ENSI 12/1300. Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt

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1 ENSI 12/1300 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt Würenlingen, 10. August 2009

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3 i Inhaltsverzeichnis 1 Einleitung Veranlassung Eingereichte Dokumente Aufbau der Stellungnahme Beurteilungsgrundlagen Bewilligung und Gutachten zur Leistungserhöhung Auflagen Forderungen Übersicht über die Anlage Standort Anlagentyp und Sicherheitskonzept Wesentliche Anlagenänderungen seit Neue oder geplante Projekte Organisation und Personal Organisation Übergeordnete Organisation und Eigentumsverhältnisse Interne Organisation, Aufgaben und Kompetenzen Interner Sicherheitsausschuss Personal Personalpolitik Aus- und Weiterbildung Allgemeine Ausbildung Ausbildung des Betriebspersonals Simulatorausbildung Fremdpersonal Betriebsvorschriften Qualitätsmanagement Sicherheitskultur Betriebsverhalten und -überwachung Methodik der Betriebsauswertung Betriebsablauf und Betriebskenngrössen Meldepflichtige Vorkommnisse innerhalb des Beurteilungszeitraums Relevante Vorkommnisse in anderen Kernkraftwerken Instandhaltung und Alterungsüberwachung Prozess und Konzept Instandhaltung Maschinentechnik 5-27

4 ii Alterungsüberwachung Maschinentechnik Instandhaltung Elektro- und Leittechnik Alterungsüberwachung Elektro- und Leittechnik Alterungsüberwachung Bautechnik Brennstoffverhalten Konzept und Ergebnisse des operationellen Strahlenschutzes Organisation des Strahlenschutzes Kollektiv- und Individualdosen Strahlenschutzplanung und Optimierung Dosisleistung und Aktivitätskonzentration in der Anlage Oberflächenkontamination Luftkontamination Zoneneinteilung, Garderoben, Schutz- und Hilfsmittel Instrumentierung für den operationellen Strahlenschutz Sanitätsdienst in der kontrollierten Zone Radioaktive Emissionen und Umgebungsüberwachung Abgabelimitierung und Überwachung der Abgabe radioaktiver Stoffe an die Umwelt Immissionsüberwachung Entsorgung und Transporte Konditionierung Zwischenlagerung Brennelemententsorgung Transporte Auswirkungen der Leistungserhöhung Sicherheitsrelevante Anlagenteile Bauwerke Klassierung der Bauwerke Normen und Lastfälle Sicherheit der Bauwerke Reaktorkern Kernauslegung Neue Typen von Brennelementen und Steuerstäben Kernüberwachung Nukleares Dampferzeugungssystem Reaktordruckbehälter mit Einbauten (YC) Reaktorumwälzsystem (YU) Frischdampf- und Speisewasserleitungen (YB) Sicherheitsabblaseventile Containment und zugehörige Systeme Primär- und Sekundärcontainment (XA, XE, XF und XG) Leckageüberwachungssystem XN Systeme zur Wasserstoffbeherrschung Wasserstoff-Rekombinationssystem (XP) Wasserstoff-Zündsystem (XX) Wasserstoff-Vermischungs-System Containment-Durchdringungen Notabluftsystem (XL) Gefiltertes Containment-Druckentlastungssystem (XK) 6-58

5 iii 6.5 Reaktorüberwachung Sicherheitsleittechnik Reaktorschutz- und Isolationssystem (YZ, YB-NS4) Steuerstab-Fahr- und -Anzeigesystem YV Steuerung der Kernnotkühlsysteme Neutronenfluss-Instrumentierung Störfall-Instrumentierung Seismische Instrumentierung Abschaltsysteme Steuerstab-Antriebssystem (YV) Vergiftungssystem (TW) Systeme zur Kernnotkühlung und Nachwärmeabfuhr Reaktorkernisolations-Kühlsystem (TM) Hochdruck-Kernsprühsystem (TJ) Niederdruck-Kernsprühsystem (TK) Nach- und Notkühlsystem (TH) Notstandssystem (TF) Mensch-Maschine Schnittstelle Hauptkommandoraum Notsteuerstellen Notstandsteuerstellen Versorgungs- und Hilfssysteme Lagerbeckenwasser Kühl- und Reinigungssystem (TG) Nukleares Zwischenkühlwassersystem (VG) Notkühlwassersystem (VE) Nebenkühlwassersystem (VF) Steuerluftsystem (UE) Stromversorgung Eigenbedarfsversorgung Notstromversorgung Notstand-Notstromversorgung Gleichstromversorgung Spezielle Wechselstromsysteme Lüftungsanlagen Lüftungstechnische Anlage (TL) Lüftungs- und Klimaanlagen (UV10 bis UV42) Kaltwasseranlage der kontrollierten Zone (UF) Hebezeuge im Containment und Brennelementlagergebäude (XW) Wichtige Betriebssysteme Reaktorsteuerung- und regelung Umwälzregelung Speisewasserregelung Turbinen-Vordruckregelung Systeme des konventionellen Dampf-Wasserkreislaufs Frischdampfsystem (RA) Umleiteinrichtung (SF) Hauptkondensatsystem (RM) Nebenkondensatsystem (RR) Speisewassersystem (RL) Zwischenkühlsystem (VH) 6-165

6 iv 6.11 Brandschutz Blitzschutz Flucht- und Interventionswege Fluchtwege Interventionsmöglichkeiten Wehrdienste Wasserchemie und Aufbereitungssysteme Ressort Chemie Chemie und Radiochemie Wasserstoff-Wasserchemie Reaktorwasserreinigungssystem (TC) Kondensatreinigungsanlage (UB) Abgassystem (TS) Lagerung und Handhabung von Brennelementen Kritikalitätssicherheit Brennelement-Wechseleinrichtungen (PL) Brennelement-Transportsystem (PX) Strahlenschutzmesstechnik Schutz der Anlage gegen Auslegungsstörfälle Grundlagen der Störfallanalysen Anlagentransienten Anstieg des Reaktordrucks Störungen des Reaktorfüllstandes Störungen der Reaktorleistung Instabilität des Reaktorkerns Transienten ohne Reaktorschnellabschaltung (ATWS) Reaktivitätsstörfälle Fehlausfahren von Steuerstäben Steuerstabfall Kühlmittelverluststörfälle Kühlmittelverlust innerhalb Drywell Grosses Leck (Bruch einer Umwälzleitung) Kleine und mittlere Lecks Kühlmittelverlust ausserhalb Drywell innerhalb Primär-Containment Fehlerhaftes Öffnen eines Abblaseventils Leitungsbrüche Kühlmittelverlust ausserhalb des Primär-Containments Externe Ereignisse Erdbeben Blitzschlag Radiologische Auswirkungen von Auslegungsstörfällen Aktivitätsinventare Ausbreitungs- und Dosisberechnungen Ergebnisse der Ausbreitungs- und Dosisberechnungen Fehlerhaftes Schliessen aller Frischdampf-Isolationsventile Brennelement-Handhabungsstörfall Bruch einer Messleitung innerhalb des Primär-Containments 7-39

