Sicherheitsanforderungen für neue Reaktoren aus der Perspektive von WENRA. M. Mertins, D. Müller-Ecker, GRS

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1 Sicherheitsanforderungen für neue Reaktoren aus der Perspektive von WENRA M. Mertins, D. Müller-Ecker, GRS

2 Gliederung Aktivitäten von WENRA Überblick über den Stand bei Bau und Planung von Reaktoren in Europa Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Erwartungen der RHWG Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Sicherheitsziele Entwicklungen beim Gestaffelten Sicherheitskonzept Zusammenfassung

3 Aktivitäten von WENRA (1) Western European Nuclear Regulators Association WENRA ( Gründung in 1999, damalige Hauptaufgabe Feststellung des Sicherheitsstatus der KKW in den EU-Beitrittsstaaten Die Hauptziele und -aufgaben von WENRA sind die Entwicklung eines gemeinsam getragenen Sicherheitsverständnisses und von Möglichkeiten zur unabhängigen Sicherheitsbewertung, der Erfahrungsaustausch und die Besprechung von sicherheitstechnischen Sachverhalten zwischen den Chefs der Aufsichtsbehörden. WENRA-Mitgliedsstaaten sind die EU-Länder mit in Betrieb befindlichen KKW und die Schweiz, vertreten durch die Chefs der Aufsichtsbehörden Deutschland ist Mitglied in WENRA, vertreten durch BMU. GRS unterstützt BMU. Gegenwärtig Erweiterung von WENRA durch Nichtnuklear- und EU- Anrainerstaaten (Beobachterstatus). WENRA hat keinen formalen Status (NGO-Status)

4 Aktivitäten von WENRA (2) Bildung von Arbeitsgruppen Working Group on Waste and Decommissioning (WGWD) Reactor Harmonization Working Group (RHWG) Hauptaufgabe der RHWG ist die Harmonisierung von Sicherheitsanforderungen: Anforderungen an die Sicherheit von in Betrieb befindlichen Reaktoren: 18 Felder wurden für eine Harmonisierung identifiziert (Safety Issues). Insgesamt ca. 300 Sicherheitsanforderungen (Reference-Level) wurden den Safety Issues zugeordnet. die Sicherheitsstandards der IAEA und die Erfahrungen und Erkenntnisse der WENRA Mitglieder sind wesentliche Grundlagen. Im Rahmen eines Benchmark-Prozesses wurden für jedes Land die Umsetzung der Reference-Level in den geltenden nationalen Sicherheitsstandards und die Implementierung in den Anlagen überprüft.

5 Aktivitäten von WENRA (3) Safety Area Topic Issue Safety management A Safety policy B C D Operating organisation Management system Training and authorization of NPP staff Design E Design basis envelope for existing reactors F G Design extension of existing reactors Safety classification of SCCs Operation H Operational limits & conditions I J K L+M Ageing management System for investigation of events and operational experience feedback Maintenance, in-service inspection and functional testing Safety verification N Contents and updating of SAR Emergency preparedness O P Q R S Emergency operating procedures and severe accident management guidelines Probabilistic safety analysis Periodic safety review Plant modifications On-site emergency preparedness Protection against internal fires

6 Aktivitäten von WENRA (4) Infolge des Baus neuer KKW in Europa hat sich die RHWG seit 2008 auch den Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren gewidmet: Randbedingungen für die Erarbeitung technologisch neutrale Sicherheitsanforderungen Ableitung aus bereits existierenden Dokumenten (u.a. GPR/RSK Empfehlungen aus 1993, gemeinsame Arbeiten von IRSN und GRS) Im November 2009 wurden die Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren abschließend bearbeitet. Die Studie wurde von WENRA zwecks Kommentierung durch Stakeholder im Januar 2010 veröffentlicht ( Die endgültige Fassung der Safety Objectives for New Power Reactors soll im Juni 2010 vorliegen. Aktuell befasst sich die RHWG mit Fragen zur Laufzeitverlängerung von KKW.

