-
                ver flere forsøgsdata til rådighed. De aerosolkoder, der skal valideres (jf. nedenfor),
                skal tilpasses beskrivelsen af boblesystemer med bevægelige grænser. Der skal gen-
                nemføres forsøg vedrørende overførsel af radioaktivitetstyper fra varme bobler til
                 natrium efter sammenlignende undersøgelser med henblik på samordning med de i
                medlemsstaterne igangværende aktiviteter.
           — Radioaktivitetsfordeling i sekundærindeslutningen.
                 Arbejdet koncentreres om aerosoler, som er de vigtigste radioaktivitetsbærere, og
                 om vurdering af temperatur- og trykvariationer under uheld.
 ---pagebreak--- Nr. C 250/50                        De Europæiske Fællesskabers Tidende                                      19. 9. 83
                      En nærmere klarlæggelse af temperatur- og trykvariationerne forudsætter yderligere
                      modellering af natriumbrande (jf. programdelen »Sikkerhedsaspekter ved natrium-
                      teknologi«) og efterfølgende varmeoverførsel til de disponible varmedræn. Oven-
                      nævnte programdel omfatter eksperimentel efterprøvning af kinetiske koder for
                      natriumbrande. Ved flere af disse forsøg vil der blive tilvejebragt data, som kan
                      anvendes til efterprøvning af de aerosolkoder, medlemsstaterne allerede er begyndt
                      at udvikle.
                      Den fremtidige udvikling af aerosolkoder forventes at omfatte:
                     — udarbejdelse af moduler til beskrivelse af hypertætte aerosoler,
                     — dæmpningsfænomener, der opstår i lækagevejene,
                     — fornyet undersøgelse af de fundamentale ligninger, der indgår i beskrivelsen af
                           agglomerering, tyngdefældning og partikelform,
                     — eventuel videreførelse af forsøgene med henblik på efterprøvning af, hvorvidt
                           modelleringen af aerosolsammensætningsændringer som følge af kildesam-
                           mensætningsændringer er korrekt, når der har været mulighed for at foretage
                           en kritisk analyse af det seneste arbejde på dette område.
                           LMFBR-aerosolkoderne har meget til fælles med de koder, der anvendes til
                           analyse af LWR-uheld.
                 — Vurdering af LMFBR-indeslutninger.
                      Denne aktivitet kombinerer resultaterne af ovennævnte aktiviteter med en beskri-
                     velse af indeslutningsstrukturer, lukninger, materialer og luftrensningssystemer,
                     hvorved det bliver muligt at tilvejebringe de kildebegreber, der er nødvendige til
                      vurdering af skade uden for anlægsområdet.
                      De scenarier, der skal tages i betragtning, omfatter svigt af indeslutningssystemer
                      og om nødvendigt strukturer.
                  Fællesskabets bidrag
                 2,9 mio ECU.
            2.7. SMELTEDE MATERIALERS BEVÆGELSE OG VEKSELVIRKNING (jf- punkt
                 l.B.2.4 i handlingsprogrammet)
                 Formål
                 Når LMFBR-uheld medfører alvorlige brændselsbeskadigelser, påvirker smeltemateria-
                 lernes bevægelse og vekselvirkninger med kølemidler og reaktorstrukturerne i væsentlig
                 grad den senere uheldsudvikling. Sker det f.eks., at tilstrækkelige mængder smeltet
                 brændselsmateriale udstødes fra kerneområdet under et alvorligt uheld, kan reaktoref-
                 fekten reduceres til nulpunktet, inden større kernedele bliver berørt. Føres på den anden
                 side fissile materialer ind i kerneområder med et højere reaktivitetsniveau, kan reaktor-
                 effekten blive forøget i en sådan grad, at hele kernen berøres, hvilket eventuelt kan med-
                 føre dens desintegration. Det bør bemærkes, at disse scenarier er baseret på den hypo-
                 tese, at nødstopsystemerne er uvirksomme, hvorfor de får en meget lav sandsynligheds-
                 grad.
                  Det følger heraf, at der i alle faser af et uheld, som medfører alvorlig brændselsbeskadi-
                  gelse, må tages hensyn til materialebevægelserne. På grund af de mange, relativt kom-
                  plekse medvirkende fænomener er der behov for en ret avanceret matematisk modelle-
 ---pagebreak--- 19.9.83                      De Europæiske Fællesskabers Tidende                                  Nr. C 250/51
        ring. Udveksling af energi, masse og moment mellem de forskellige komponenter (stål,
        brændsel, kølemiddel, fissionsprodukter) samt faser (fast, flydende, gasformig) er af
        afgørende betydning. Disse faktorer har f.eks. indflydelse på den termiske energis
        omdannelse til mekanisk energi, som igen er afgørende for kerne- og indeslutningsstruk-
        turernes belastning og eventuelle svigt. Smeltematerialers angreb på kernestrukturerne
        er en anden mulig faktor, der kan være medvirkende til struktursvigt.
        I de indledende uheldsfaser er sådanne fænomener som smeltematerialers størkning af
        betydning, for så vidt som de blokeringer, der danner sig, medvirker til at reducere eller
        standse udtømningen af brændselsmaterialer fra kernen til beholderkammeret.
        Selv om der både i medlemsstaterne og USA gøres en stor indsats med hensyn til
        modellering af smeltematerialers bevægelse og vekselvirkning, har de hidtidige resulta-
        ter ikke været præget af en fuldt tilfredsstillende »realisme«. Generelt set går man ud fra
        »konservative« hypoteser, som medfører meget store frigørelser af mekanisk energi ved
        uheld med strømningstab og transient overeffekt. Disse meget store energifrigørelser
        betragtes nu som fysisk umulige.
         En mere realistisk beskrivelse af disse fænomener, som er hovedmålet for den foreslå-
         ede forskning, vil give mulighed for at gøre op med en overdreven konservatisme.
         Ud over at en fællesskabsaktion vil være et direkte bidrag til forskningen på dette
         område, vil den også kunne fremme en harmonisering af de igangværende bestræbelser
         og stimulere udvekslingen af information mellem de lande, der har arbejde i gang på
         dette område.
         FFC's nuværende arbejde samt aktiviteterne under det kommende flerårige program
         vedrørende udvikling af EAC, forbedring og validering af SIMMER-koden, FCI, plug-
         ging- og frysningsfænomener og bortledning af varme efter uheld udgør et værdifuldt
         grundlag for en mere omfattende fællesskabsaktion.
         Ekspertgrupperne WAC (Whole Core Accident Codes) og CONT (Containment Loa-
         ding and Response) under arbejdsgruppen vedrørende hurtige reaktorers sikkerhed
         (SWG) har begge på nært hold fulgt de igangværende programmer på det beskrevne
         område og fremsat forslag til fremtidige aktiviteter.
         Aktiviteter
         — Definition af et samlet sæt termofysiske og termomekaniske data for materialer, der
              er relevante for analysen af alvorlige uheld.
         — Udvikling og validering af koder til behandling af multifase- og multikompo-
              nentfænomener.
         — Eksperimentel undersøgelse af specifikke problemer i forbindelse med smeltemate-
              rialer, f.eks. udstødning fra kernen, vekselvirkning med reaktorstrukturer.
          Fællesskabets bidrag
         6 mio ECU.