7 v Bruch einer Umwälzleitung Bruch einer Frischdampfleitung im Maschinenhaus Bruch einer Speisewasserleitung im Maschinenhaus Versagen des Aktivkohlebehälters im Abgasfiltergebäude Bruch der Dampfstrahlsaugerleitung im Maschinenhaus Versagen eines Behälters im Aufbereitungsgebäude Versagen des Verdampfers im Aufbereitungsgebäude Leitungsbruch im Reaktorwasser-Reinigungssystem Steuerstabfall Externe Ereignisse Radiologische Auswirkungen in der Anlage Schutz der Anlage gegen auslegungsüberschreitende Störfälle Beurteilungsgrundlage der HSK und Vorgehen bei der Beurteilung Stufe-1-PSA für Volllastbetrieb Zuverlässigkeit von Komponenten Zuverlässigkeit von Operateurhandlungen Thermohydraulische Analysen zur Bestimmung der Erfolgskriterien Interne Ereignisse Auslösende Ereignisse System- und Unfallablaufanalyse Ergebnisse Interne systemübergreifende Ereignisse Auswahl relevanter Anlagenbereiche und Ereignisse Interner Brand Interne Überflutung Turbinenzerknall Externe Ereignisse Auswahl Erdbeben Extreme Winde und Tornados Externe Überflutung Unfallbedingter Flugzeugabsturz Ergebnisse der Stufe-1-Volllast-PSA Stufe-2-PSA für Volllastbetrieb Kernschadenszustände der Anlage Containmentkapazität und Containmentbelastungen Unfallablaufanalyse Quelltermanalyse Ergebnisse der Stufe-2-Volllast-PSA Stufe-1-PSA für den Anlagenstillstand und Schwachlast Definition und Ermittlung der Dauer von Betriebszuständen Zuverlässigkeit von Komponenten Zuverlässigkeit von Operateurhandlungen Thermohydraulische Analysen zur Bestimmung der Erfolgskriterien Interne Ereignisse Auslösende Ereignisse System- und Unfallablaufanalyse Ergebnisse Interne systemübergreifende Ereignisse Interner Brand 8-48

8 vi Interne Überflutung Externe systemübergreifende Ereignisse Erdbeben Extreme Winde und Tornados Externe Überflutung Unfallbedingter Flugzeugabsturz Ergebnisse der Stufe-1-Stillstand-PSA Zusammenfassende Bewertung Notfallschutz Anlageninterner Notfallschutz Notfallübungen Notfallmanagement bei Schweren Unfällen Gesamtbewertung Vorsorge auf der Sicherheitsebene Vorsorge auf der Sicherheitsebene Vorsorge auf der Sicherheitsebene Vorsorge auf der Sicherheitsebene Einhaltung der grundlegenden Schutzziele Forderungen Anhang A: Abkürzungen A-1 Anhang B: Anlage Kennzeichnungssystem (AKS) B-1 Anhang C: Gesetzliche Grundlagen C-1 Anhang D: ENSI/HSK-Richtlinien D-1

9 vii Verzeichnis der Abbildungen Seite Abb. 3-1: Erdbebengefährdungskarte der Schweiz mit den Standorten der KKW 3-3 Abb. 3-2: Schnitt durch das Reaktorgebäude und das Maschinenhaus des KKL 3-4 Abb. 3-3: Sicherheitssysteme des KKL 3-7 Abb. 5-1: Verfügbarkeitswerte des KKL im Beurteilungszeitraum 5-5 Abb. 5-2: Aufschlüsselung der Arbeitsnichtverfügbarkeit des KKL im Beurteilungszeitraum 5-6 Abb. 5-3: Arbeitsverfügbarkeit des KKL im internationalen Vergleich 5-7 Abb. 5-4: Ungeplante Arbeitsnichtverfügbarkeit des KKL im internationalen Vergleich 5-8 Abb. 5-5: Reaktorschnellabschaltungen des KKL im internationalen Vergleich 5-8 Abb. 5-6: Abb. 5-7: Abb. 5-8: Nichtverfügbarkeit der Hochdruck-Einspeisesysteme des KKL im internationalen Vergleich 5-9 Zuverlässigkeit der im KKL eingesetzten Brennelemente im internationalen Vergleich 5-9 Vergleich der jährlichen Kollektivdosis im KKL mit der Kollektivdosis in anderen Anlagen des Typs BWR/ Abb. 5-9: Anzahl der ausgewerteten Vorkommnisse im Berichtszeitraum 5-14 Abb. 5-10: Anzahl Vorkommnisse nach HSK- und INES-Kategorien 5-15 Abb. 5-11: Ursachen der meldepflichtigen Ereignisse gemäss WANO-Codierung 5-15 Abb. 5-12: Root Cause der meldepflichtigen Vorkommnisse gemäss WANO-Codierung 5-16 Abb. 5-13: Abb. 5-14: Causal Factors der meldepflichtigen Vorkommnisse gemäss WANO- Codierung 5-16 Vergleich der jährlichen Kollektivdosis im KKL mit der Kollektivdosis in anderen Anlagen des Typs BWR/6 (GE5) und in allen Siedewasserreaktoren (BWR) 5-42 Abb. 5-15: Co-60 im Reaktorwasser und Dosisleistung an der Umwälzschleife 5-45 Abb. 5-16: Zeitlicher Verlauf der Edelgas Jahresabgaben im KKL innerhalb des Beurteilungszeitraumes 5-52

10 viii Abb. 5-17: Abb. 5-18: Abb. 5-19: Abb. 5-20: Abb. 5-21: Abb. 7-1: Zeitlicher Verlauf der Iod 131 Jahresabgaben im KKL innerhalb des Beurteilungszeitraumes 5-53 Zeitlicher Verlauf der Aerosole Jahresabgaben im KKL innerhalb des Beurteilungszeitraumes 5-54 Zeitlicher Verlauf der Abwasser (ohne Tritium) Jahresabgaben im KKL innerhalb des Beurteilungszeitraumes 5-54 Zeitlicher Verlauf der Abwasser (mit Tritium) Jahresabgaben im KKL innerhalb des Beurteilungszeitraumes 5-55 Aktivitätsabgaben des KKL mit dem Abwasser im Vergleich zu den europäischen Reaktoren gemäss OSPAR 5-57 Sicherheitsgrenzwerte für Reaktivitätsstörfälle für Brennstäbe mit Urandioxidbrennstoff 7-18

11 ix Verzeichnis der Tabellen Seite Tab. 5-1: Anforderung von Sicherheitssystemen bzw. -funktionen im KKL während des Beurteilungszeitraums 5-5 Tab. 5-2: Prozentualer Anteil HF-relevanter Ereignisse im Beurteilungszeitraum 5-17 Tab. 5-3: Nachgereichte KKL-Steckbriefe Maschinentechnik 5-30 Tab. 5-4: Vom KKL erstellte Steckbriefe Bautechnik 5-34 Tab. 5-5: Vom KKL durchgeführte Basisinspektionen 5-36 Tab. 6-1: Klassierung der Bauwerke im KKL 6-1 Tab. 6-2: Bauliche Änderungen im KKL während des Beurteilungszeitraums 6-4 Tab. 6-3: Ergebnisübersicht für die Proben des Ausgangszustandes sowie des ersten Bestrahlungsprobensatzes, Berechnungen nach USNRC Reg. Guide 1.99, Rev Tab. 6-4: In das elektronische Diagnosesystem einbezogene Motorventile 6-51 Tab. 7-1: Überblick über das Sicherheitskonzept für Kernkraftwerke 7-4 Tab. 7-2: Übersicht über die im KKL analysierten Auslegungsstörfälle 7-6 Tab. 7-3: Maximal zu erwartende Dosis bei fehlerhaftem Schliessen aller Frischdampfleitungs-Isolationsventile 7-36 Tab. 7-4: Maximal zu erwartende Dosen beim Brennelement-Handhabungsstörfall 7-38 Tab. 7-5: Tab. 7-6: Tab. 7-7: Tab. 7-8: Tab. 7-9: Maximal zu erwartende Dosis beim Bruch einer Messleitung innerhalb des Primär-Containments 7-40 Maximal zu erwartende Dosis beim Bruch einer Umwälzleitung (Verfügbarkeit der externen Stromversorgung nach 8 Stunden) 7-43 Maximal zu erwartende Dosis beim Bruch einer Frischdampfleitung im Maschinenhaus 7-46 Maximal zu erwartende Dosis beim Bruch einer Speisewasserleitung im Maschinenhaus 7-47 Maximal zu erwartende Dosis beim Versagen des Aktivkohlebehälters im Abgasfiltergebäude 7-48

