; IIII IIII. SVL/!t (ENSI) Protokoll

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1 Schweizerische Eidgenossenschaft Confederation suisse Confederazione Svizzera Confederaziun svizra Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI Protokoll Erstell-Datum: Ort: Sitzungsdatum Zeit: Vorsitz: Anwesend: Entschuldigt: Verteiler intern: Verteiler extern: Protokollführer: Visum: Visum Vorgesetzte: 12. Dezember 2014 Seiten: 6 Anhänge:1 Beilagen:- Sitzungszimmer Vindonissa, Industriestrasse 19, 5200 Brugg 12. Dezember :15-17:00 Uhr Hans Wanner (ENSI) Lothar Balles (Stadt Waldshut-Tiengen), Jörg Böhm (Kernkraftwerk Mühleberg), Valentin Burki (Kanton Solothurn), Nils Cordua (ENSI), Bruno Elmiger (Kernkraftwerk Gösgen), Thomas Ernst-Simonnot (ENSI), Bernd Friebe (Bund für Umweltschutz und Naturschutz Deutschland), Jörg Gantzer (Landkreis Waldshut), Heini Glauser (Mahnwache), Johannes Hammer (ENSI), Sebastian Hueber (ENSI), Stephan Husen (Kanton Basel-Stadt), Jean-Pierre Jaccard (Mahnwache), Patrick Jecklin (swissnuclear), Christian Kaizler (Amt der Vorarlberger Landesregierung), Florian Kasser (Greenpeace), Heike Kaulbarsch (Kernkraftwerk Beznau), Jens Klügel (Kernkraftwerk Gösgen), Markus Kühni, Dieter Loy (ENSI), Herbert Meinecke (Kernkraftwerk Gösgen), Georges Piller (ENSI), Bernhard Reer (ENSI), Martin Richner (Kernkraftwerk Beznau), Gerald Scharding (NAZ), Michael Schorer (Nuklearforum), Ralph Schulz (ENSI), Ueli Stalder (Kanton Bern), David Suchet (ENSI), Klaus Theiss (ENSI), Thomas van Stiphout (ENSI), Hans Wanner (ENSI) Mathias Brettner (Österreich, Physikerbüro Bremen), Stefan Füglister (Kampagnenforum), Petra Hall (Landkreis Waldshut), Josef Hess (Bundesamt für Umwelt), Walter Lehmann (Kernkraftwerk Mühleberg), Ulrich Nyffenegger (Kanton Bern), Michael Plaschy (Alpiq), Martin Saxer (Kernkraftwerk Mühleberg), Karin Scheidegger (Kanton Bern), Willem van Doesburg (Kernkraftwerk Mühleberg) GLSTV, OS, Nils Cordua, Thomas Ernst-Simonnot, Johannes Hammer, Bernhard Reer, Klaus Theiss, Thomas van Stiphout Urs Amherd (Kernkraftwerk Mühleberg), Lothar Balles (Stadt Waldshut-Tiengen), Urban Biffiger (Kanton Aargau), Jörg Böhm (Kernkraftwerk Mühleberg), Mathias Brettner (Österreich, Physikerbüro Bremen), Silvia Brogli Huber (Gemeinde Leibstadt), Benno Bühlmann (Bundesamt für Bevölkerungsschutz), Jürg Buri (Schweizerische Energiestiftung), Valentin Burki (Kanton Solothurn), Stephan Doehler (Axpo), Bruno Elmiger (Kernkraftwerk Gösgen), Donat Faeh (Schweizerischer Erdbebendienst), Martin Forter (Ärztinnen und Ärzte für Umweltschutz), Bernd Friebe (Bund für Umweltschutz und Naturschutz Deutschland), Reinhard Fuchs (Kernkraftwerk Leibstadt), Stefan Füglister (Kampagnenforum), Jörg Gantzer (Landkreis Waldshut), Karin Giaccomuzzi (Kernkraftwerk Leibstadt), Heini Glauser (Mahnwache), Walter Glöckle (Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft Baden-Württemberg), Rolf Glünkin (Kanton Solothurn), Petra Hall (Landkreis Waldshut), Josef Hess (Bundesamt für Umwelt), Peter Hirt (Gemeinde Döttingen), Stephan Husen (Kanton Basel-Stadt), Jean-Pierre Jaccard (Mahnwache), Patrick Jecklin (swissnuclear), Christian Kaizler (Amt der Vorarlberger Landesregierung), Florian Kasser (Greenpeace), Heike Kaulbarsch (Kernkraftwerk Beznau), Jens Klügel (Kernkraftwerk Gösgen), Peter Koch (Bundesamt für Energie), Markus Kühni, Walter Lehmann (Kernkraftwerk Mühleberg), Rene Maire (Gemeinde Mühleberg), Herbert Meinecke (Kernkraftwerk Gösgen), Catherine Mettler (Axpo), Johannis Nöggerath (Kernkraftwerk Leibstadt), Ulrich Nyffenegger (Kanton Bern), Jürgen Oser (Regierungspräsidium Freiburg), Andreas Pfeiffer (Kernkraftwerk Leibstadt), Michael Plaschy (Alpiq), Michael Prasser (ETH Zürich), Martin Richner (Kernkraftwerk Beznau), Martin Saxer (Kernkraftwerk Mühleberg), Gerald Scharding (NAZ)", Karin Scheidegger (Kanton Bern), Michael Schorer (Nuklearforum), Anton Schwarz (Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft Baden-Württemberg), Ueli Stalder (Kanton Bern), Suzanne Thoma (BKW), Willem van Doesburg (Kernkraftwerk Mühleberg), Urs Vögeli (Kanton Basel-Stadt), Sabine von Stockar (Schweizerische Energiestiftung), Urs Weidmann (Kernkraftwerk Beznau), Stefan Wiemer (Schweizerischer Erdbebendienst), Martin Zimmermann (Paul Scherrer Institut), Andre Zoppi (Gemeinde Würenlingen) SVL/!t (ENSI) ; IIII IIII Klassifizierung Aktenzeichen keine 10KKA.TFK Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat Industriestrasse 19, 5200 Brugg Tel , Fax

