Kernkraftwerke & Sicherheit

Transkript

1 ETH Alumni Math Phys Kernkraftwerke & Sicherheit Horst-Michael Prasser ETH Zürich

2 Sicherheitsproblematik in der Kerntechnik Spaltprodukte stark radioaktiv, teilweise flüchtig (z.b. I-131, Cs-137) Hohe Radiotoxizität und Wärmeentwicklung Barrieren gegen Freisetzung von radiotoxischen Stoffen notwendig Herausforderung: Gefährdung der Barrieren durch Wärmeentwicklung 2

3 Philosophie Reaktorschutz verstärkt Notkühlung Containment Kernschmelze: <10-6 /a Rückhaltung im Gebäude, Ziel: Evakuierung unnötig Reaktorschutz Notkühlung Containment redundant diversitär Notstandssystem GEN III G Externe Einwirklungen GEN II heute Kernschmelze: <10-4 (Schweiz: <10-5 /a) Philosophie Auswirkungen von GEN II Kernschäden begrenzen Kernschmelze: /a Philosophie Kernschaden hypothetisch, nur externer Katastrophenschutz Brunnen

4 System von Barrieren gegen die Ausbreitung von radioaktiven Stoffen Sicherheitssysteme: Notkühlung Notkühlung Notkühlung Notkühlung Schnellabschaltung Notkühlung 3. Barriere: Inneres Containment 2. Barriere: Wände des Primärkreises 1. Barriere: Brennstabhülle 4

5 Reaktorbespeisung zur Verhinderung des Kernschadens Notspeisewassermenge, die einen Kernschaden verhindert KKW Gösgen Notstandssystem (2x) KKW Gösgen Fukushima Daiichi Unit 1 Abfuhr der Nachzerfallswärme aus dem Reaktorkern Keine grossen Notspeisemengen nötig (~10 15 kg/s anstelle von 1.5 t/s bei Normalbetrieb) Kernüberdeckung ausreichend, nach Abschaltung kein Wärmeübergangsproblem Herausforderung Hohe Zuverlässigkeit Probleme Druckentlastung des Reaktors Betriebsenergie Ultimative Wärmesenke

6 Notkühlsystem redundant ausgelegt Reaktor Redundanz 1 Redundanz 2 Redundanz 3 Redundanz 4 in Reparatur defekt Redundanz: 4 x 50 % = wenn 2 von 4 Systemen funktionieren dann ist sichere Notkühlung gewährleistet

7 Notstromversorgung muss ebenfalls redundant ausgelegt sein 380 kv-netz 110 kv-reservenetz Haupttransformator Hauptschiene Hauptgenerator Eigenbedarfs- Transformator Reserve- Transformator Dieselgenerator in Reparatur defekt Sichere Schiene

8 Lageplan Kernkraftwerk Gösgen (Beispiel)

9 Externe Einwirkungen: Autonomes Notstandssystem Notstandsgebäude Notstandswarte Leitungskanal Ringraum Inneres Containment Brunnen Notstandsdiesel Verlust der Notkühlsysteme durch schweres externes Ereignis Nachzerfallswärmeabfuhr für 10 Stunden ohne Intervention der Operateure Dampferzeuger 2 Stränge autonom Flugzeugabsturzsicher Notkühlpool Nachzerfallskühler

10 Generation III+ «Revolutionäre» Konzepte Passive Sicherheitssysteme im Bereich von Auslegungsstörfällen Passive Containmentkühlung Passive Druckentlastung Passive Kernflutung

11 Phänomene bei einem Kernschaden

12 Auslegungsüberschreitende Störfälle Katalytische Wasserstoffverbrennung Wasserstoff aus Zirkonium-Wasser-Reaktion kann Containment bedrohen Detonationsgrenze Zündgrenze Deflagration H 2 -Abbau durch Rekombinatoren 12

13 Nachrüstmassnahme: Gefilterte Druckentlastung Abluftkamin Aerosolfilter fein grob Gaswäscher Berstscheibe Manipulation von aussen möglich Betonwand des äusseren Containments Stahlwand des inneren Containments