7 Überblick über den Stand bei Bau und Planung von Reaktoren in Europa Reaktoren im Bau Olkiluoto (Finnland) EPR Flamanville (Frankreich) EPR Mochovce 3 und 4 (Slovakei) VVER-440 Neue Reaktoren in Planung Frankreich (Penly) Finnland (in Vorprüfung zwei Standorte) UK (in Vorprüfung für verschiedene Standorte) Schweiz (in Vorprüfung drei Standorte/drei Antragsteller) Bulgarien (Belene) - VVER-1000 (AES-92/W466B) Rumänien (Cernavoda 3 und 4, CANDU-6) Bau neuer Reaktoren ist in weiteren Ländern im Gespräch (Polen, Italien, Niederlande )

8 Entwicklungsstufen bei KKW Quelle: A technology roadmap for Generation IV nuclear energy systems, U.S. DOE, Dec. 2002

9 Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Erwartungen der RHWG (1) Hauptziele für neue KKW (u.a.) Das Gestaffelte Sicherheitskonzept ( Defence-in-Depth Concept ) ist das maßgebliche Sicherheitskonzept und ist weiter zu stärken: Stärkung der Wirksamkeit und Zuverlässigkeit jeder Ebene des Konzepts Erhöhung der Unabhängigkeit zwischen den Ebenen des Konzepts Beherrschung von Anlagenzuständen, die durch Mehrfachversagen von Maßnahmen und Einrichtungen zur Beherrschung von Auslegungsstörfällen hervorgerufen werden: ATWS vollständiger Ausfall der Dampferzeugerbespeisung kleiner KMV und gleichzeitiger Verlust des Nebenkühlwassersystems usw. Beherrschung schwerer Kernschäden und praktischer Ausschluss großer und früher Freisetzungen. Begrenzte räumliche und zeitliche Schutzmaßnahmen im Fall schwerer Kernschäden.

10 Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Erwartungen der RHWG (2) Ein höheres Sicherheitsniveau gegenüber bestehenden KKW soll erreicht werden durch Verbesserungen, die sich aus technologischen Entwicklungen ergeben. Optimierte und evolutionäre Eigenschaften, resultierend aus Betriebserfahrungen und probabilistischen Analysen. Verbesserungen auf Grundlage von Erkenntnissen aus der Sicherheitsforschung, die bereits in der Auslegung berücksichtigt werden sollen.

11 Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Sicherheitsziele (1) Normalbetrieb, Betriebsstörungen und Verhütung von Störfällen (Sicherheitsziel SZ 1): Reduzierung der Häufigkeit von Betriebsstörungen durch Verbesserung der Anlagencharakteristik. Verbesserung der Beherrschung von Betriebsstörungen, um Übergänge zu Störfallabläufen zu reduzieren. Störfälle ohne Kernschmelze (Sicherheitsziel SZ 2): Sicherstellung, dass Störfälle ohne Kernschmelzen keine oder nur sehr geringe radiologische Auswirkungen haben (IAEA NS-G-12/4.102). Reduzierung, soweit vernünftigerweise erreichbar: Häufigkeit von Kernschadenszuständen (KSZ). Anmerkung: In die Ermittlung der KSZ sollen alle übergreifenden Einwirkungen und Kombinationen von Ereignissen einbezogen werden Freisetzung radioaktiver Stoffe Auswirkungen aller externen Einwirkungen und von sonstigen Einwirkungen Dritter (SEWD)

12 Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Sicherheitsziele (2) Anlagenzustände mit Kernschmelzen (Sicherheitsziel SZ 3): Reduzierung von Freisetzungen radioaktiver Stoffe, auch in der Langzeitphase, durch Einhaltung folgender Kriterien: Anlagenzustände, die zu frühen oder großen Freisetzungen führen, sind praktisch auszuschließen. für Anlagenzustände, die nicht praktisch ausgeschlossen werden können ist sicherzustellen, dass nur begrenzte Maßnahmen zum Schutz der Umwelt erforderlich sind.

13 Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Sicherheitsziele (3) Unabhängigkeit zwischen allen Ebenen des Gestaffelten Sicherheitskonzepts (Sicherheitsziel SZ 4): Verbesserung der Unabhängigkeit zwischen allen Ebenen, z. B. durch Verwendung diversitärer Maßnahmen und Einrichtungen. Erhöhung der Wirksamkeit und Zuverlässigkeit jeder dieser Ebenen. Zusammenwirken von Sicherheit und Sicherung (Sicherheitsziel SZ 5): Maßnahmen und Einrichtungen zur Sicherheit und Sicherung sollen in einem ganzheitlichen Ansatz entwickelt, ausgelegt und implementiert werden.