2 Klassifizierung: Aktenzeichen/Referenz: Titel: Datum / Sachbearbeiter: keine 10KKA.TFK / ENSI-AN-9275 Protokoll zur 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke 12. Dezember 2014 / David Suchet (ENSI) Referenz Schlagwörter ENSI-AN-9275 Technisches Forum Kernkraftwerke, Druckentlastung, SAMG Protokoll zur 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke Traktanden 1 Begrüssung 3 2 Traktandenliste 3 3 Entwicklung von SAMG für Leichtwasserreaktoren - Übersicht 3 4 Integriertes Notfallmanagement im Kernkraftwerk Gösgen 4 5 SAMG im Kernkraftwerk Mühleberg 5 6 Verabschiedung schriftliche Antworten zu den Fragen 9 (Kernkraftwerk Mühleberg/Kernkraftwerk Leibstadt und ENSI), 10 (Kernkraftwerk Leibstadt/Kernkraftwerk Mühleberg), 12 (Kernkraftwerk Mühleberg), 13 (Kernkraftwerk Mühleberg/ENSI), 14 (Kernkraftwerk Mühleberg) und 15 (ENSI) 6 7 Protokoll der 6. und 7. Sitzung vom 19. September Varia 6 2/6

3 Klassifizierung: Aktenzeichen/Referenz: Titel: Datum I Sachbearbeiter: keine 10KKA.TFK / ENSI-AN-9275 Protokoll zur 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke 12. Dezember 2014 I David suchet (ENSI) Protokoll 1 Begrüssung H. Wanner begrüsst die Teilnehmenden, insbesondere die neuen Teilnehmer am Forum: V. Burki (Kanton Solothurn), G. Scharding (NAZ) und U. Stalder (Kanton Bern). 2 Traktanden I iste Es gibt keine Anmerkung zur Traktandenliste. 3 Entwicklung von SAMG für Leichtwasserreaktoren - Übersicht J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) präsentiert die Entwicklung von SAMG für Leichtwasserreaktoren. Auf Anfrage von S. Husen (Kanton Basel) stimmt er der Publikation seiner Folien zu 1. F. Kasser (Greenpeace) fragt, ob die Flex-Strategien zur 4. Ebene der gestaffelten Sicherheitsvorsorge gehören. M. Kühni fragt, wie der Übergang von symptomorientierten Notfallmassnahmen zu SAMG-Massnahmen erfolgt. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) erklärt, dass die Flex-Massnahmen der Verhinderung von Kernschäden dienen. Sie befinden sich auf der 4. Ebene der gestaffelten Sicherheitsvorsorge. SAMG Massnahmen haben als Ziel, einen in Gang gesetzten Kernschadensvorgang zu beenden und die Unfallauswirkungen zu lindern. Im Kernkraftwerk Gösgen wurden in den Jahren 2003 und 2004 symptomorientierte Störfallvorschriften (im Betriebshandbuch - BHB) eingeführt. H. Glauser (Mahnwache) erkundigt sich nach dem Zusammenhang zwischen den Containment- und Anlagenzuständen gemäss EPRI und den entwickelten Strategien. Er fragt zudem, ob in den Ereignisabläufen Informationen über kritisches Versagen von Massnahmen bestehen. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) betont, dass die Containment- und Anlagezustände als Grundlagen für die Bestimmung von Strategien fungieren. Letztere werden durch mehrere Massnahmen konkretisiert, wobei auch alternative Massnahmen Ue nach Verfügbarkeit der Systeme) vorbereitet sind. Die Ereignisabläufe beeinflussen ihrerseits die zu treffenden Massnahmen. J-P. Jaccard (Mahnwache) fragt, ob neben den Containment- und Anlagezuständen auch das Umfeld des Kernkraftwerks berücksichtigt wird. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) antwortet, dass bei jedem Zustand Gefährdungen!.Jnd mögliche nachteilige Konsequenzen der Massnahmen ausgewiesen werden. Die radiologische Situation wird berücksichtigt. Bei einem schweren Störfall können die Schutzmassnahmen für das Personal getroffen werden. Gemäss den in Deutschland geltenden gesetzlichen Grundlagen sind externe Notfallmassnahmen 1 Nachtrag: Die Folien werden zusammen mit dem verabschiedeten Protokoll als Beilage veröffentlicht. 3/6