14 Alle potentiellen Neuanlagen: Vorsorge für die Kernschmelze Rückhaltung der Kernschmelze im Reaktorbehälter Bis MW Rückhaltung der Kernschmelze im Containment (Core Catcher) >1200 MW

15 Verhinderung der grossen Freisetzung von radioaktivem Material Auslegungsstörfall Auslegungsüberschreitender Störfall Schutz der 1. Barriere (Brennstabhülle) durch Inhärent sichere Kernauslegung Schnellabschaltung Notkühlung (alles redundant/diversitär) 1. Barriere versagt Kernschaden Verhinderung einer grossen Freisetzung von radioaktivem Material Schutz der 3. Barriere (Containment) durch Containmentkühlung Wasserstoffbeherrschung Gefilterte Druckentlastung Kernschmelzerückhaltung

16 Zusammenfassung Sicherheitsdefizite der Anlage in Fukushima vermeidbar Nachrüstung bestehender Anlagen Evolutionäre und revolutionäre Konzepte zur Erhöhung der Auslegungssicherheit Notstandssysteme gegen Einwirkungen von aussen Systeme zur Vermeidung oder Reduzierung von radioaktiven Freisetzungen bei Kernschäden Richtlinien zur Beherrschung schwerer Störfälle mit Kernschäden und entsprechendes Training der Operateure Gemeinsame Merkmale der Anlagen der Generation III (Neubauanlagen) Evolutionäre und revolutionäre Konzepte zur Erhöhung der Auslegungssicherheit Einrichtungen zur Kernschmelzerückhaltung

17 Danke für die Aufmerksamkeit!

18 Aktivierung von Druckentventilen Passive Druckentlastung Becken ausserhalb des Containments Flutbecken, innerhalb des Containments Druckhalter Becken im Containment (=ECC pool) Dampf- Verteiler WÜ Aktivierung durch Sprengventil WÜ Aktivierung bei Niveauabfall AP1000 (PWR) Entlastung vom Druckhalter Passiv D ESBWR (BWR) Isolationskondensator Passiv D KERENA (BWR) Notkondensator Passiv B

19 GE Isolation Condenser ein passives System in Fukushima? F1 Block 1: Isolation Condenser Ventile für Durchdringungsabschluss vorhanden Operateure können die Ventile steuern Frischdampf IC Verletzung der IAEA-Kriterien: Nur Ventile mit einmaliger Schaltaktion erlaubt Speisewasser Ausschluss der Aktivierung oder (schlimmer) Deaktivierung des Systems durch Operateure Wand des Containments Der frühe GE Isolation Condenser erfüllt Passivätskriterien nicht

20 Passive Kernflutung (Niederdruckeinspeisung) Boriertes Wasser H Normal geschlossen Rückschlagklappen Flutbecken Reaktorkern Flutventil (Rückschlagklappe, passiv C) Schwerkraftgetriebene Strömung KERENA Source: IAEA-TECDOC-1624

21 Hydroakkumulatoren Passive Hochdruckeinspeisung Gas- oder Dampfpolster unter Druck Kernflutbehälter Boriertes Wasser Boriertes Wasser Normal offen Normal offen Rückschlagklappen Normal geschlossen Rückschlagklappen Antriebskraft Gas-/Dampfdruck Start der Einspeisung, wenn Reaktordruck unter Fülldruck fällt Schwerkraftgetrieben Einspeisung vom Reaktordruck unabhängig Source: IAEA-TECDOC-1624

22 Passive Containmentkühlung Absetz- und Abschirmbecken Gebäudekondensator Gebäudekondensator Flutbecken Flutbecken Flutleitung KERENA (SWR) ESBWR / ABWR II (SWR) Aktivierung durch Temperaturanstieg im Containment passiv B Kondensat kehrt in Reaktor zurück über die Flutleitung

23 Concept of protection: Internal pressure: Hermetic steel shell External threats: Concrete shell Short term: Enhancement of cooling by passive water spray (passive D) Long term: Natural air convection in annular gap sufficient to remove decay heat Advantages: Long term heat sink no actions required Disadvantage: Passive containment cooling (steel shell cooling) AP1000 No leakage monitory by suction from the annular gap between primary and secondary containment Gorgemans, 2007 Westinghouse activation necessary