12 x Tab. 7-10: Tab. 7-11: Tab. 7-12: Tab. 7-13: Maximal zu erwartende Dosis beim Bruch der Dampfstrahlsaugerleitung im Maschinenhaus 7-51 Maximal zu erwartende Dosis beim Versagen eines Behälters im Aufbereitungsgebäude 7-52 Maximal zu erwartende Dosis beim Versagen des Verdampfers im Aufbereitungsgebäude 7-53 Maximal zu erwartende Dosis für das Betriebspersonal beim Absturz eines Brennelements 7-58 Tab. 8-1: LPSA2006-Ergebnisse zu den internen Ereignissen (Volllast) 8-12 Tab. 8-2: In der LPSA2006 analysierte extreme Winde 8-22 Tab. 8-3: Übersicht über die Resultate der LPSA2006 und des HSK-Modells für Volllast 8-27 Tab. 8-4: KPDS in der KKL-Stufe-2-PSA 8-29 Tab. 8-5: Tragfähigkeit verschiedener KKL-Containmentelemente 8-31 Tab. 8-6: Containment-Endzustände in der KKL-Stufe-2-PSA 8-35 Tab. 8-7: Quellterme für die KRC in der KKL-Stufe-2-PSA 8-37 Tab. 8-8: KKL-Risikoprofil (Freisetzungsaktivität ohne Beitrag der Edelgase) 8-38 Tab. 8-9: In der LPSA2006 definierte Betriebszustände und deren durchschnittliche Dauer 8-41 Tab. 8-10: Umfang der Ereignisablaufanalysen in der LPSA2006 für Stillstand 8-46 Tab. 8-11: LPSA2006-Ergebnisse zu den internen Ereignissen (Stillstand und Schwachlast) 8-48 Tab. 8-12: FDF für verschiedene auslösende Ereignisse 8-54 Tab. 8-13: FDF für verschiedene Betriebszustände und Gruppen auslösender Ereignisse 8-56 Tab. 10-1: Ergebnisse der radiologischen Störfallanalysen 10-10

13 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt Einleitung 1.1 Veranlassung Der Inhaber einer Betriebsbewilligung für ein Kernkraftwerk hat nach Art. 34 Abs. 1 KEV (SR ) eine umfassende Sicherheitsüberprüfung, nachfolgend Periodische Sicherheitsüberprüfung (PSÜ) genannt, alle 10 Jahre durchzuführen. Als vom Bundesrat bezeichnete Aufsichtsbehörde beurteilt die Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen (HSK) die vom Bewilligungsinhaber eingereichten Dokumente zur PSÜ. Die PSÜ stellt eine Ergänzung zur laufenden Aufsichtstätigkeit der HSK dar. Die HSK ist seit als öffentlich-rechtliche Anstalt unter dem Namen Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) aus dem Bundesamt für Energie (BFE) ausgegliedert worden. Die Aufgaben des ENSI sind dieselben wie die der ehemaligen HSK. Da die Beiträge zur vorliegenden Stellungnahme Ende des Jahres 2008 weitgehend vorlagen, wird im Text nur von der HSK als Aufsichtsbehörde gesprochen. Die unbefristete Betriebsbewilligung des Kernkraftwerks Leibstadt (KKL) ist im Rahmen der beantragten Leistungserhöhung mit der bundesrätlichen Verfügung vom 28. Oktober letztmalig geändert worden. Das in diesem Zusammenhang von der HSK erstellte Gutachten 2 stellt die letzte umfassende Sicherheitsüberprüfung des KKL dar. In der Richtlinie HSK-R-48 ist als nächster Einreichungstermin für die PSÜ des KKL der 31. Dezember 2006 festgelegt. Im Rahmen des Abstimmungsprozesses zwischen KKL und HSK bezüglich der inhaltlichen Schwerpunkte der PSÜ wurde vereinbart, dass sich der Beurteilungszeitraum der PSÜ vom 1. Januar 1995 bis zum 31. Dezember 2005 erstreckt. Die Basis für den Abstimmungsprozess stellten die in Art. 34 Abs. 2 KEV festgelegten und in der Richtlinie HSK-R-48 weiter konkretisierten Anforderungen an eine PSÜ dar. Dementsprechend konzentriert sich die PSÜ auf die Beurteilung der nuklearen Sicherheit des KKL. Die Beurteilung der Sicherung ist nicht Gegenstand der PSÜ. 1.2 Eingereichte Dokumente Das KKL reichte der HSK Ende des Jahres 2006 die Dokumente zur PSÜ ein. Diese bestehen aus nachfolgenden Teilberichten und dem aktualisierten Sicherheitsbericht. Teilbericht A: Sicherheitskonzept, Betriebsbewilligungen, Auflagen Teilbericht B: Bewertung der Betriebsführung und Betriebserfahrung Teilbericht C: Deterministische Sicherheitsbewertung Teilbericht D: Probabilistische Sicherheitsbewertung Teilbericht E: Bewertung von Organisations- und Personalaspekten Teilbericht F: Schutzzielorientierte Gesamtbewertung 1 2 Bundesrätliche Verfügung zum Gesuch der Kernkraftwerk Leibstadt AG vom 31. Juli 1992 um Änderung der Betriebsbewilligung für das Kernkraftwerk Leibstadt (Erhöhung der thermischen Nennleistung), 28. Oktober 1998 Gutachten der Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen zum Gesuch des Kernkraftwerks Leibstadt um Leistungserhöhung auf 3600 MW th, HSK 12/420, März 1996