4 Klassifizierung: Aktenzeichen/Referenz: Titel: Datum I Sachbearbeiter: keine 1 OKKA.TFK I ENSI-AN-9275 Protokoll zur 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke 12. Dezember 2014 / David Suchet (ENSI) (z. B. Evakuierung) bei einer zu erwartenden Folgedosis von 10 Millisievert für die Bevölkerung vorgesehen. G. Piller (ENSI) fügt hinzu, dass das Dosismassnahmenkonzept Schutzmassnahmen für schwangere Frauen und Kinder bereits ab 1 Millisievert vorsieht. Hinsichtlich des Einsatzes von hardened Vent" fragt M. Kühni, ob die Kernkraftwerke in den USA SAMG-Massnahmen wirklich ohne Nachrüstungen umgesetzt haben. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) erklärt, dass grundsätzlich (siehe Folien) die Kapazität der vorhandenen Einrichtungen ausgereizt werden sollte. Eine Reihe von amerikanischen SWR (Mark 1) haben tatsächlich ein ungefiltertes "hardened vent" nachgerüstet. Dies war jedoch keine SAMG-Massnahme, sondern diente der Verbesserung der Beherrschung von Auslegungsstörfällen einschliesslich eines kurzzeitigen (30 Minuten) Station Blackouts. 4 Integriertes Notfallmanagement im Kernkraftwerk Gösgen J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) präsentiert das integrierte Notfallmanagement im Kernkraftwerk Gösgen und zeigt einleitend eine Unfallsimulation für einen verzögerten "Totalen Station Blackout (TSBO)" analog dem Unfallablauf in Fukushima Daichii Block 1 unter Berücksichtigung von anlagen internen Notfallmassnahmen. Er zeigt, dass bei Annahme des Fukushima-Szenariums im KKG mit Hilfe der Notfallmassnahmen ein Kernschaden verhindert werden kann. M. Kühni möchte wissen, wie gross der Durchfluss im Reaktordruckbehälter bei einer Kühlung über einen Dampferzeuger ist. Er fragt bezüglich der Simulation, ob bei dem vorgestellten Simulationsszenarium (verzögerter "Totaler Station Blackout") nicht der Druckhalter "solid" wird (auffüllen mit Wasser, was bei Three Mile Island TMI ja zu ungünstigen Personalhandlungen geführt hat). J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) antwortet, dass dies richtig ist. Die Druckhaltersicherheitsventile im KKG sind jedoch seit dem Umbau der Druckhalterventilstation (2005) im Unterschied zu TMI für Wasserabblasen qualifiziert, so dass das "Volllaufen" des Druckhalters toleriert werden kann. Er fügt an, dass die Nachwärme über einen Einphasen-Naturumlauf abgeführt werden kann. Er zeigt auf, dass ein mit dem Fukushima-Störfall vergleichbarer Störfall im KKG mit einer Folgedosis von 1 Millisievert am Zaun des Areals beherrscht werden könnte. M. Kühni fragt, ob das im Vortrag gezeigte Dieselaggregat ursprünglich im Lager Reitnau stationiert war. H. Meinecke (Kernkraftwerk Gösgen) antwortet, dass KKG ursprünglich ein bereits bestelltes Dieselaggregat aufgrund der Lieferfristen dem Lager Reitnau zur Verfügung gestellt hat. Inzwischen wurde das Aggregat gegen mehrere kleinere, welche leichter transportierbar sind, getauscht. Diese kleineren Aggregate können zusammengeschaltet werden und wurden ebenfalls erfolgreich getestet. F. Kasser (Greenpeace) erkundigt sich, inwieweit die Bespeisung von Dampferzeugern Teil von SAMG Massnahmen ist. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) antwortet, dass die in der Simulation gezeigte Bespeisung der Dampferzeuger einen Kernschmelzunfall verhindert und daher eine präventive Notfallmassnahme ist. Die Massnahme wird aber auch im SAMG-Bereich (nach Kernschaden) verwendet. Bei einem Kernschaden können damit Heizrohrschäden vermieden werden oder radioaktive Stoffe (ausser Edelgasen), die aus den Heizrohren entweichen, in der Wasservorlage des Dampferzeugers zurückgehalten werden. 4/6

