Grundlagen der Reaktorsicherheit

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1 Grundlagen der Reaktorsicherheit Ringvorlesung Reaktorunglück Fukushima TU-Darmstadt, 12. April 2012 Dr. Christoph Pistner Öko-Institut e.v., Darmstadt

2 Übersicht Januar 2011: Stand Kernenergienutzung Januar 2011: Aussichten Kernenergie Grundlagen Reaktortechnik Nachkühlung und Kernschmelzproblematik Reaktorsicherheit Beispiele aus der Betriebserfahrung Fazit

3 Januar 2011: Stand Kernenergienutzung

4 Anteil der Kernenergie an der Primärenergie

5 Länder mit mehr als 10 Kernkraftwerken In nur 30 Ländern plus Taiwan werden KKW betrieben, davon in nur 12 Ländern mindestens 10 KKW in nur 20 Ländern mindestens 2 KKW und 70% aller Anlagen in den G10 Staaten Daten: IAEA PRIS

6 Atomenergie vor Fukushima 6

7 Altersverteilung der laufenden Reaktoren (Stand 2011) Durchschnittsalter: 26 Jahre Daten: IAEA PRIS

8 Altersverteilung der stillgelegten Reaktoren (Stand 2011) Betriebsdauer von 133 stillgelegten Reaktoren Durchschnitt = 21,9 Jahre Anzahl Alter (Jahre)

9 Atomenergie vor Fukushima

10 Bestand an Reaktoren 2011: 442 Reaktoren mit 375 GW el. Leistung Bauentscheid für viele Reaktoren in 60er und 70er Jahren Weniger als 40 Reaktoren weniger als 10 Jahre alt Gros der Reaktoren zwischen 20 und 30 Jahren Mittleres Alter der laufenden Reaktoren entspricht etwa mittlerem Alter der bereits abgeschalteten Reaktoren Bei mittlerer Laufzeit von 40 Jahren 340 Reaktoren gehen innerhalb von 20 Jahren vom Netz

11 Januar 2011: Aussichten Kernenergie

12 Quelle: IPFM Prognosen der Kernenergieentwicklung

13 Atomenergie vor Fukushima 13

14 Quelle: IAEA 2008 (GOV/INF/2008/10-GC(52)/INF/6) Anlagen in Bau

15 Quelle: IAEA PRIS Anlagen in Bau II

16 Daten: IAEA PRIS In Bau befindliche Anlagen (2011)

17 Bauzeit der in Bau befindlichen Anlagen (2011) Daten: IAEA PRIS

18 Bau und Inbetriebnahme In Hochzeiten bis über 30 Bauentscheide und Inbetriebnahmen pro Jahr Im Maximum über 200 Anlagen gleichzeitig in Bau, seit über 15 Jahren nur etwa 40 Anlagen gleichzeitig in Bau, aktuell (2011): 64 Anlagen Jüngere Entscheidungen vor allem in Asien in Ländern, die schon länger KKW betreiben 80 Anlagen in konkreter Planung, weitere 130 in insgesamt 27 Ländern in der Vorbereitung Zur Erinnerung: Bei mittlerer Laufzeit von 40 Jahren 340 Reaktoren innerhalb von 20 Jahren zu ersetzen

19 Grundlagen Kernphysik und Kernspaltung

20 Quelle: Wikipediea Bindungsenergie

21 Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie Kernspaltung

22 Radioaktivität β - -Strahlung γ-strahlung α-strahlung Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie

23 Energiefreisetzung bei der Spaltung Kinetische Energie der Spaltprodukte 175 MeV 83,3 % Kinetische Energie der Spaltneutronen 5 MeV 2,4 % Energie der Gamma-Strahlung (unmittelbar) 7 MeV 3,3 % Energie aus radioaktiven Zerfällen (verzögert) 13 MeV 6,2 % Energie der Neutrinos 10 MeV 4,8 % Summe 210 MeV

24 Grundlagen Reaktortechnik

25 Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie Kettenreaktion

26 Moderation (Abbremsen von Neutronen) Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie

27 Aufbau Brennstab/Brennelement Quelle: Koelzer, Lexikon zur Kernenergie, Bilder: Eigene Aufnahmen im FZD

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30 Nachkühlung und Kernschmelzproblematik