14 1-2 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt 2006 Die Teilberichte B bis E bestehen aus einer Vielzahl einzelner technischer Berichte, die entweder vom KKL selbst oder von beauftragten Firmen erstellt wurden. 1.3 Aufbau der Stellungnahme Im Kapitel 1.4 dieser Stellungnahme wird dargestellt, welche Beurteilungsgrundlagen die HSK für die Prüfung der vom KKL eingereichten PSÜ-Dokumente herangezogen hat und inwieweit die gesetzlichen Beurteilungsgrundlagen seit der letzten Sicherheitsüberprüfung des KKL Änderungen oder Neuerungen erfahren haben und welche Beurteilungsschwerpunkte sich daraus für die nachfolgenden Kapitel der Stellungnahme ableiten. Im Kapitel 2 wird der Bearbeitungstand der Auflagen aus der bundesrätlichen Verfügung vom 28. Oktober 1998 und der Forderungen aus dem HSK-Gutachten vom März 1996 zusammengefasst. Sofern es sich um betriebsbegleitende Auflagen handelt, wird deren Erfüllung in den nachfolgenden Kapiteln dieser Stellungnahme behandelt. Im Kapitel 3 sind die wesentlichen Anlagenmerkmale und die im Beurteilungszeitraum durchgeführten Anlagenänderungen beschrieben. In diesem Kapitel erfolgt keine Bewertung der Anlage. Die Kapitel 4 bis 9 beinhalten die Beurteilung der vom KKL eingereichten Dokumente zur PSÜ durch die HSK und sind im Allgemeinen folgendermassen gegliedert: Zusammenfassung der Aussagen des Betreibers Darlegung der Beurteilungsgrundlagen Beurteilung der Aussagen des Betreibers Sofern Abweichungen von den Beurteilungsgrundlagen identifiziert werden, sind diese als Forderungen festgehalten. In Kapitel 10 werden die Ergebnisse der Teilbewertungen zu einer Gesamtbewertung zusammengeführt und die aus der Beurteilung abgeleiteten Forderungen sicherheitstechnisch eingeordnet. 1.4 Beurteilungsgrundlagen Das KKL wurde erstmalig im Rahmen der Erteilung der Inbetriebnahme- und Betriebsbewilligung einer umfassenden Sicherheitsüberprüfung durch die HSK unterzogen 3. Als Beurteilungsgrundlage dienten damals Anforderungen aus übergeordneten Regelwerken sowie Auslegungs- und Ausführungsregeln, die die Anforderungen aus den übergeordneten Regelwerken weiter konkretisierten. Diese stammten insbesondere auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit vorwiegend aus den Vereinigten Staaten, dem Land des Anlagenherstellers. Im Gutachten zur Leistungserhöhung stellte die HSK die Entwicklung der Sicherheitsanforderungen seit Erteilung der Betriebsbewilligung dar. Insbesondere wurden im Hinblick auf die Anpassung an den Stand der Technik durchgeführte Anlagenänderungen sowie Abweichungen zu den zwischenzeitlich von der HSK in den Richtlinien HSK-R-101, HSK-R-102 und HSK-R-103 festgehaltenen An- 3 Gutachten der Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen zum Gesuch des Kernkraftwerk Leibstadt AG um Erteilung einer Bewilligung für die Inbetriebnahme und den Betrieb eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor am Standort Leibstadt, HSK 12/161, Februar 1984

15 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt forderungen an die Auslegung von Sicherheitssystemen und an Massnahmen gegen Schwere Unfälle bewertet. Die HSK kam zu dem Ergebnis, dass die punktuell festgestellten Abweichungen akzeptabel sind, da die hieraus ableitbaren Nachrüstungen unverhältnismässig wären. Die heutigen Grundlagen der Aufsicht über die Kernanlagen in der Schweiz sind hierarchisch aufgebaut und umfassen Gesetze und Verordnungen, die Richtlinien der HSK sowie weitere Grundlagen. Mit Inkraftsetzung des Kernenergiegesetztes (KEG, SR ) und der Kernenergieverordnung (KEV, SR ) am 1. Februar 2005 hat insbesondere die gesetzliche Beurteilungsgrundlage seit der letzten Sicherheitsüberprüfung des KKL wesentliche Änderungen erfahren. Für die Umsetzung des neuen KEG musste formell weitgehend neues Verordnungsrecht geschaffen werden. Die Konzeption der neuen KEV bestand darin, einerseits Bestimmungen des KEG auszuführen und andererseits Inhalte der Richtlinien der Aufsichtsbehörden auf rechtlicher Stufe zu verankern. Einige Bereiche werden nicht in der KEV sondern in weiteren, neuen Verordnungen geregelt. Darüber hinaus hat die bestehende Strahlenschutzverordnung (StSV, SR ) innerhalb des Beurteilungszeitraumes der PSÜ Änderungen erfahren. Gemäss Art. 4 Abs. 1 KEG gilt als genereller Grundsatz für die Nutzung der Kernenergie, dass Vorsorge gegen eine unzulässige Freisetzung radioaktiver Stoffe sowie eine unzulässige Bestrahlung von Personen im Normalbetrieb und bei Störfällen zu treffen ist. Die bei Normalbetrieb und Störfällen einzuhaltenden Dosisgrenzwerte sind in der StSV enthalten. Neu wurde in Art. 94 Abs. 5 StSV der Dosisgrenzwert von 100 msv für Störfälle mit einer Häufigkeit zwischen 10-4 pro Jahr und 10-6 pro Jahr aufgenommen. Hieraus resultieren keine neuen Anforderungen, da dieser Grenzwert bereits in der damaligen Richtlinie HSK-R-11 4 enthalten war, die der vorhergehenden Sicherheitsüberprüfung des KKL zugrunde lag. Hingegen resultierte eine neue Anforderung aus der Änderung der Dosisfaktoren im Anhang 4 der StSV im Jahr 2000, die zur Ermittlung der Strahlenexposition der Bevölkerung benötigt werden. Auf die Auswirkungen dieser neuen Anforderung wird im Kapitel 5.8 dieser Stellungnahme eingegangen. Der Bewilligungsinhaber eines in Betrieb befindlichen Kernkraftwerkes ist nach Art. 22 Bst. g KEG verpflichtet, die Anlage soweit nachzurüsten, als dies nach der Erfahrung und dem Stand der Nachrüsttechnik notwendig ist, und darüber hinaus, soweit dies zu einer weiteren Verminderung der Gefährdung beiträgt und angemessen ist. Als Beurteilungsgrundlage für Kernkraftwerke dienen gemäss Art. 82 KEV die Anforderungen und Grundsätze nach den Artikeln 7, 8 und 10 der KEV. Das Ziel der PSÜ ist zu beurteilen, ob die nach Art. 4 Abs. 1 KEG zu treffende Vorsorge ausreichend ist oder ob Nachrüstmassnahmen notwendig bzw. angemessen sind. Entsprechend der Richtlinie HSK-R-48 ist hierfür eine ganzheitliche sicherheitstechnische Beurteilung des Kernkraftwerks durchzuführen, die eine Beurteilung der kraftwerkspezifischen Betriebserfahrung und des aktuellen Zustands des Kernkraftwerks umfasst. In den Art. 7, 8 und 10 der KEV sind grundsätzliche Anforderungen an die nukleare Sicherheit genannt, die als übergeordnete Beurteilungsgrundlagen der PSÜ zugrunde zu legen sind. Diese Anforderungen reflektieren international anerkannte Grundsätze für zu treffende Vorsorgemassnahmen und entsprechen weitgehend den Anforderungen, die den Sicherheitsüberprüfungen im Rahmen der bisherigen Bewilligungsverfahren des KKL zugrunde lagen. Nachfolgend wird auf die in den o. g. Artikeln enthaltenen neuen Anforderungen eingegangen. 4 Die heutige Richtlinie HSK-R-11 beinhaltet nur noch die im Normalbetrieb einzuhaltenden Strahlenschutzziele