14 Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren Sicherheitsziele (4) Strahlenschutz und Abfallmanagement (Sicherheitsziel SZ 6): Reduzierung, soweit vernünftigerweise erreichbar, Strahlenbelastung des Personals, Abgaben in die Umwelt, Menge und Aktivität radioaktiven Abfalls. Sicherheitsmanagement (Sicherheitsziel SZ 7): Effektives Sicherheitsmanagement beginnend bei der Auslegung und fortgesetzt über Errichtung und Betrieb bis einschließlich Stilllegung. Verfügbarkeit der technischen und finanziellen Ressourcen. Zuverlässigkeit des Personals und aller Beteiligten.

15 Entwicklungen beim Gestaffelten Sicherheitskonzept - bestehende Anlagen Ebenen im Konzept Anlagenauslegung Ebene 1 Vermeidung anomaler Betriebszustände Auslegungsüberschreitende Zustände Ebene 2 Ebene 3 Ebene 4 Ziele der Ebenen Maßgebliche Mittel Anlagenzustände Beherrschung des anomalen Betriebs Beherrschung von Auslegungsstörfällen Beherrschung von Anlagenzuständen, die nicht in der Auslegung berücksichtigt wurden Katastrophenschutz Ebene 5 Minderung der Auswirkungen bei Freisetzung radioaktiver Stoffe Konservative Auslegung, hohe Qualität Betriebsüberwachung und Begrenzung Sicherheitssysteme, Störfallprozeduren Maßnahmen und Einrichtungen anlageninterner Notfallschutz Katastrophen- und Umgebungsschutz Normalbetrieb Betriebsstörungen Auslegungsstörfälle Ereignisse infolge Mehrfachversagen Unfälle

16 Anlagenauslegung Entwicklungen beim Gestaffelten Sicherheitskonzept - neue Reaktoren Ebenen im Konzept Ziele der Ebenen Maßgebliche Mittel Anlagenzustände Strahlenschutzanforderungen Ebene 1 Vermeidung anomaler Betriebszustände Konservative Auslegung, hohe Qualität Normalbetrieb Behördliche Festlegungen für Abgaben Ebene 2 Beherrschung des anomalen Betriebs Betriebsüberwachung und Begrenzung Betriebsstörungen Behördliche Festlegungen für Abgaben Ebene 3 Beherrschung von Auslegungsstörfällen, Verhinderung von Kernschäden Beherrschung definierter Anlagenzustände, Verhinderung von Kernschmelzen Sicherheitssysteme, Störfallprozeduren Maßnahmen und Einrichtungen, Prozeduren Ebene 3a Auslegungsstörfälle Ebene 3b Ereignisse infolge Mehrfachversagen Keine oder nur geringe radiologischen Auswirkungen (NS-G-12/4.102) Ebene 4 Praktischer Ausschluss von Zuständen, die zu frühen oder großen Freisetzungen führen Beherrschung von Kernschmelzszenarien Maßnahmen und Einrichtungen, Prozeduren Management von Unfällen mit Kernschmelzen Postulierte Kernschmelzszenarien (Kurz- und Langzeit) Begrenzte Schutzmaßnahmen sowohl räumlich als auch zeitlich Katastrophenschutz Ebene 5 Minderung der Auswirkungen bei Freisetzung radioaktiver Stoffe Katastrophen- und Umgebungsschutz

17 Zusammenfassung Wesentliche Merkmale der Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren bestehen in der Erweiterung der Auslegung auf die Beherrschung von Ereignissen infolge Mehrfachversagen von Maßnahmen und Einrichtungen zur Beherrschung von Auslegungsstörfällen, von Kernschmelzszenarien. Kernschmelzszenarien sollen praktisch ausgeschlossen sein. Andernfalls müssen Maßnahmen und Einrichtungen zur Beherrschung in einem Umfange vorhanden sein, dass zum Schutz der Umwelt vor den Auswirkungen der radioaktiven Strahlung nur begrenzte Maßnahmen erforderlich sind. WENRA hat die Safety Objectives for New Power Reactors im Januar 2010 mit dem Ziel der Kommentierung durch die Stakeholder veröffentlicht. Kommentierung soll bis Juni 2010 durchgeführt sein, danach Veröffentlichung der final version. WENRA empfiehlt die Übernahme der Sicherheitsanforderungen an neue Reaktoren in die jeweiligen nationalen Regeln.