Sicherheitsaspekte bei längerfristigem Betrieb deutscher Kernkraftwerke. Heinz Liemersdorf, GRS 25. Februar 2010

Transkript

1 Sicherheitsaspekte bei längerfristigem Betrieb deutscher Kernkraftwerke Heinz Liemersdorf, GRS 25. Februar 2010

2 Sicherheitsaspekte bei längerfristigem Betrieb deutscher Kernkraftwerke Übersicht Einführung Blick ins Ausland Konzeptionelle Überlegungen Effektives Alterungsmanagement Erweiterte Sicherheitsanforderungen Technische Verbesserungen Sicherheitsanalysen Innovative Verbesserungsmöglichkeiten Schlussfolgerungen

3 Sicherheitsaspekte bei längerfristigem Betrieb deutscher Kernkraftwerke Einführung Entwicklungen zur Stromversorgung durch Kernkraftwerke im Ausland Neubau von Anlagen Verlängerung der Laufzeiten in Betrieb befindlicher Anlagen Situation in Deutschland Vereinbarter Ausstieg aus der Nutzung der Kernenergie (Brückentechnologie) Beantragte Strommengenübertragungen zum längerfristigen Betrieb älterer Anlagen wurden bisher nicht genehmigt Neue Bundesregierung beabsichtigt über einen längerfristigen Betrieb neu zu verhandeln Zukünftige Regelungen für einen längerfristigen Betrieb aus der Sicht der GRS Aufgabe der Politik Voraussetzung: Erweiterte Sicherheitsanforderungen Nutzung der Fachkompetenz der GRS zur Konkretisierung sicherheitstechnischer Anforderungen

4 Blick ins Ausland Betriebsdauer von Kernkraftwerken im weltweiten Vergleich Anzahl KKW Deutschland Europa Jüngstes KKW GKN-2 (21 J.) Civaux-2 (11 J., Frankreich) Ältestes KKW Biblis A (36 J.) Oldbury-A1 (43 J., Großbritannien) Anzahl KKW in Europa Anzahl KKW in Russland Anzahl KKW in USA Betriebsjahre KKW

5 Blick ins Ausland Anzahl von KKW der USA mit und ohne Laufzeitverlängerung Anzahl KKW Verlängerte Genehmigung Normale Genehmigung

6 Blick ins Ausland Sicherheitstechnische Bedingungen für Laufzeitverlängerungen In der Mehrzahl haben ausländische KKW begrenzte Laufzeiten Sicherheitstechnische Betrachtungen spielen bei allen Verfahren für Laufzeitverlängerungen eine wichtige Rolle Sicherheitsphilosophie und Vorgehensweisen teilweise sehr unterschiedlich Ansatz A (z. B. USA, Mexiko) Keine Verschlechterung der ursprünglichen sicherheitstechnischen Genehmigungsbasis Keine PSÜ während der genehmigten Betriebsdauer erforderlich Systematische und umfangreiche Untersuchungen mit den Schwerpunkten Alterungsmanagement und Umweltverträglichkeit im Verfahren Ansatz B (z. B. Schweiz, Japan) Spiegelung des aktuellen Anlagenzustands am Stand von W&T Erhebliche Bedeutung der PSÜ und der Betriebserfahrungen Spezielles Alterungsmanagement mit gezielten Instandhaltungsstrategien

7 Konzeptionelle Überlegungen (1) Prinzipielle Betrachtungen Alle deutschen KKW haben ein Sicherheitsniveau, das ihren heutigen Betrieb nicht in Frage stellt Alterungseinflüsse dürfen nicht zu einer Reduzierung der Sicherheit führen Sicherheitstechnische Auslegung sollte in angemessener Weise an den jeweiligen Stand von W&T herangeführt werden Basis: aktuelle SÜ, Höhe und Ausgewogenheit des Sicherheitsniveaus Maßstäbe: Deterministik, Probabilistik, geplante Laufzeit Einflüsse: Realisierbarkeit, Genehmigungssituation, Regelwerk, Ökonomie Risikobetrachtungen Durch sicherheitstechnische Verbesserungen soll das Risiko für die Bevölkerung weiter verringert werden Stärkere Rolle der Probabilistik, Bedeutung von Zielwerten Methodische Voraussetzungen an die PSA