16 1-4 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt 2006 Gemäss Art. 7 Bst. d KEV sind gegen Störfälle, bei denen radioaktive Stoffe in gefährdendem Umfang freigesetzt werden können (sog. Schwere Unfälle) zusätzlich vorbeugende und lindernde Vorkehrungen im technischen, organisatorischen und administrativen Bereich zu treffen. Während im KKL bereits Anfang der 90er Jahre technische Massnahmen und Notfallvorschriften zur Beherrschung Schwerer Unfälle entwickelt wurden, beinhaltet diese Forderung darüber hinaus die Einführung eines systematischen Notfallmanagements zur Linderung der Folgen schwerer Unfälle, dessen Entwicklungsstand in Kapitel 9.3 dieser Stellungnahme bewertet wird. Gemäss Art. 8 Abs. 4 KEV sind die Störfallhäufigkeiten unter Berücksichtigung des auslösenden Ereignisses und eines davon unabhängigen Einzelfehlers zu bestimmen. Bisher blieb die Wahrscheinlichkeit eines unabhängigen Einzelfehlers bei der Bestimmung der Störfallhäufigkeit unberücksichtigt. Die Ergebnisse der damit verbundenen Neueinstufung der Störfälle und die Auswirkungen auf die Nachweisführung der Störfallbeherrschung werden in Kapitel 7 dieser Stellungnahme bewertet. Gemäss Art. 8 Abs. 5 KEV ist mittels probabilistischer Nachweise zu zeigen, dass das Kriterium von Artikel 24 Abs. 1 Bst. b KEV eingehalten werden kann. Demnach darf für neue Kernkraftwerke die mittlere Kernschadenshäufigkeit für Störfälle innerhalb und ausserhalb der Anlage höchstens 10-5 pro Jahr betragen. Diese Anforderung ist gemäss Art. 82 KEV unter Berücksichtigung des Stands der Nachrüsttechnik und dem Grundsatz der Angemessenheit auch auf bestehende Kernkraftwerke zu übertragen. Die im Rahmen der Probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) ermittelte Kernschadenshäufigkeit wird in Kapitel 8.2 dieser Stellungnahme bewertet. Neben diesen, in zentralen Kapiteln der KEV festgehaltenen Anforderungen wird der Umfang der PSA im Anhang 3 der KEV spezifiziert. Demnach ist für alle massgeblichen Betriebszustände eine quantitative Bewertung des Risikos einer Freisetzung radioaktiver Stoffe in gefährdendem Umfang durchzuführen. Diese Anforderung geht über die bisherigen Anforderungen hinaus, da bis anhin eine derartige Bewertung nur für den Betriebszustand Volllast, aber nicht für die Betriebszustände Schwachlast und Stillstand durchgeführt wurde. Auf die Umsetzung dieser Forderung wird in Kapitel 8.5 dieser Stellungnahme eingegangen. Im Zuge der Inkraftsetzung des KEG und der KEV sind weitere neue Verordnungen nach dem Beurteilungsstichtag der PSÜ des KKL in Kraft getreten. Nachfolgend wird der Inhalt dieser Verordnungen kurz dargelegt und darauf eingegangen, inwieweit diese neue Anforderungen beinhalten: Die Verordnung über die Anforderungen an das Personal in Kernanlagen (VAPK, SR ) beinhaltet Anforderungen an die Ausbildung des zulassungspflichtigen Personals (Schichtchef, Reaktoroperateur, Pikettingenieur) und des nicht zulassungspflichtigen Personals (z. B. Anlagenoperateure, im Auftragsverhältnis tätige Personen). Die Anforderungen an die Ausbildung des zulassungspflichtigen Personals wurden aus der bis anhin bestehenden und im Beurteilungszeitraum der KKL-PSÜ nicht geänderten Richtlinie HSK-R-27 übernommen. Hingegen hat es für die Ausbildung des nicht-zulassungspflichtigen Personals bisher keine expliziten Anforderungen gegeben. Die Verordnung über sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen in Kernanlagen (VBRK, SR ) regelt die Planung, Herstellung, Montage, Inbetriebsetzung sowie den Betrieb von sicherheitstechnisch klassierten Behältern und Rohrleitungen (einschliesslich deren Abstützungen und druckhaltenden Ausrüstungen) für die Verwendung in Kernanlagen

17 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt (BRK). Zu den BRK gehören auch Ausrüstungen mit Sicherheitsfunktion, wie Einrichtungen zur unmittelbaren Druckbegrenzung und die Begrenzungseinrichtungen. Die VBRK bildet zuamen mit den neuen Verordnungen über Druckgeräte, Druckbehälter und deren Verwendung 5 eine geschlossene Gesetzesgrundlage für die druckführenden und Aktivität enthaltenden mechanischen Ausrüstungen in Kernanlagen. Damit wurden die bisher gültigen Verordnungen 6 ausser Kraft gesetzt. Zukünftig werden auch gewisse Richtlinien und Festlegungen des Schweizerischen Vereins für technische Inspektionen (SVTI) ausser Kraft gesetzt. Für die beschriebenen Ausrüstungen bestehen in Zukunft vollständig neue gesetzliche Grundlagen und Regelwerke. Die VBRK im Speziellen enthält neue Anforderungen in den Bereichen Gefahrenanalyse sowie Qualifizierung von Herstellungs- und Prüfverfahren, Ausrüstungen und Personal. Die Forderung nach einer Qualifizierung der Prüfverfahren, Ausrüstungen und dem Einsatz von qualifiziertem Personal wurde bereits in Art. 32 der KEV und der Festlegung NE-14 des SVTI 7 erhoben. Sie wird in der VBRK weiter ausgeführt und führte unter anderem zur Schaffung einer unabhängigen Qualifizierungsstelle in der Schweiz. Der Forderung nach qualifiziertem Personal und Ausrüstungen sowie qualifizierten Arbeitsverfahren bei der Fertigung wird mit der Bezeichnung harmonisierter Normen und der Überwachung durch Sachverständige entsprochen. Die Umsetzung der neuen Anforderungen in den genannten Verordnungen wird von der HSK im Aufsichtsverfahren verfolgt und wird Beurteilungsgegenstand der nächsten PSÜ des KKL sein. Neben den genannten gesetzlichen Beurteilungsgrundlagen sind innerhalb des Beuteilungszeitraums der PSÜ zahlreiche neue Richtlinien der HSK veröffentlicht oder geändert worden. Auf neue oder geänderte weitere Grundlagen wird zurückgegriffen, sofern es bezüglich der zu beurteilenden Themen keine Richtlinien der HSK gibt. Diese weiteren Grundlagen umfassen entsprechend Art. 36 KEV Erkenntnisse aus der Forschung; anerkannte technische in- und ausländische Normen (z. B. des SVTI); die kerntechnischen Regelwerke des Lieferlandes der Kernanlage und anderer Länder; die Empfehlungen internationaler Gremien (z. B. IAEA, ICRP); den Stand der Technik und die Betriebserfahrungen in vergleichbaren Kernanlagen und in anderen relevanten technischen Anlagen Die neuen Verordnungen vom 20. November 2002 über die Sicherheit von Druckgeräten (Druckgeräteverordnung, SR ), über die Sicherheit von einfachen Druckbehältern (Druckbehälterverordnung, SR ) und die Verordnung vom 15. Juni 2007 über die Sicherheit und den Gesundheitsschutz der Arbeitnehmerinnen und Arbeitnehmer bei der Verwendung von Druckgeräten (Druckgeräteverwendungsverordnung) gelten ausschliesslich für Ausrüstungen im konventionellen; d. h. nicht nuklearen Teil der Kernanlage. Sie sind nicht gültig für Druckgeräte und -behälter, die speziell zur Verwendung in Kernanlagen entwickelt wurden und deren Ausfall zu einer Freisetzung von Radioaktivität führen kann. Verordnung vom 9. April 1925 betreffend Aufstellung und Betrieb von Dampfkesseln und Dampfgefässen (SR ) bzw. der Verordnung vom 19. März 1938 betreffend Aufstellung und Betrieb von Druckbehältern (SR ). Festlegung NE-14, Revision 6, Wiederholungsprüfungen von nuklear abnahmepflichtigen mechanischen Komponenten der Sicherheitsklassen 1 bis 4, 1. Januar 2005

18 1-6 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt 2006 In den nachfolgenden Kapiteln dieser Stellungnahme wird beurteilt, inwieweit hieraus im Hinblick auf die nach Art. 4 Abs. 1 KEG zu treffende Vorsorge neue Anforderungen resultieren und ob diese Anforderungen erfüllt sind.

