Entwicklung von Messtechnik zur Beprobung kontaminierter Betonstrukturen im Sicherheitsbehälter von Druckwasserreaktoren während des Kraftwerksrückbaus (KOBEKA)


Entwicklung von Messtechnik zur Beprobung kontaminierter Betonstrukturen im Sicherheitsbehälter von Druckwasserreaktoren während des Kraftwerksrückbaus (KOBEKA)

Bertram, W.; Hampel, U.; Anthofer, A.; Dirk Döhler, D.; Herrmann, M.; Jansen, S.; Kahle, P.; Kormoll, T.; Kosowski, K.; Lösch, H.; Mechtcherine, V.; Nurjahan, T.; Rauf, A.; Reinecke, A.-M.; Schleicher, E.; Schröfl, C.; Werner, T.

Abstract

Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden tief eingedrungene Kontaminationen im unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, der so genannten Betonkalotte, vorgefunden. Diese waren durch Primärkreiswasser aus verschiedenen Systemen während des Anlagenbetriebes eingetragen worden. Das Durchdringen der wasserabweisenden Dekontaminationsbeschichtung und die weitere Ausbreitung entlang von Arbeitsfugen hatten zu großräumiger Kontamination in der Größenordnung des bis zu 100-fachen der Freigabewerte geführt. Durch fehlende Detailkenntnisse zur Kontaminationsverteilung gestaltete sich der Rückbau erheblich zeit- und kostenaufwändiger als ursprünglich veranschlagt. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem andere Kernkraftwerke in Deutschland und weltweit betrifft.
Die Beprobung des Betons mittels Kernbohrungen ist durch erschwerte Zugänglichkeit des Beprobungsortes, baustatische Randbedingungen und Kosten eingeschränkt. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Wegen der schlankeren Bohrlöcher können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die strukturelle Integrität des Reaktorgebäudes in unannehmbarem Maße zu schwächen. Allerdings fehlt es dann an Bohrkernen für eine Analytik. Das Vorhaben KOBEKA (gefördert durch das BMBF im Rahmen des Förderkonzeptes „FORKA - Forschung für den Rückbau kerntechnischer Anlagen“) beschäftigt sich daher mit der Entwicklung innovativer Messtechnik zur Beprobung und in-situ Messung in solchen schlanken Bohrlöchern. Entwickelt werden Technologien zur Detektion von Kontaminationen und zur Bestimmung des Nuklidvektors. Weiterhin sollen Feuchte und Porosität der Betonmatrix sowie die Präsenz von Borverbindungen ermittelt werden. Die Kenntnis der Porosität dient der Bestimmung der Lage von Arbeitsfugen, die Kenntnis des Feuchte- und Borgehalts geben Evidenz über eingedrungenes Primärkreiswasser. Zusätzlich ist die hydraulische Permeabilität zwischen verschiedenen Bohrungen von Interesse, um mögliche Transportwege über Arbeitsfugen zu identifizieren und damit die Beprobungsplanung zu unterstützen. Ebenfalls werden Werkzeuge zur Kartierung und elektronischen Dokumentation der Befunde entwickelt.

Keywords: Rückbau von Kernkraftwerken

Beteiligte Forschungsanlagen

  • TOPFLOW-Anlage
  • Beitrag zu Proceedings
    KONTEC 2023: Internationales Symposium „Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle“, 30.08.-01.09.2023, Dresden, Deutschland
  • Vortrag (Konferenzbeitrag)
    KONTEC 2023: Internationales Symposium „Konditionierung radioaktiver Betriebs- und Stilllegungsabfälle“, 30.08.-01.09.2023, Dresden, Deutschland

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-37656