8 Konzeptionelle Überlegungen (2) Arbeitshypothese Sicherheitstechnische Erweiterungen sollten mit der Dauer eines längerfristigen Betriebs korrelieren Fragen: Zeitfenster Zeitliche Abstufungen Ab wann sollte das Konzept greifen? Einheitlich oder anlagenspezifisch? Erkenntnisse SÜ oder SÜ+, Verhältnismäßigkeit von Maßnahmen? Nachhaltigkeit von Vereinbarungen und Regelungen Entscheidungsfeld von Politik und Behörden * auf Strommengenbasis verlängerte Betriebsjahre Anforderungen a Jahre* b Jahre* c Jahre* Management x x x Auslegung/deterministisch x x Auslegung/probabilistisch x x Spezielles x x

9 Konzeptionelle Überlegungen (3) Grundlegende Ausrichtung von Maßnahmen in Deutschland Effektives Alterungsmanagement + Erweiterte Sicherheitsanforderungen Technische Nachrüstungen Sicherheitsanalysen + Innovative Verbesserungsmöglichkeiten

10 Effektives Alterungsmanagement Technische Alterungseffekte Materialveränderungen, Ermüdung, korrosive, abrasive und erosive Prozesse RDB-Versprödung für deutsche KKW unkritisch Schwerpunkte: Rohrleitungen, Sicherheitsbehälter, Kabel, elektro- und leittechnische Bauteile Besondere Anforderungen an die Managementsysteme Neue KTA 1403 gibt grundlegende Anforderungen vor Anforderungen der IAEA Empfehlung der GRS Systematische anlagenspezifische Identifizierung alterungsrelevanter Komponenten Entwicklung spezieller Prüf- und Instandhaltungsprogramme für diese Komponenten Stärkere Realisierung anforderungsgerechter Prüfbedingungen Systematische Auswertung ausländischer Betriebserfahrungen mit Laufzeitverlängerungen durch die deutschen Betreiber

11 Erweiterte Sicherheitsanforderungen Technische Verbesserungen (1) Vorhandene Wissensbasis führt zu vielfältigen Vorschlägen (Maßnahmen) Themenbezogene und auf Sicherheitsebenen bezogene Zuordnung generischer Maßnahmenkatalog Notwendigkeit anlagenspezifischer Prüfungen/Festlegungen mit deterministischen und probabilistischen Bewertungen Deterministisch: Stand v. W&T; spezielle Maßnahmen (Schutz Reaktorgebäude) Probabilistisch: Keine normativen Zielwerte in Deutschland vorhanden IAEA-Empfehlungen (INSAG-3) für ältere und (neue) Anlagen: KS < 10-4 (10-5 )/a, frühe Freisetzung < 10-5 (10-6 )/a Bedarf für methodische Ansätze probabilistischer Anforderungen

12 Erweiterte Sicherheitsanforderungen Technische Verbesserungen (2): Methodische Ansätze zur Probabilistik Bewertung der Ausgewogenheit Einhaltung von absoluten probabilistischen Zielwerten t 0 : Startzeitpunkt t 1 : Nachweiszeitpunkt t 2 : Erfüllungszeitpunkt h: aktuelles PSA-Ergebnis h * : probabilistische Zielvorgabe Risikokonstanz über die verlängerte Betriebszeit Summe der Häufigkeiten von Kernschäden pro Jahr aus der PSA Einzelbeiträge der Nichtverfügbarkeit von Systemfunktionen t 0 : Startzeitpunkt t 1 : Zeitpunkt technischer Verbesserung t 2 : Ende der akzeptierten Betriebszeit t 3 : Endzeitpunkt h 1 : aktuelles PSA-Ergebnis h 2 : PSA-Ergebnis nach technischer Verbesserung R = h 1 t 2 R* = h 1 t 1 + h 2 ( t 3 t 1 ) R = R*