19 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt Bewilligung und Gutachten zur Leistungserhöhung Am 31. Juli 1992 stellte die Kernkraftwerk Leibstadt AG ein Gesuch um Änderung der Betriebsbewilligung für das Kernkraftwerk Leibstadt (KKL) und beantragte die Erhöhung der thermischen Reaktorleistung von 3138 MW auf 3600 MW. Der Schweizerische Bundesrat stimmte dem Gesuch um Leistungserhöhung mit der Verfügung vom 28. Oktober 1998 zu und erteilte die Betriebsbewilligung unter 6 Auflagen. Im Kapitel 2.1 werden die zur Einhaltung bzw. Erfüllung dieser Auflagen getroffenen Massnahmen dargelegt. Die Basis für die Auflagen aus der Betriebsbewilligung stellten Auflagenempfehlungen aus dem Gutachten der HSK vom März 1996 dar. Die in die Verfügung vom 28. Oktober 1998 nicht aufgenommenen Auflagenempfehlungen wurden von der HSK als Forderungen im Rahmen des Aufsichtsprozesses weiter verfolgt. Auf deren Erfüllung wird im Kapitel 2.2 eingegangen. 2.1 Auflagen Bei den Auflagen 3.1 und 3.2 handelte es sich um kontinuierlich einzuhaltende Betriebsbedingungen, während sich die Auflagen 3.3 bis 3.6 auf die in mehreren Stufen durchzuführende Leistungserhöhung bezogen. Die Auflagen sind nachfolgend kursiv gedruckt im Originaltext wiedergegeben. Die geforderten Betriebsbedingungen wurden vom KKL jederzeit im Beurteilungszeitraum eingehalten. Die letzte Stufe der Leistungserhöhung auf eine thermische Reaktorleistung von 3600 MW wurde von der HSK im Dezember 2001 freigegeben. Aus heutiger Sicht sind damit alle Auflagen aus der Betriebsbewilligung erfüllt. Auflage 3.1 Die thermische Leistung des Reaktors des Kernkraftwerkes Leibstadt darf im stationären Betrieb 3600 MW th nicht überschreiten. Die thermische Leistung des KKL wurde im Bewertungszeitraum in vier Stufen von 3138 MW auf 3600 MW erhöht (s. Ausführungen zur Auflage 3.4). Seit Mitte des Jahres 2002 wird das KKL mit der in dieser Auflage begrenzten thermischen Leistung betrieben. Die Einhaltung der maximal zulässigen thermischen Reaktorleistung wird laufend durch das Betriebspersonal des KKL überwacht. Zusätzlich prüft die HSK die Einhaltung dieser Betriebsbedingung stichprobenweise während der Inspektionen. Seit dem Jahr 2006 werden wichtige Anlagenparameter des KKL (u. a. auch die thermische Leistung) der HSK permanent übermittelt. Die begrenzende Betriebsbedingung wurde im Bewertungszeitraum jederzeit eingehalten. Die Auflage ist erfüllt. Auflage 3.2 Bei der Abgabe radioaktiver Stoffe an die Umwelt müssen die folgenden Grenzwerte eingehalten werden. Sie sind aus den Bestimmungen der Strahlenschutzverordnung (StSV) abgeleitet und basieren auf einem quellenbezogenen Dosisrichtwert (Art. 7 StSV) von 0,2 msv pro Jahr:

20 2-2 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt 2006 a) Abgabe an die Atmosphäre Nuklidgruppe Jahresabgabelimite (Bq/Jahr) Kurzzeitabgabelimite Edelgase (bezogen auf CA= Bq/m Bq/Tag Jod Bq/Woche Aerosole mit T 1/2 >8 Tage (, ohne Jod) Bq/Woche b) Abgabe mit dem Abwasser Nuklidgruppe Abwässer ohne Tritium (bezogen auf LE= Bq/kg Jahresabgabelimite (Bq/Jahr) Kurzzeitabgabelimite Tritium Maximale Konzentration im Abwasser bei der Abgabe 100 LE (ohne Tritium) CA: Richtwert für Daueraktivität in der Luft (Bq/m 3 ) für beruflich strahlenexponierte Personen gemäss StSV (Anhang 3) LE: Freigrenze für die spezifische Aktivität in Bq/kg gemäss StSV (Anhang 3) Die Einhaltung der Grenzwerte für die Abgabe radioaktiver Stoffe wird laufend durch das Betriebspersonal des KKL überwacht. Zusätzlich prüft die HSK die Einhaltung dieser Betriebsbedingung stichprobenweise durch eigene Messungen. Die begrenzenden Betriebsbedingungen wurden im Beurteilungszeitraum jederzeit eingehalten (s. Abbildungen in Kapitel 5.8 dieser Stellungnahme). Die Auflage ist erfüllt. Auflage 3.3 Um bei Arbeiten in der kontrollierten Zone eine Zunahme der Strahlenbelastung für Beschäftigte zu begrenzen, sollen die bereits ergriffenen Schritte zur Verminderung der Ortsdosisleistungen in der Anlage weitergeführt und Massnahmen getroffen werden, die geeignet sind, die Auswirkungen der Leistungserhöhung auf die Kollektivdosis abzufangen. Für die mittlere Dosisleistung an den Reaktorumwälzleitungen soll nach wie vor der Richtwert von 2 msv/h gelten. Das KKL hat im Rahmen der stufenweisen Leistungserhöhung auf 3600 MW th die Entwicklung der radiologischen Situation in der Anlage detailliert überwacht und dokumentiert. Die HSK hat ihrerseits diese Überwachung verfolgt und sich anlässlich von Inspektionen während des Betriebs mit höherer Leistung und während der Jahresrevisionen ein eigenes Bild von der radiologischen Situation in der Anlage verschafft. Generell kann festgestellt werden, dass es aufgrund der Leistungserhöhung nur in wenigen Fällen eine erkennbare Zunahme der Dosisleistung in Anlagenbereichen gegeben hat, die während des Leistungsbetriebes begehbar sind. Eine Erhöhung der Dosisleistung wurde bei der Hochdruckturbine und beim Abgassystem festgestellt. Während der Dosisleistungsanstieg im Bereich der Hochdruckturbine den im HSK-Gutachten vom März 1996 geäusserten Erwartungen entspricht, wird die Situation am Rekombinator Süd des Abgassystems weiter verfolgt und analysiert. Im Laufe der Beurtei-