5 Klassifizierung: Aktenzeichen/Referenz: Titel: Datum I Sachbearbeiter: keine 1 OKKA.TFK I ENSI-AN-9275 Protokoll zur 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke 12. Dezember 2014 / David Suchet (ENSI) H. Glauser (Mahnwache} fragt, inwieweit alle diese Notfallmassnahmen bei erschwerten Bedingungen (zum Beispiel Verlust der Kommunikationsmittel und der Instrumentierung) umgesetzt werden können. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) erklärt, dass beim Versagen der Instrumentierung Entscheidungshilfen zur Verfügung stehen. Eine Notbeleuchtung ist bei einem solchen Fall auch notwendig. Er hält schliesslich fest, dass es zahlreiche und gestaffelte Massnahmen im Kernkraftwerk Gösgen gibt, um eine Kernschmelze zu verhindern. Bei einer Eskalation des Unfalls greifen neue Massnahmen, mit deren Hilfe die Unfallauswirkungen gelindert werden. Die Schweizer Werke sind auf solche Situationen vorbereitet. 5 SAMG im Kernkraftwerk Mühleberg J. Böhm (Kernkraftwerk Mühleberg) präsentiert auf Deutsch die SAMG im Kernkraftwerk Mühleberg anhand von Folien (inkl. Abkürzungen) auf Englisch. Für M. Kühni ist die Abgrenzung zwischen Notfallmanagement und SAMG nicht klar. Das Containment Druckentlastungssystem (CDS) diene nicht dazu, eine Kernschmelze zu verhindern. M. Richner (Kernkraftwerk Beznau) weist auf die zwei Unterebenen der 4. Ebene der gestaffelten Sicherheitsvorsorge hin. Störfälle der Unterebene 4a sind auslegungsüberschreitend, werden aber ohne Kernschaden beherrscht. Die Unterebene 4b greift hingegen, wenn die Kühlung nicht mehr gewährleistet wird. Eine Containment-Druckentlastung soll die Auswirkungen einer Kernschmelze lindern (Schutz des Containments vor Überdruckversagen). Für M. Kühni dürfen sich die vorbeugenden Massnahmen und die SAMG-Massnahmen nicht überlappen. J. Klügel (Kernkraftwerk Gösgen) antwortet, dass der Begriff Notfallmanagement" beide Ebenen (die präventive und die mitigative, d. h. lindernde, Ebene) abdeckt. Es gibt beim Kernkraftwerk Gösgen klare Übergangskriterien für diese beiden Ebenen. R. Schulz (ENSI) fügt an, dass der Begriff Accident Management Massnahme" im Schweizer Regelwerk nicht eindeutig definiert ist. Die Kernkraftwerke in der Schweiz müssen bestimmte auslegungsüberschreitende Ereignisse auf der Unterebene 4a beherrschen. J-P. Jaccard (Mahnwache) erkundigt sich nach der im Kernkraftwerk Mühleberg im Notfall verwendeten Sprache 2. J. Böhm (Kernkraftwerk Mühleberg) antwortet, die SAMG-Dokumentation in englischer Sprache vorliegt. R. Schulz (ENSI) erklärt, dass das ENSI bei seiner Prüfung der SAMG-Massnahmen auf diesen Punkt bereits hingewiesen hat. Es hat aber festgestellt, dass die SAMG-Gruppe mit diesen Vorschriften ausreichend geschult wurde. Das Kernkraftwerk Mühleberg ist zudem eine Anlage eines amerikanischen Herstellers. Es ist dort üblich, englische Bezeichnungen für die Systeme zu verwenden. M. Kühni fragt, ob sich die SAMG-Gruppe immer auf dem Gelände befindet. Er möchte wissen, wie unter erschwerten Bedingungen (infolge eines Erbebens und des Ausfalls der Kommunikationsmittel} das Personal einrücken kann. 2 Nachtrag vom 26. März 2015: Ralph Schulz (ENSI) antwortet, dass zwar auch Unterlagen in englischer Sprache benutzt werden (KKM ist ein amerikanisches Fabrikat), die Operateure unterhalten sich aber auf Deutsch. 5/6

6 Klassifizierung: Aktenzeichen/Referenz: Titel: Datum / Sachbearbeiter: keine 1 OKKA.TFK I ENSI-AN-9275 Protokoll zur 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke 12. Dezember 2014 / David suchet (ENSI) H. Meinecke (Kernkraftwerk Gösgen) betont, dass beim Kernkraftwerk Gösgen die Pikettingenieure über die Accident Management"-Massnahmen geschult werden. Diese Pikettingenieure befinden sich immer auf dem Kraftwerksareal. M. Richner und H. Kaulbarsch (beide Kernkraftwerk Beznau) erklären, dass es für das Personal des Kernkraftwerks Beznau Anweisungen gibt, wie sich Personen nach einem schweren Erdbeben verhalten müssen, welche sich ausserhalb des Werks befinden. 6 Verabschiedung schriftlicher Antworten zu den Fragen 9 (Kernkraftwerk Mühleberg/Kernkraftwerk Leibstadt und ENSI), 10 (Kernkraftwerk Leibstadt/Kernkraftwerk Mühleberg), 12 (Kernkraftwerk Mühleberg), 13 (Kernkraftwerk Mühleberg/ENSI), 14 (Kernkraftwerk Mühleberg) und 15 (ENSI) Da kein Vertreter des Kernkraftwerks Leibstadt anwesend ist, wird auf eine Diskussion der Antworten 9 und 10 verzichtet. Die Antwort 12 wird nach einer terminologischen Anpassung (Antwort 12 "Stahlbeton-Hohlkasten" versus Antwort 13 "Betonröhrenkonstruktion") verabschiedet. Die schriftliche Antwort 13 wird anhand der Diskussion angepasst. Betreffend Antwort 14 fragt M. Kühni, ob bei einem Störfall Messwerte noch vorliegen. H. Meinecke (Kernkraftwerk Gösgen) betont, dass vor einer Abgabe ein Quellterm konservativ ermittelt werden muss. Dieser wird dem ENSI übermittelt. G. Piller (ENSI) erklärt, dass die effektive Abgabe mit verschiedenen Ortdosisleistungsmessgeräten rekonstruiert werden kann. Es sind aber keine exakten Aussagen möglich. Die schriftlichen Antworten 14 und 15 werden verabschiedet. 7 Protokoll der 6. und 7. Sitzung vom 19. September 2014 F. Kasser (Greenpeace) begrüsst den Umfang des Protokolls. Er wünscht aber, dass Nachträge klar ausgewiesen werden und dass die Sitzungen aufgezeichnet werden. H. Wanner (ENSI) hält fest, dass das Produkt des Forums den schriftlichen Antworten entspricht und sieht von einer Aufzeichnung ab. Die Aufzeichnung von Präsentationen kann aber an einer der nächsten Sitzungen traktandiert werden, falls gewünscht. Das Protokoll zur 6. und 7. Sitzung wird verabschiedet. 8 Varia Die nächste Sitzung findet am 26. März 2015 von bis Uhr statt. 6/6