31 Zentrale Aspekte der Reaktorsicherheit Durch lange Zykluszeit (typisch ein Jahr oder mehr): Anfängliche Überschussreaktivität Hohes Radioaktives Inventar Hohe Leistungsdichte: Nukleare versus chemische Energieumwandlung Faktor eine Million Nachzerfallswärme: Auch nach Sofortabschaltung noch erhebliche Wärmeproduktion durch radioaktiven Zerfall

32 Nachzerfallsleistung in Fukushima: 6 Monate Quelle: TEPCO

33 Was bedeutet das? spezifische Wärmekapazität: 4,19 kj/(k kg) Verdampfungswärme bei konst. Druck bei 100 C: 2257 kj/kg Energieeinheiten: kj = 1 kwh 1 Tonne Wasser aufheizen von 20 C auf 100 C: 335,2 MJ = 93,1 kwh 1 Tonne Wasser bei 100 C verdampfen: 2257 MJ = 626,9 kwh 1 Tonne Wasser aufheizen und verdampfen: 720 kwh

34 Was bedeutet das? Block 1, Fukushima Daiichi, thermische Leistung MW: Nach einer Stunde ca. 22 MW 31 Tonnen Wasser pro Stunde verdampfen Nach einem Tag ca. 11 MW 15 Tonnen Wasser pro Stunde 1. Juli 2011 ca. 1 MW = 1000 kw 1,4 Tonnen Wasser pro Stunde

35 Graphik: GRS

36 Reaktorsicherheit

37 Kerntechnische Schutzziele Kontrolle der Reaktivität Kühlung der Brennelemente Einschluss radioaktiver Stoffe

38 Quelle: Volkmer, Kernenergie Basiswissen Barrierenkonzept

39 Gestaffeltes Sicherheitskonzept (Sicherheitsebenen) Sicherheitsebene 1: Normalbetrieb (Bestimmungsgemäßer Betrieb) Hohe Qualität, Vermeidung von Störungen Sicherheitsebene 2: anomaler Betrieb (Bestimmungsgemäßer Betrieb) Stabilisieren der Anlage, Beherrschung von Störungen Sicherheitsebene 3: Störfälle Vermeidung radiologischer Freisetzungen, Sicherstellen der Unterkritikalität und der langfristigen Nachwärmeabfuhr (Nachzerfallswärme) Sicherheitsebenen 4a/4b/4c: sehr seltene Ereignisse/Unfälle

40 Zentrale Auslegungsgrundsätze Redundanz (Einzelfehlerkonzept, Instandhaltung) Diversität Passive Sicherheitsfunktionen Inhärent sichere Auslegung Fail-Safe Automatisierung Entmaschung Räumliche Trennung

41 Grundlegende Auslegungsstörfälle I Kühlmittelverlust (primärseitig) Innerhalb RSB ohne sek. Wärmeabfuhr Innerhalb RSB mit sek. Wärmeabfuhr Außerhalb RSB Kühlmittelverlust (sekundärseitig) DEHEIRO (Schäden an Dampferzeugerheizrohren)

42 Grundlegende Auslegungsstörfälle II Transienten Reaktivitätsstörungen Störungen der Wärmeabfuhr (sekundärseitig, primärseitig) Ausfall der Eigenbedarfsversorgung Einwirkungen von Innen, EVI Interne Überflutung Brand Versagen von Großkompomenten Einwirkungen von Außen, EVA Erdbeben Hochwasser

43 Notstandsfälle (SiE 4a) ATWS (Betriebstransiente mit Ausfall der Schnellabschaltung) EVA Flugzeugabsturz Explosionen gefährliche (chemische) Stoffe

44 Sicherheitsfunktionen Reaktivität Abschaltung Langfristige Unterkritikalität Unterkritikalität BE-Becken Kühlung der Brennelemente Primärkühlmittelinventar Primärseitiger Wärmetransport Sekundärkühlmittelinventar Sekundärseitige Wärmesenke Aktivitätsrückhaltung Integrität Brennelemente, Druckführende Umschließung, Reaktorsicherheitsbehälter