21 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt lungsperiode der PSÜ stieg die Dosisleistung an den Reaktorumwälzpumpen parallel zur steigenden Co-60-Konzentrationen im Reaktorwasser an und lag in den Jahren 1997 bis 2001 knapp über 2 msv/h. Nach einem Maximum im Jahr 2000 von 2,32 msv/h liegt die Dosisleistung am Ende der Beurteilungsperiode mit rund 1,3 msv/h wieder auf dem Niveau von 1994 vor der Leistungserhöhung und damit deutlich unter dem in der Auflage genannten Richtwert. Gründe für diese Reduktion werden in Kapitel dieser Stellungnahme genannt. Dass die Leistungserhöhung des KKL bis heute keine negative Auswirkung auf die Strahlenexposition des Personals hat, zeigt sich darin, dass die mittlere Individualdosis des Eigenpersonals während der Beurteilungsperiode von 1,5 auf etwa 0,75 msv pro Jahr gesunken und insbesondere die Kollektivdosis während des Leistungsbetriebes in den letzten Jahren deutlich zurückgegangen ist (s. Ausführungen in Kapitel dieser Stellungnahme). Die bisherige Entwicklung der Kollektivdosis zeigt, dass die Dosisbelastung des Personals nicht leistungsabhängig ist und der Strahlenschutz des Personals im KKL in den letzten Jahren konsequent so optimiert wurde, dass die in einzelnen Anlagenbereichen mit der Leistungserhöhung verbundene Dosisleistungserhöhung abgefangen wurde. Auflage 3.4 Die Erhöhung der thermischen Nennleistung bis maximal 3600 MW th hat in vier Stufen zu erfolgen. Für jede einzelne Leistungsstufe ist eine Freigabe der HSK erforderlich. Die vier Leistungsstufen sind: LS1: Leistungserhöhung bis 3327 MW th (106 % der bisherigen Nennleistung) LS2: Leistungserhöhung bis 3420 MW th (109 % der bisherigen Nennleistung) LS3: Leistungserhöhung bis 3515 MW th (112 % der bisherigen Nennleistung) LS4: Leistungserhöhung bis 3600 MW th (114.7 % der bisherigen Nennleistung) Voraussetzung für die Freigabe einer Leistungsstufe ist ein auch hinsichtlich Brennelementschäden störungsarmer Betrieb während ca. einem Jahr auf dem vorausgehenden Leistungsniveau. Für die Leistungsstufen LS2 bis LS4 müssen mindestens 6 Monate Betrieb auf der maximal freigegebenen Leistung der vorausgehenden Stufe erfolgt sein. Während einer freigegebenen Leistungsstufe kann die HSK einen zeitlich begrenzten Probebetrieb bis zur maximalen Leistung der nächsthöheren Stufe freigeben. Im Hinblick auf die Freigabe der nächst höheren Leistungsstufe sind die im Betriebsverlauf gewonnenen Erkenntnisse inklusive jener aus dem Bereich Strahlenschutz zu bewerten und zu dokumentieren und rechtzeitig der HSK zur Stellungnahme zu unterbreiten. Die Freigabe der ersten Leistungserhöhung (LS1) bis 3327 MW th erfolgte durch die HSK im Oktober Der hinsichtlich Brennelementschäden störungsarme Betrieb wurde explizit als Voraussetzung für die Freigabe in die Auflage aufgenommen, da in den Jahren 1988 bis 1995 vermehrt Brennstabschäden im KKL auftraten, die mit einer grösseren Freisetzung von Brennstoff in das Reaktorwasser verbunden waren (s. Ausführungen in Kapitel 5.6 dieser Stellungnahme). 8 HSK-Schreiben vom 29. Oktober 1998 (AZ.: LH/SC ), Freigabe für die Leistungserhöhung bis 3327 MW th Leistungsstufe 1 (106 % der bisherigen Nennleistung)

22 2-4 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt 2006 Der Begriff störungsarmer Betrieb hinsichtlich Brennelementschäden wurde von der HSK im Juli als Ausbleiben schwerer Brennelementschäden mit Freisetzung wesentlicher Mengen von Brennstoff ins Kühlmittel definiert. Schwere Schäden, die eine Leistungserhöhung nicht erlauben, liegen vor, wenn prognostiziert wird, dass bis Zyklusende mehr als 150 g Urandioxid in das Reaktorwasser freigesetzt werden; oder wenn die über drei Wochen gemittelte Jod-131-Konzentration im Reaktorwasser mehr als 50 % der in der Technischen Spezifikation des KKL festgelegten Grenze beträgt und eine steigende Tendenz aufweist; oder wenn, unabhängig von den Freisetzungen, Schäden an mehr als vier Brennelementen auftreten, wobei die Schadensursache noch nicht bekannt ist oder nicht behoben werden kann. Im Jahr 1997 wurde erstmals erhöhte lokale Korrosion an einzelnen Brennelementhüllrohren im Bereich der Abstandshalter festgestellt. Auf Basis der vom KKL durchgeführten Messungen zur Ermittlung der Wanddicken der betroffenen Brennelementhüllrohre kam die HSK zu dem Schluss, dass das Fortschreiten der lokalen Korrosion durch die Änderung der wasserchemischen Parameter seit September 1997 wesentlich verringert wurde. Nach Ansicht der HSK war damit die in der Auflage genannte Voraussetzung eines hinsichtlich Brennelementschäden störungsarmen Betriebes erfüllt. Im Betriebszyklus 1997/1998 trat dann auch lediglich ein fremdkörperbedingter Brennelementschaden auf, der zu keiner grösseren Freisetzung von Brennstoff in das Reaktorwasser führte. Die Freigabe der zweiten Leistungserhöhung (LS2) bis 3420 MW th erfolgte durch die HSK im September Im Betriebszyklus 1998/1999 trat ein Brennelementschaden auf, dessen Ursache nicht eindeutig ermittelt werden konnte und der zu keiner Freisetzung von Brennstoff in das Reaktorwasser führte. Wie im Jahr 1998 wurden umfangreiche Messungen zur Ermittlung der Wanddicken der von lokal erhöhter Korrosion betroffenen Brennelementhüllrohre durchgeführt. Damit konnte gezeigt werden, dass die Änderung der wasserchemischen Parameter das Fortschreiten der Korrosion wirksam verhindert. Auf Basis der aus der Auswertung des Betriebsverlaufs nach der ersten Leistungserhöhung gewonnenen Erkenntnisse kam die HSK zu dem Ergebnis, dass der Anlagenbetrieb seit mehr als einem Jahr störungsarm verlief und damit die in der Auflage genannten Voraussetzungen für die Freigabe der zweiten Leistungserhöhung erfüllt waren. Die Freigabe der dritten Leistungserhöhung (LS3) bis 3515 MW th erfolgte durch die HSK im Oktober Im Betriebszyklus 1999/2000 traten Schäden an neun Brennelementen mit Freisetzung von Brennstoff in das Reaktorwasser auf (es wurden ca. 80 g Urandioxid in das Reaktorwasser freigesetzt). Die Mehrzahl der Schäden wurde durch Fremdkörperreibung verursacht (später wurde vom KKL nachgewiesen, dass sämtliche Schäden durch Fremdkörperreibung verursacht worden waren). An etlichen Brennelementen wurden Fremdkörper gefunden, die vermutlich aus Umbau- und Sanie Aktennotiz HSK 12/503 (KSA 12/229), Rev. 1 vom 15. Juli 1997, Interpretation des Begriffs störungsarmer Betrieb hinsichtlich Brennelementschäden bei der Beurteilung von Freigabegesuchen zu Leistungserhöhungsstufen im KKL HSK-Schreiben vom 16. September 1999 (AZ.: KF/SC ), Freigabe für die Leistungserhöhung bis 3420 MW th Leistungsstufe 2 (109 % der bisherigen Nennleistung) HSK-Schreiben vom 10. Oktober 2000 (AZ.: KF/WH/SC ), Freigabe der Leistungsstufe LS3 bis zu einer maximal zulässigen Leistung von 3515 MW th (112 % der Ausgangsleistung von 3138 MW th )