7 Entwicklung von SAMG für Leichtwasserreaktoren - Übersicht 8. Sitzung des Technischen Forums Kernkraftwerke ENSI Forum Technik Folie 1

8 Veranlassung «Root causes» für den Unfall in Fukushima 1) Unterschätzung der Erdbeben- und der daraus resultierenden Tsunamigefährdung für den Standort des Kraftwerks 2) Verletzung/Abweichung von Grundprinzipien der Sicherheitsvorsorge insbesondere des «defence in depth» Unzureichender Redundanzgrad der Sicherheitssysteme inkl. der Versorgungseinrichtungen (der Funktionsketten) Unzureichende räumliche Trennung von Sicherheitssystemen inklusive der Versorgungseinrichtungen 3) Unzureichend vorbereitete Notfallmassnahmen ( auf Sicherheitsebene 4) inklusive SAMG Folie 2

9 Übersicht 1) Entwicklung von SAMG für Leichtwasserreaktoren Übersicht Anlagenspezifische Beispiele 2) Integriertes Notfallmanagement im KKG 3) SAMG im Kernkraftwerk Mühleberg Folie 3

10 Entwicklung von SAMG für Leichtwasserreaktoren Ausgangspunkt für die Entwicklung von Notfallmassnahmen Unfall von TMI vom Erkenntnisse aus Risikostudien (USA: NUREG-1150; in Deutschland: Risikostudie A und B (1990)) Mit vorbereiteten Notfallmassnahmen kann das Risiko unzulässiger Unfallkonsequenzen deutlich reduziert werden Unfall von TMI hat gezeigt, dass konkrete Unfallszenarien im Detail nicht vorhersehbar sind; Unwahrscheinliche Szenarien dürfen von der Sicherheitsvorsorge nicht ausgeschlossen werden Übergang von Ereignisbasierten zu Symptombasierten Notfallvorschriften Folie 4

11 Entwicklung von SAMG für LWR: USA Ablauf zeitlich in 2 Phasen unterteilt: Phase 1 Forschung und Iststands-Analyse, Phase 2 Praktische Umsetzung der Erkenntnisse, nach Fukushima - Weiterentwicklung Phase 1: Forschung: um ein besseres Verständnis der wesentlichen Abläufe bei einem schweren Unfall zu erlangen Staatliches Sicherheitsforschungsprogramm an den renommierten Staatlichen Forschungsanstalten (Argonne NL, Idaho NL, Brookhaven NL, Lawrence Livermore NL, Sandia NL) Iststandsanalyse: Individual Plant Examination Program (IPE) Severe Accident Vulnerabilities durch NRC angeordnet Folie 5

12 Entwicklung von SAMG für LWR, USA Phase 2 NRC forderte die Industrie auf, Strategien und Regeln zur Beherrschung/ Begrenzung der Folgen schwerer Unfälle zu entwickeln NEI (Nuclear Energy Institute) entwickelte Positionspapier (NEI 91-04, Rev. 1) Wiederherstellung der Kernkühlung Schutz der die Aktivität einschliessenden Barrieren Fokus: Verwendung der vorhandenen technischen Mittel EPRI entwickelte «Technical Basis Report» EPRI Technical Basis Report EPRI TR , Vol. 1& Vol aktualisiert, Generische Liste von Strategien von LWR Folie 6

13 Containment- und Anlagenschadenzustände gemäss EPRI TBR Zustand des Reaktorkerns OX BD EX Beschreibung Hüllrohroxidation Schwerer Kernschaden, Kern im RDB Grosser Anteil des zerstörten Kerns ausserhalb des RDB Aktualisierung nach Fukushima Zustand des Containments CC CH I B F Beschreibung Isoliert und Wärmeabfuhr gesichert Isoliert, aber Integrität gefährdet Integrität beeinträchtigt, kleine Leckagen Containment-Bypass Versagen des Sekundärcontainments, grosse Freisetzung Folie 7

14 Entwicklung von SAMG für LWR, USA Phase 2 und Weiterentwicklung nach Fukushima EPRI TBR bildete die Basis für die Betreiber unterschiedlicher Reaktortypen (Owner Groups) typ- und anlagenspezifische Strategien für Gegenmassnahmen und zugehörige Handlungsrichtlinien zu entwickeln Umsetzung in allen US KKW bis 1998 Konkrete Umsetzung der generischen Strategien Im Wesentlichen ohne zusätzliche «Hardware» (z.b. kein gefiltertes Containmentventing) Weiterentwicklung: Ereignisse von Szenarium Flugzeugangriff, NRC Verfügung mit Punkt B5b: Erweiterung der Notfallmassnahmen durch Bereitstellung zusätzlicher Notfallmittel (B5b Strategie) Unfall von Fukushima NEI/INPO entwickeln B5b Strategie zum FLEX Konzept weiter (FLEX Diverse and Flexible Coping Strategies) Folie 8

15 FLEX - Diverse and Flexible Coping Strategies - Konzept Ereignis Alarmierungszeit Verwendung von Notfallausrüstungen auf der Anlage und Transport der externen Ausrüstungen zur Anlage Notfallmanagement mit externen Ausrüstungen Stabilisierung der Lage Folie 9