45 Sicherheitssystem Reaktorschutz (Überwachung, Steuerung) Steuerstäbe (Schnellabschaltung) Zusatzboriersystem (langfristige Unterkritikalität) Gebäudeabschluss (Aktivitätsrückhaltung Containment) Primärkreisabschluss (Leckabsperrung, Aktivitätsrückhaltung) Sekundärkreisabschluss (Vermeidung Unterkühlung, Leckabsperrung) Druckhalter-, Frischdampfsicherheitsventile (Integrität Kühlkreisläufe) Notkühlsystem (Kühlmittelinventar, Wärmeabfuhr) Nachkühlkette (Wärmeabfuhr) Notspeisesystem (Sekundärseitige Wärmeabfuhr) Hilfsfunktionen (Strom, Kühlung, )

46 Anlageninterner Notfallschutz Nach TMI und Tschernobyl Diskussion von auslegungsüberschreitenden Unfallabläufen Flexible Nutzung aller vorhandenen Systeme und zusätzliche Einrichtungen Eingriffe in Reaktorschutz und Sicherheitssystem Wichtige Maßnahmen Sekundärseitige Druckentlastung und Bespeisung Primärseitige Druckentlastung und Bespeisung Wasserstoffabbau (Passive Rekombinatoren) Gefilterte Druckentlastung Sicherheitsbehälter Probenahmesystem Sicherheitsbehälter Wiederherstellung Stromversorgung

47 Beispiele aus der Betriebserfahrung

48 Ausgewählte Ereignisse I ( ) Materialfehler 3 April 1991, Shearon Harris (USA) 6 März 2002, Davis Besse (USA) Irgendwann 2004, Thorp (GB) Kühlmittelverluste 18 Juni 1988, Tihange-1 (Belgien) 12 Mai 1998, Civaux-1 (Frankreich) 9 Februar 1991, Mihama-2 (Japan) Defizite bei der Sicherstellung Unterkritikalität 12 August 2001, Philippsburg (Deutschland) 1 März 2005, Kozloduy-5 (Bulgarien) Quelle: Studie Residual Risk,

49 Ausgewählte Ereignisse II ( ) Interne Auslöser (Feuer, Explosion) 14 Dezember 2001, Brunsbüttel (Deutschland) Externe Auslöser (Überflutung etc.) 2001, Blayais (Sturmflut, Frankreich) 2007, Kashiwasaki-Kariwa (Erdbeben, Japan) 2009, Cruas, Frankreich (Verstopfung Nebenkühlwasser Energieversorgung (Station Blackout) 18 März 2001, Maanshan (Taiwan) 25 Juli 2006, Forsmark (Schweden) Generische Effekte (Sumpfkühlung) 28 Juli 1992, Barsebäck-2 (Schweden)

50 Fazit

51 Sicherheit I Wesentliche Schutzziele: Reaktivitätskontrolle Wärmeabfuhr Einschluss radioaktiver Stoffe Wesentliche Elemente Gestaffeltes Sicherheitskonzept Barrieren Sicherheitssystem (SiE 3) Anlageninterner Notfallschutz (SiE 4)

52 Sicherheit II Bei den derzeit existierenden Reaktortypen sind schwere Unfälle nicht auszuschließen Sicherheitssysteme können nur deren Eintrittswahrscheinlichkeit verringern, sie aber nicht physikalisch ausschließen Betriebserfahrung zeigt, dass sich Anzahl und Schwere von Störungsereignissen nicht wesentlich verringert Das komplexe System wird nicht vollständig verstanden, viele Beispiele aus der Praxis für übersehene Interaktionen zwischen Systemen übersehene Störfallmöglichkeiten Risiko wird durch Reifung der Technik nicht eliminiert