23 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt rungsarbeiten am Wasser-Dampfkreislauf stammten, die im Zusammenhang mit der Leistungserhöhung durchgeführt werden mussten. Da die im KKL eingesetzten Fremdkörperfilter nicht alle Arten von Fremdkörpern zurückhielten, wurden vom KKL zusätzliche Massnahmen ergriffen, um den Eintrag von Fremdkörpern in den Reaktorkühlkreislauf zu verhindern. Die wie bereits in den Vorjahren durchgeführten Messungen zur Ermittlung der Wanddicken der von lokal erhöhter Korrosion betroffenen Brennelementhüllrohre bestätigten erneut, dass ein Fortschreiten der Korrosion wirksam verhindert wurde. Auf Basis der aus der Auswertung des Betriebsverlaufs nach der zweiten Leistungserhöhung gewonnenen Erkenntnisse kam die HSK zu dem Ergebnis, dass der Anlagenbetrieb störungsarm verlief und damit die in der Auflage genannten Voraussetzungen für die Freigabe der dritten Leistungserhöhung erfüllt waren. Der auch hinsichtlich Brennelementschäden störungsarme Betrieb war aus Sicht der HSK dadurch gegeben, dass die Ursache für die aufgetretenen Brennelementschäden identifiziert und Gegenmassnahmen vom KKL getroffen wurden. Die Freigabe der vierten und letzten Leistungserhöhung (LS4) bis 3600 MW th erfolgte durch die HSK im Dezember Im Betriebszyklus 2000/2001 trat ein geringer Brennelementschaden ohne Freisetzung von Brennstoff in das Reaktorwasser auf. Zur Vermeidung fremdkörperbedingter Schäden an Brennelementen begann die Erprobung eines neuen Filtertyps, der einen wesentlich besseren Schutz gegen drahtförmige Fremdkörper bot. Aufgrund der strikten Einhaltung der optimierten wasserchemischen Parameter und des Einsatzes von Brennelementen mit weniger korrosionsanfälligem Hüllrohrmaterial wurde ein Fortschreiten der Korrosion wirksam verhindert. Auf Basis der aus der Auswertung des Betriebsverlaufs nach der dritten Leistungserhöhung gewonnenen Erkenntnisse kam die HSK zu dem Ergebnis, dass der Anlagenbetrieb störungsarm verlief und damit die in der Auflage genannten Voraussetzungen für die Freigabe der letzten Leistungserhöhung erfüllt waren. Das KKL erreichte die Leistung von 3600 MW th nach der Anpassung der Leitschaufeln der Hochdruck-Turbine nach dem Revisionsstillstand im Jahr Auflage 3.5 Als Voraussetzung für die Freigabe jeder Leistungsstufe sind der HSK folgende Unterlagen rechtzeitig einzureichen: Die den geänderten Randbedingungen angepassten Technischen Spezifikationen. Eine detaillierte Liste mit allen Änderungen an Systemen und Komponenten, eingeschlossen Signalauslösewerte, die notwendig sind, um die beantragte Leistungserhöhung zu erreichen, bzw. der Nachweis, dass die erhöhte Leistung auch ohne Änderung an sicherheitstechnisch wichtigen Systemen und Komponenten erreicht werden kann. Für sicherheitsrelevante Änderungen, wie beispielsweise die Erhöhung des Reaktordrucks und der maximalen Förderleistung der Speisewasserpumpen, sind separate Freigaben notwendig. Die durch solche Änderungen bedingten Konsequenzen auf das Anlageverhalten sowie auf Systeme und Komponenten sind abzuklären und darzulegen. Die für die Freigabe der Änderungen notwendigen Unterlagen sind der HSK frühzeitig einzureichen. Ein Überwachungs- und Inspektionsprogramm. Im Zuge jeder Leistungserhöhung wurden die in der Auflage geforderten Unterlagen und das Überwachungs- und Inspektionsprogramm vom KKL eingereicht und von der HSK geprüft. Die damit ver- 12 HSK-Schreiben vom 21. Dezember 2001 (AZ.: KF/SC), Freigabe der Leistungsstufe LS4 bis zu einer maximal zulässigen Leistung von 3600 MW th (114.7 % der Ausgangsleistung von 3138 MW th )

24 2-6 Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des Kernkraftwerks Leibstadt 2006 bundenen Änderungen an Systemen und Komponenten wurden während der Jahresrevisionen durchgeführt und die ordnungsgemässe Ausführung von der HSK inspiziert. Das Überwachungs- und Inspektionsprogramm war nach Ansicht der HSK geeignet, die Auswirkungen der Leistungserhöhung auf das Verhalten des Reaktorkerns und der Gesamtanlage zu erkennen und zu bewerten. Die Erfüllung der Auflage wurde von der HSK in den einzelnen Freigaben für die Leistungsstufen jeweils bestätigt (s. Ausführungen zur Auflage 3.4). Auflage 3.6 Vor der Erteilung der Freigabe für 3420 MW th (LS2) sind folgende Nachrüstungen zur besseren Beherrschung einer ATWS-Transiente (Transiente mit Versagen der Reaktorschnellabschaltung) erforderlich: Einbau der Möglichkeit einer Blockierung des ECCS-ADS (automatische Druckentlastung des Reaktordruckgefässes). Ergänzung der Leittechnik für automatisches Zurückfahren der Speisewasserpumpen auf Minimaldrehzahl ( Runback ) bei relevanten ATWS-Sequenzen. Die in der Auflage geforderten Nachrüstungen wurden vom KKL während der Jahresrevision 1998 ausgeführt und im Beisein der HSK erfolgreich getestet (s. weitere Ausführungen in Kapitel 6 dieser Stellungnahme). Die Erfüllung der Auflage wurde daher von der HSK bereits in der Freigabe für die Leistungsstufe 1 bestätigt (s. Ausführungen zur Auflage 3.4). 2.2 Forderungen Die Forderungen 1 bis 3 betreffen die Themenbereiche Begrenzung von Brennelementschäden, Ausarbeitung eines Alterungsüberwachungsprogramms und Vervollständigung der Probabilistischen Sicherheitsanalyse. In der Forderung 4 wurden die Voraussetzungen für die Erteilung der Freigabe der ersten Leistungsstufe 1 festgelegt. Die Forderungen sind nachfolgend kursiv gedruckt im Originaltext aus dem HSK-Gutachten 1996 wiedergegeben. Aus heutiger Sicht sind die Forderungen aus dem HSK-Gutachten 1996 erfüllt. Forderung 1 Zur Verhinderung resp. zur Begrenzung von Brennelementschäden sind der HSK vor einer Leistungserhöhung einzureichen: Eine umfassende Darlegung der Ursachen und Phänomene der seit dem Betriebszyklus 5 (1988/89) beobachteten Brennstabschäden mit Brennstoffauswaschung sowie der seitens des Betreibers und des Brennelement-Herstellers ergriffenen und vorhergesehenen Massnahmen, um künftig solche Schäden möglichst auszuschliessen oder mindestens zu mildern. Eine Überprüfung der heute geltenden Kriterien (Optimierungsstudie) für den Leistungsbetrieb mit defekten Brennstäben sowie der Richtwerte für eine Zwischenabstellung aus der Sicht des Strahlenschutzes, um die Auswirkungen von Brennstabdefekten auf Individual- und Kollektivdosen klein zu halten. Ein Brennelementüberwachungs- und Inspektionsprogramm, das die Messung von Brennelement- und Brennstabwachstum sowie möglicher Verbiegungen, von Oxidschichtdicken und Crudablagerungen an ausgewählten Brennelementen aus verschiedenen Einsatzzyklen einschliesst.