16 Grundkonzept von FLEX Vermeidung eines Kernschadens mit externen Mitteln Folie 10

17 FLEX Strategien zur Beherrschung schwerer Unfälle (BWR) NEI Draft, Tabelle 3-1 Folie 11

18 FLEX Strategien zur Beherrschung schwerer Unfälle (PWR) NEI Draft, Tabelle 3-2 Folie 12

19 Entwicklung von anlageninternen Notfallmassnahmen in der Schweiz Nach dem Unfall von Chernobyl HSK (ENSI) verabschiedet Programm «Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfällen», MSU- Programm (1987) 1989 HSK erlässt die Richtlinie R-103 «Anlageninterne Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfälle» Primärer Fokus auf Vermeiden von Kernschmelzunfällen und wenn nicht möglich dann Fokus auf Linderung der Folgen Im Unterschied zu USA werden explizit auch Massnahmen zur Erweiterung der Hardware gefordert, u.a.: Gefilterte Containmentdruckentlastung Massnahmen zum Schutz des Containments vor brennbaren Gasen Druckentlastung des Reaktorkühlkreislaufs CH KKW führen Notfallmassnahmen zur Verhinderung eines Kernschadens und für die gefilterte Containmentdruckentlastung ein (z.b. im KKG Ende 1994 abgeschlossen) Folie 13

20 Entwicklung von anlageninternen Notfallmassnahmen in der Schweiz Einführung von SAMG HSK ( ) Bestandsaufnahme in den CH KKW HSK-AN-3674, «Anforderungen für die Entwicklung und Einführung von SAMG» Begriff SAMG im engeren Sinn Anlageninterne Notfallmassnahmen nach Schädigung des Reaktorkerns Ziele von SAMG einen Kernschmelzvorgang zu beenden, die Containmentintegrität aufrecht zu erhalten, die Freisetzung radioaktiver Stoffe zu minimieren. Detaillierte technische Lösung nicht vorgegeben Anlagenspezifisch Berücksichtigung organisatorischer Aspekte Folie 14

21 Entwicklung von anlageninternen Notfallmassnahmen in der Schweiz Einführung von SAMG HSK-AN-3674 (2000) definiert Vorgehen Dokumentation der technischen Grundlagen (Wissensbasis), die anlagenspezifisch relevant sind, Entwicklung von Strategien für die Bewältigung von schweren Unfällen, Entwicklung von Entscheidungshilfen, Verifikation und Validierung der vorgesehenen Maßnahmen (soweit möglich) Überprüfung der Notfallorganisation in Bezug auf die Einführung von SAMG Entwicklung eines Verfahrens zur Aufrechterhaltung von SAMG (periodischer Vergleich mit dem Stand von Wissenschaft und Technik) HSK/ENSI verlangte von Anfang an die Berücksichtigung aller relevanten Betriebszustände (einschliesslich Nichtleistungsbetrieb) und die Berücksichtigung externer Einwirkungen Anforderungen wurden durch alle CH KKW umgesetzt ENSI Richtlinie B 12 (2009) Folie 15

22 Literaturverzeichnis (öffentliche Quellen) EPRI, Severe Accident Management Guidance Technical Basis Report, TR , aktualisiert 2012 ENSI Richtlinie B12, Notfallschutz in Kernanlagen, 2009 IAEA, Severe Accident Management Programmes for Nuclear Power Plants, NS-G-2.15, 2009 J.-U. Klügel, M. Richner, Anlagentechnische Notfallmassnahmen in Schweizer Kernkraftwerken (DWR), atw 1, 2004, S J.-U. Klügel, Integriertes Notfallmanagement im KKG, atw 3, 2007, S NEI (draft): DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES (FLEX) IMPLEMENTATION GUIDE, 2012 Folie 16

23 Integriertes Notfallmanagement im Kernkraftwerk Gösgen ENSI Forum Technik, 8. Sitzung vom ENSI Forum Technik Folie 17

24 Inhaltliche Übersicht Demonstration der Wirksamkeit der Notfallmassnahmen am Beispiel des Unfallablaufs in Fukushima übertragen auf KKG Übersicht über das Integrierte Notfallmanagement im KKG Konzept Aufbau des Notfallhandbuchs Typische Strategien und Massnahmen Folie 18

25 Simulation des Unfallablaufs in Fukushima übertragen auf KKG Referenz Fukushima-Daichi Ereignisablauf Fukushima-Daichi Ereignisablauf übertragen auf KKG Zeitpunkt Ereignis Auswirkung Zeitpunkt Ereignis Auswirkung 0 ( :46) Starkes Erdbeben Notstromfall Start der beiden Notstromdiesel (nicht räumlich getrennt) 1 fällt kurzfristig danach aus 0 Starkes Erdbeben Notstromfall und zusätzlich Ausfall von 5 von 6 räumlich getrennten Notstromdieseln 55 min (15:41) Nach 15:41 18:09-18:18 Überflutung durch Tsunami Ausfall aller Gegenmassnahmen, z.b. Wiederinbetriebnahme des Isolationskondensators Totaler Station Blackout (TSBO) da Ausfall des letzten Notstromdiesels, Fluten von Batterieräumen, Verlust der Hauptwärmesenke Übergang zum Kernschaden, ab 17:45 Kernoxidation, ca. ab 18:45 Einsetzen des Kernschmelzvorgangs 55 min Postulierter Ausfall des letzten Notstromdiesels 140 min = 17:06 4h = 18:46 Verlust des Siedeabstandes Beginn der Bespeisung eines DE mit Feuerlöschwasser Totaler Station Blackout, Erkennen der Schutzzielverletzung Durchführung der Notfallmassnahme «Sekundärseitige Druckentlastung» Kernaufheizung wird verhindert Folie 19