24 Ersatz externer Signale durch passive Impulsgeber Passiver Impulsgeber KERENA Sekundärseite Primärseite Normaler Reaktorfüllstand Passiver Impulsgeber primärseitig mit Wasser gefüllt, kalt Keine Erwärmung des Sekundärfluids Kein Druckimpuls Pilotventil Reaktorfüllstand niedrig Passiver Impulsgeber primärseitig mit Dampf gefüllt, heiss Sekundärfluid verdampft Druckimpuls betätigt Pilotventil

25 Auslösung von Sicherheitssystemen durch passive Impulsgeber Reaktordruckentlastung Containment-Durchdringungsabschluss Passive Impulsgeber KERENA Reaktorschnellabschaltung

26 Sprengsatzgesteuertes Ventil (squib valve) Druckbolzen Sprengladung Sprengladung gezündet Kolben Sprengring Schersektion Rückmeldekontakt Sprengring nach Zündung ESBWR, 2007 Auslösung "Isolation Condenser", Hydrostatisches Fluten, Fluten Reaktorgrube

27 Vorsorge für schwere Störfälle SWR 1000 Wasserstoff Containment inertisiert Kernschmelze Interne Kernrückhaltung Flutung der Reaktorgrube aus dem Flutbecken Keine Beton-Schmelze- Wechselwirkung Keine Überschreitung Auslegungsdruck Containment Gefilterte Druckentlastung nicht vorgesehen Stosic et al., 2008

28 ABWR Evolutionäre GEN III Typen EPR 4'300 MW th 1'460 MW el (FIN5) η = 34 % p FD = 72 bar Hauptneuerung am Reaktor: Interne Umwälzpumpen tiefliegende Positionen für grosse KM-Lecks eliminiert (in Deutschland seit 1977! Brunsbüttel) CDF ~ /a 4'500 MW th 1'600 MW el η = % p FD = 78 bar Hauptneuerung am Reaktor: Schwerer Reflektor verbesserte Neutronenausnutzung Quinot, 1999 CDF ~ /a Beard, 2007

29 Vereinfachung des Notkühlsystems beim EPR 2 Kernflutbehälter 1 Kernflutbehälter Hochdruckpumpe Flutbecken KONVOI EPR Sumpfkühler Mitteldruck- Pumpe IRWST Sumpfkühler Niederdruckpumpe Gebäudesumpf

30 Reaktor Notkühlsystem KONVOI 2 Druckspeicher (Kernflutbehälter) Flutbecken Wasser + Borsäure Hochdruck- Notkühlpumpe Nachwärmekühler Niederdruck- Notkühlpumpe Gebäudesumpf

31 Notkühlsystem redundant ausgelegt Reaktor Redundanz 1 Redundanz 2 Redundanz 3 Redundanz 4 in Reparatur defekt KONVOI: 4 x 50 % (Redundanz 2 von 4) Deterministischer Ausschluss der Kernschmelze (mit Einzelfehlerkriterium)

32 Evolutionäre Weiterentwicklung der Sicherheit Reaktor Redundanz 1 Redundanz 2 Redundanz 3 Redundanz 4 Defekt in Reparatur EPR: Erhöhte Redundanz: 4 x 100 % (Redundanz 1 von 4) Kernschmelzhäufigkeit unter /a

33 Evolutionäre Weiterentwicklung der Sicherheit Vereinfachung - Verringerung der Fehlermöglichkeiten Reaktor Leckmassenstrom sammelt sich im Containment-Sumpf Druckspeicher (Kernflutbehälter) Flutbecken = Containment-Sumpf Umschaltung Sumpfbetrieb fällt weg CDF IRWST Mitteldruck- Notkühlpumpe Nachwärmekühler Niederdruck- Notkühlpumpe EPR, Areva NP

34 Beherrschung der Kernschmelze - Core Catcher Opferschicht Schutzschicht Verteilungsfläche Opferschicht Bodenkühlung Schmelzekanal Schutz- Schmelzpfropfen schicht M. Fischer / NED 230 (2004) EPR, Areva NP