53 Neue Reaktoren, Gen IV? An academic reactor or reactor plant almost always has the following basic characteristics: 1. It is simple. 2. It is small. 3. It is cheap. 4. It is light. 5. It can be built very quickly. 6. It is very flexible in purpose ("omnibus reactor"). 7. Very little development is required. It will use mostly "offthe shelf components. 8. The reactor is in the study phase. It is not being built now. On the other hand, a practical reactor plant can be distinguished by the following characteristics. 1. It is being built now. 2. It is behind schedule. 3. It is requiring an immense amount of development on apparently trivial items. Corrosion, in particular, is a problem. 4. It is very expensive. 5. It takes a long time to build because of the engineering-development problems. 6. It is large. 7. It is heavy. 8. It is complicated. Quelle: Journal of Reactor Science and Technology Vol III, No. 3, June 1953

54 Fragen?

55 Materialfehler, Davis Besse, 2002 ca. 1991: Rissbildung in Anschlussstutzen für Steuerstabantrieb Seit ca. 1996: Leckage von Kühlwasser Lochbildung im RDB-Deckel durch Korrosion, ca. 10 cm bis auf innere Plattierung (150 mm tief) Trotz visueller Inspektionen in 1998 und 2000 wird Loch erst 2002 festgestellt erhebliche Sicherheitsdefizite durch Materialalterung und mangelnde Sicherheitskultur Bild-Quelle: US NRC

56 Materialfehler, Davis Besse, 2002 Warnzeichen: 1998 und 2000 bei Revision Borablagerungen entdeckt Bereits ein Jahrzehnt zuvor Zusage des Betreibers, Borablagerungen zu entfernen Aus Zeitgründen in der Revision nicht beendet 1999 führt freigesetzter Rost zu Verstopfungen in Filtern 2000 werden Bor- und Rostablagerungen aus dem Lüftungssystem entfernt Sumpfproblematik: bis Wiederinbetriebnahme 2004 Vergrößerung der Sumpfsaugsiebe um einen Faktor 25! The company s management explained to the NRC in August 2002 that it overlooked these, and many other warning signs, because it placed generating revenue ahead of assuring safety. From: Residual Risk, 2007

57 Energieversorgung, Forsmark, 2006 Kurzschluss in Schaltanlage außerhalb Kraftwerk Fehler bei Trennung der Anlage vom Netz und Umschaltung auf Eigenbedarf Folge: Anregung der Notstromversorgung Umschaltung auf Notstrom misslingt in 2 v 4 Schienen Aggregateschutz bei Wechselrichtern Teilweiser Ausfall von zugeordneten Verbrauchern (Pumpen, etc.) sowie von Anzeigen in der Warte Rückschaltung auf externes Netz gelingt schließlich

58 Energieversorgung, Forsmark, 2006 Zweiphasiger Kurzschluss Schaltanlage wg. Fehler Wartungsarbeiten Netztrennung Anlage, Umschaltung Eigenbedarf Verzögerte Trennung Netz wg. fehlerhafter Verriegelung Schaltanlage Erhöhte Spannungstransiente, Abschaltung Gleich-/Wechselrichter in USV Ausfall Hydraulikpumpen Turbine (Zusammenhang ungeklärt) kein Eigenbedarf Versagen Umschaltung 70-kV-Reservenetz wg. latenter Mängel (Phasenfehler in Messeinrichtung) Nichtzuschaltung Fremdnetz/Gasturbine Nichtstarten Gasturbine wg. latenter Fehler (Software seit Errichtung) kein Effekt, da Reservenetzumschaltung versagt hat Abschaltung USV wg. fehlender Selektivität und erhöhter Spannungstransiente Ausfall 2v4 Notstromschienen, Anzeigen Warte, unklarer Anlagenzustand für ca. 20 min

59 Energieversorgung, Forsmark, 2006 Kurzschluss außerhalb der Anlage: Ereignis jenseits der Auslegung Ausfälle in der unterbrechungsfreien Stromversorgung: Sicherheitsebenen 1-3 von Ereignis beeinträchtigt Auslegung-/Änderungsfehler: verdeckte Mängel über Jahre/Jahrzehnte unentdeckt Insgesamt Hinweise auf Schwächung der Sicherheitskultur (Folge einer Entwicklung über mehrere Jahre) Auch hier: Vorläuferereignisse aus anderen Anlagen nicht berücksichtigt