26 Folie 20

27 Typische Parameterverläufe und Störfallauswirkungen Druckverlauf: Druckhalter und Dampferzeuger Maximale Brennstoff- und maximale Hüllrohrtemperatur, < 400 C Keine störfallinduzierten Brennstoffschäden; Folgedosis in der Umgebung (Zaun des KKG) < 1mSv Keine externen Notfallmassnahmen für die Bevölkerung erforderlich; keine Einnahme von Jodtabletten notwendig Folie 21

28 Einführung von Notfallmassnahmen im KKG Umsetzung der Richtlinie HSK R 103 (MSU) Notfallhandbuch Massnahmen zur Verhinderung eines Kernschadens (1994) und zum Schutz des Containments Hardware (1993/1994) Fremdenergielose Druckentlastung der DE Einspeisung mit Feuerlöschwasser in DE Gefilterte Containmentdruckentlastung Massnahmen zur Linderung schwerer Unfälle (SAMG, 2005) Integriertes Notfallmanagement Folie 22

29 Integriertes Notfallmanagement im KKG - Terminologie Integriert: Kombination aus Präventiven Notfallschutzmassnahmen (Verhinderung des Eintritts eines Kernschadens) und Mitigativen Notfallschutzmassnahmen (Linderung der Folgen eines Kernschadens, Minimierung der Auswirkungen auf die Umgebung) in einem technischen Führungsdokument - dem Notfallhandbuch mit geregeltem Übergang zwischen den Unfallbekämpfungsphasen (präventiv bei Misserfolg mitigativ) Folie 23

30 Notfallregelungen im KKG Struktur der Notfallvorschriften Übergang von präventiven zu mitigativen Massnahmen (Leistungsbetrieb) Folie 24

31 Integriertes Notfallmanagement ( Notfallhandbuch) 9 Schutzziele und Wiederherstellung von Versorgungsfunktionen mit zugehörigen Massnahmen Mitigative Massnahmen (SAMG) Strategien abgeleitet für 25 physikalisch mögliche Anlagenschadenszustände Folie 25

32 SAMG Ableitung von Massnahmen Diagnose der Anlagenschadenzustände bildet die Basis für die Auswahl einer Strategie zur Begrenzung der Unfallfolgen; Diagnose erfolgt auf der Grundlage speziell definierter Störfallinstrumentierung oder (bei Ausfall) mit einfachen rechnerischen Hilfsmitteln Zu jeder Strategie gehört ein Ensemble möglicher Gegenmassnahmen mit zugehörigen Fahrvorschriften (Prozedur) Diagnose des Anlagenschadenzustandes Auswahl der Strategie Auswahl der Massnahme (Prozedur) Folie 26

33 Beispiel: Auswahl der Strategie Zustand A2 SHB gefährdet, Kern oxidiert Folie 27

34 Beispiel Strategie A2-Bl.1 Reduktion der Wasserstoffkonzentration im SHB Ziel Entscheidungs- und Abbruchkriterien Erfolgskriterien; Wirksamkeit Hinweise/ evtl. Gefährdungen Prozeduren und Hilfsmittel Folie 28

35 Diagnose des Sicherheitsbehälter(Containment)zustandes Diagnose startet immer mit der Überprüfung des kritischsten Zustandes Grosses Leck im Reaktorsicherheitsbehälter Zustand des Systems der gefilterten Druckentlastung Sicherheitsbehälter isoliert Folie 29

36 Überwachung des Kernzustandes Folie 30

37 Überwachung der Anlagenschadenzustände definierte Instrumentierung Folie 31

38 Aufbau NHB - Prozeduren, nach Schutzzielen unterteilt Vorgelagert: Spannungsversorgung (auch für SAMG) a) Noteinspeisung ab Wasserkraftwerk (BHB bzw. NHB 8.9.1) b) Gezielte Versorgung mit mobilen Aggregaten (NHB 8.9.3) c) Notstandnotstromversorgung mit mobiler Notstromanlage (NHB 8.9.4) d) Wiederherstellung Spannungsversorgung Notstand mit GEPE-11-Diesel durch Fachpersonal 1. Unterkritikalität a) Steuerstabspannung unterbrechen (NHB 8.1.1) 2. Sekundärseitige Wärmesenke a) Druckentlasten der DE (NHB 8.2.1) b) Speisewasserbehälter auf 12bar aufladen (NHB 8.2.2) c) Abblasen über RQ- oder UP-Sicherheitsventile (Fremddampfversorgung) (NHB 8.2.3) 3. Dampferzeuger Bespeisung a) Bespeisung durch Δp vom Speisewasserbehälter (NHB 8.2.2) b) Bespeisung ab mobiler Pumpe oder TLF (NHB 8.3.1) c) Deionatbecken UD aus Hydrant nachspeisen (NHB 8.3.3) Prozeduren NHB Kap. X.Y.Z. können präventiv und/oder mitigativ genutzt werden 32

39 Aufbau NHB - Prozeduren 4. Primärseitiges Kühlmittelinventar a) Flutbetrieb mit Notstandsnachkühlpumpen (NHB 8.4.1) b) Isolation der TA Entnahme (NHB 8.4.2) c) Nichteingespeiste Flutbehälter mit intakten Strängen verbinden (NHB 8.4.4) d) Einspeisen von Feuerlöschwasser in den RKL (SAMG) e) Forciertes Abfahren der Anlage mit ca. 3 bar/min Prozeduren NHB Kap. X.Y.Z. können präventiv und/oder mitigativ genutzt werden Folie 33