13 Erweiterte Sicherheitsanforderungen Technische Verbesserungen (3): Beispiele Technische Verbesserungsvorschläge nach Sicherheitsebenen (Beispiele) Ebenen 1/2: Zusätzliches Beckenkühlsystem, eigenes An- und Abfahrsystem Ebene 3: Automatisierung von Sicherheitsfunktionen bei Mitte-Loop-Betrieb, Zusatzboriersystem Ebene 4: Diversitäre Füllstandsmessung bei SWR (ggf. auch in Ebene 3), Implementierung SAMG

14 Erweiterte Sicherheitsanforderungen Technische Verbesserungen (4) Bsp. technischer Verbesserungsvorschlag: Diversitäre Füllstandsmessung SWR Messumformer Reaktordruckbehälter-Füllstandsmessung (Reaktorschutz) Empfehlung der GRS Vorlage einer Anforderungsmatrix in Abhängigkeit von der Dauer eines längerfristigen Betriebs Anlagenspezifische Umsetzung erfahrungsbasierter Verbesserungsvorschläge anhand deterministischer Festlegungen und probabilistischer Kriterien

15 Erweiterte Sicherheitsanforderungen Sicherheitsanalysen Sicherheitsanalysen zur Beherrschbarkeit von Störungen, Störfällen und auslegungsüberschreitenden Ereignissen Wesentliche Entwicklungen zum Stand von W&T (Vollständigkeit, Aktualität von Parametern, Randbedingungen und Methoden) Internationale Anforderungen z. B. Aktualität des Sicherheitsberichtes Wirksamkeitsbetrachtungen für anlageninterne Notfallmaßnahmen Empfehlung der GRS Überprüfung aller Sicherheitsanalysen zur Beherrschbarkeit von Störungen und Störfällen sowie zu auslegungsüberschreitenden Ereignissen im Hinblick auf den heutigen Stand von W&T Analysen, bei denen die längere Betriebsdauer einen wesentlichen Einfluss auf das Ergebnis hat, sollten zeitnah aktualisiert und ggf. ergänzt werden. Für längere Betriebsdauer: Living PSA

16 Innovative Verbesserungsmöglichkeiten (1) Überlegungen Blick auf neue Reaktortypen und deren sicherheitstechnische Weiterentwicklung: Maßnahmen zur Beherrschung multipler (redundanzübergreifender) Ausfälle im Sicherheitssystem, z. B. durch diversitäre bzw. passiv wirkende Einrichtungen Maßnahmen zur Beherrschung eines größeren Kernschadens Bei in Betrieb befindlichen Anlagen unmittelbar nicht oder schwierig realisierbar Innovative Verbesserungsmöglichkeiten mit Schwerpunkt in der 4. Sicherheitsebene (Beispiele): Vermeidung des Hochdruckpfads bei Kernschäden (DWR) Außenkühlung des RDB (SWR) Empfehlung der GRS Auslotung von Möglichkeiten für innovative Verbesserungen zur Erhöhung des Sicherheitsniveaus durch die Betreiber Voraussetzung: keine negativen Rückwirkungen auf das bestehende Sicherheitskonzept

17 Innovative Verbesserungsmöglichkeiten (2) RDB-Außenkühlung bei SWR-Anlagen Sicherheitsbehälter-Kühlung Dampfaustritt Kondensat-Rückförderung Corium (Metall) Corium (Oxide)

18 Schlussfolgerungen Überlegungen und Regelungen für längerfristigen Betrieb von KKW auch in Deutschland notwendig Verknüpfung längerer Betriebszeiten mit einer Erhöhung der Sicherheit Aufgaben Politik, Behörden: Anforderungsmatrix, Nachhaltige Regelungen Sicherheitsexperten: Sicherheitstechnische Inhalte GRS bietet ihre Fachkompetenz und ihre langjährigen Erfahrungen an Wir empfehlen ein Konzept mit einem Anforderungskatalog für erweiterte Sicherheitsanforderungen auf deterministischer Basis nach Stand von W&T sowie innovativer Ansätze probabilistisch orientierten anlagenspezifischen Festlegungen zur Erhöhung und Ausgewogenheit des Sicherheitsniveaus