40 Aufbau NHB - Prozeduren 5.A Primärseitiger Wärmetransport RKL a) Vorbereiten/Durchführen der Primärseitigen Druckentlastung (NHB 8.6.1) b) Rückspülen der Sumpfsiebe (NHB 8.5.1) c) Sumpfbetrieb mit Notstandsnachkühlpumpen (NHB 8.5.2) d) Sumpfbetrieb mit verkürzter Nachkühlkette (NHB 8.5.3) e) Reaktordruckbehälter entlüften (NHB 8.5.4) f) Inbetriebnahme Nachkühlstrang bei erhöhter Temperatur (NHB 8.5.7) g) Erfüllen Schutzziele 2 bis 4 Folie 34

41 Aufbau NHB - Prozeduren 5.B Primärseitiger Wärmetransport diverser BE-Becken a) Füllen BE-Becken aus Feuerlöschnetz oder Tanklöschfahrzeug (NHB 8.5.5) b) Füllen BE-Becken bei gezogenen BE-Beckenschütz (NHB c) Kühlen Nasslagerbecken bei Ausfall Kühlung (NHB ) d) Nachfüllen Nasslagerbecken (NHB ) e) Füllen Ladebecken aus Feuerlöschnetz oder Tanklöschfahrzeug (NHB 8.5.8) Folie 35

42 Aufbau NHB Prozeduren 6. Primärseitige Druckbegrenzung a) Primärseitige Druckentlastung (NHB 8.6.1) 7. Aktivitätseinschluss a) Massnahmen zur Aktivitätsrückhaltung (NHB 8.7.1) b) Ab- / Zuschaltung Ringraumabsaugung TL50 (NHB 8.7.2) 8. SHB-Integrität a) SHB-Druckentlastung (NHB 8.8.1) b) Massnahmen zur Wasserstoffkontrolle c) SHB-Kühlung mit 3. Beckenkühlstrang (NHB 8.8.3) 36

43 Erweiterungen im anlageninternen Notfallschutz nach Fukushima Verfügung des ENSI vom Einrichtung des CH Notfalllagers in Reitnau Erweiterung im Sinne des FLEX-Konzeptes in den USA KKG kreditiert diese Ausrüstungen und die externe Unterstützung (z.b. aus anderen Kernkraftwerken) zur Langzeitstabilisierung nach einem Unfall (für Zeitfenster > 24 h (72 h)) Zusätzliche Ausrüstungen für den anlageninternen Notfallschutz auf dem Kraftwerksareal Periodische Prüfung Ausbildung u.a. Schulung des gesamten Personals zur Vorbereitung der DE-Bespeisung Folie 37

44 Beispiele für Material in Reitnau 150kVA DG Hänypumpe 2000 l/min, 18bar Diverse Dieseltreibstofftanks 500kVA DG Standardisierte Kupplungen für Pumpen, Storz Diverse kleinere Notstromgruppen Folie 38

45 Versuche im KKG, Einspeiseversuch mit externen Dieseln inklusive Betrieb der Notstandssysteme Folie 39

46 Versuche im KKG Einspeiseversuch mit Speisewasser ab TLF direkt in Dampferzeuger mit m > 20 kg/s unter ungünstigen Bedingungen nachgewiesen heute (2014 fixe Aufstellung einer Hänypumpe) Folie 40

47 Verifikation und Validierung der Notfallmassnahmen im KKG Generell Verwendung robuster Entscheidungskriterien (Grundprinzip für SAMG) Internationale Sicherheitsforschung (USA, EU, Russland, z.t. Korea) Breite experimentelle Basis zu Einzelphänomenen, Integrale Versuche PHEBUS und von Simulationshilfsmitteln Direktbeziehungen oder über Kooperation mit dem PSI Anlagenspezifische Wissenschaftlich-Technische Basis Periodische Überprüfung und Aktualisierung, mindestens im Rahmen der PSÜ Kernkompetenz zur Nutzung von Simulationshilfsmitteln Eigener Simulator RELAP-Code (V&V durch AREVA) Unfallsimulator (auf MELCOR-Basis US NRC) MACCS (US NRC) Aktivitätsausbreitung nach einem schweren Unfall Folie 41

48 Verifikation und Validierung der Notfallmassnahmen im KKG - Spezialanalysen Beispiel Wasserstoffausbreitung nach einem schweren Unfall im Containment Rechnungen durch AREVA mit CFD-Code CFX (3D, instationär) 6,5 Millionen Strömungszellen Unabhängige Vergleichsrechnungen zur Qualitätssicherung durch das PSI mit alternativem Code GOTHIC Qualitativ vergleichbare Ergebnisse CFX Modellierung (AREVA) Dampfverteilung im SHB Folie 42

49 Weiterentwicklung des Integrierten Notfallmanagements Kontinuierlicher Prozess um aktuelle Erkenntnisse zum Ablauf und den Phänomenen schwerer Unfälle zu berücksichtigen Kooperation mit dem PSI auf dem Gebiet der Forschung zu schweren Unfällen Kooperation mit US amerikanischen Lieferanten und über diese mit amerikanischen Forschungseinrichtungen ( z.b. Sandia zu MELCOR Entwicklung) Berücksichtigung von Nachrüstungen, neuen Ausrüstungen Z.B. nach Fukushima Berücksichtigung der zusätzlichen Notfallmittel in Reitnau Erfahrungsauswertung aus den periodischen Notfallübungen und Feedback aus Schulungen Folie 43

50 Folie 44