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«Item 7b Severe Accidents Related Issues Preliminary Monitoring Report Report to the Federal Ministry of Agriculture, Forestry, Environment and Water ...»

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Die Vorgehensweise der Genehmigungsbehörden innerhalb der EU ist in den jeweiligen Mitgliedsländern unterschiedlich. Detaillierte Angaben dazu werden in ANNEX A zu diesem Bericht vorgestellt.

Die Analyse der im KKW Temelín gegebenen Situation hat gezeigt, dass die Anlage mit einem großen trockenen Sicherheitsbehälter ausgestattet ist, dessen Einrichtungen mit denen von US Druckwasserreaktoren (PWRs) vergleichbar sind, der aber in etlichen geometrischen Aspekten abweicht, im Speziellen bei der Form der Dampferzeugerboxen, die horizontal ausgeführt sind und nicht vertikal wie bei den PWRs. Dies kann zur langsameren Verdünnung oder Ausbreitung von Wasserstoff nicht nur in der Freisetzungsphase innerhalb des Druckgefäßes führen, und damit zu einem potentiellen Anstieg der lokalen Konzentrationen auf Werte, die über jenen in typischen Sicherheitsbehältern von PWRs liegen. Auf der anderen Seite hat Temelín - verglichen mit US Anlagen - den Vorteil, katalytische Wasserstoffrekombinatoren installiert zu haben, die Wasserstoff abreichern, indem sie ihn im Langzeitbetrieb mit Sauerstoff zu Wasser umwandeln. Detaillierte Erkenntnisse werden im Bericht vorgestellt und im Abschnitt 4.3 zusammengefasst.

III.4 Computerberechnungen zur Bewertung ausgewählter Störfallabläufe

Die Eingangstätigkeit für diesen Schritt war das Ausfindigmachen und die Auswahl von Störfallabläufen, welche zu einer unmittelbaren Gefährdung der Integrität des Sicherheitsbehälters führen, entweder durch Versagen als Folge der Kernschmelzereaktion mit dem Sicherheitsbehälterbeton oder durch Wasserstoffbildung, die schließlich zu einem detonationsfähigen Gasgemisch im Sicherheitsbehälter führen kann und zu einem Druckaufbau als Folge der Detonation. Diese beiden Fälle werden mit Hilfe von MELCOR untersucht, einem Programm zur detaillierten Analyse von schweren Unfällen und zur Feststellung der Folgewirkungen. Die MELCOR Untersuchungen wurden sowohl im horizontalen als auch im vertikalen Segment des PN7 durchgeführt. Die WWER 1000 MELCOR-Eingabedaten, die für das KKW Kozloduy (KNPP) zur Verfügung standen, wurden unter Bedachtnahme der Besonderheiten von Temelín, soweit bekannt, abgeändert. Die Ergebnisse wurden beurteilt, um klarzustellen, auf welche Problemstellungen bei der Entwicklung der SAMGs besonderes Augenmerk gelegt werden muss.

Die Berechnungen im Rahmen von PN7 umfassten mehr als 12 Szenarien, wobei einige Varianten das Ziel hatten, die Ergebnisse auf deren Sensitivität hinsichtlich der Annahmen, auf denen die Berechnungen basierten, zu prüfen. Es wurde eine Reihe von Punkten gefunden, für die nicht ausreichend Daten zur Verfügung standen, um die Aussagen zu Temelin zu beurteilen. Im Allgemeinen war die Übereinstimmung der Ergebnisse der PN7-Berechnungen mit denen des TACIS Programmes für WWER 1000 KKWs und mit den tschechischen Ergebnissen zu Temelín angemessen.

Da festgestellt wurde, dass neben der generellen Beurteilung eine detaillierte Analyse der Fragen betreffend die Wasserstoffgefährdung erforderlich ist, wurden die Probleme der Wasserstoff-Produktion und der lokalen Wasserstoffverteilungen während der Transienten in den MELCOR Analysen in drei Szenarien behandelt. Zusätzlich wurde eine spezielle dreidimensionale GASFLOW-Analyse für ein spezifisches Szenario durchgeführt, das Einsichten in unausgeglichene Wasserstoffverteilungen während der Phase der intensivsten Wasserstofffreisetzungen und in die damit verbundenen Gefahrenmomente bot.

ETE Road Map - Preliminary Monitoring Report – Item 7b: Severe Accidents Related Issues 17

III.5 Ermittlung der wesentlichen Schritte bei der Entwicklung von SAMGs

Aus der Betrachtung der Abläufe von schweren Unfällen, deren Folgewirkungen, Wahrscheinlichkeiten und möglichen Begrenzungsmaßnahmen wurden jene Schritte festgelegt, die für die Entwicklung von SAMGs wesentlich sind, einschließlich der Besonderheiten, die in den SAMGs behandelt werden müssen.

Auf der Erfahrung der Projektgruppe in Bezug auf die Bewertung und Anwendbarkeitsüberprüfung von SAMGs aufbauend, wurden die in diesem Bereich zu untersuchenden Details identifiziert.

Es wurden jene Problemkreise aufgelistet, die hinsichtlich der Anpassung der SAMGs und der Schulung der Betriebsmannschaft betreffend die Verwendung der SAMGs behandelt werden müssen.

Die Anforderungen betreffend das Management Schwerer Unfälle sind internationalen Gepflogenheiten und den Westinghouse Owners Group (WOG) SAMGs entsprechend untersucht worden. Die verfügbaren Informationen über den Ansatz in Temelín und den Entwicklungsstand der SAMGs wurden analysiert. Das Ergebnis hat gezeigt, dass der Ansatz, der in Temelín verfolgt wird, mit der üblichen internationalen Praxis übereinstimmt und dass nach Vervollständigung – geplant für Ende 2004 – die SAMGs im KKW Temelín gleichwertig mit jenen anderen Anlagen sein sollten, die auf dem WOG Ansatz aufbauen. Einige kleinere Punkte - wie weiter unten angeführt - wurden gefunden, die weitere Beobachtung erforderlich machen.

III.6 Verifiable Line Items (VLIs)

Ziel dieser Tätigkeit war es, die Gesamtfragestellung in Einzelaspekte zu unterteilen, die dann auf Vollständigkeit und Übereinstimmung mit der anerkannten internationalen Praxis geprüft werden konnten. Diese Überprüfungstätigkeit führte zum Ablaufplan für das Gesamtprojekt.





Auf der Grundlage aller oben angeführten Untersuchungen hat das Projektteam die Elemente ermittelt, die für die Entwicklung und die Einführung eines annehmbaren Programms für das Management von schweren Unfällen, einschließlich dessen Verifikation, notwendig sind. Eine Liste von Verifiable Line Items (VLIs), die mehr als 240 Fragen aus 40 Themenbereichen enthält, wurde erstellt. Sie deckt sowohl die SAMG Entwicklung als auch die Unfallabläufe in der Anlage ab. Diese Liste war die Grundlage für die Konsolidierung der Informationen, die während des im Juni 2003 in Prag abgehaltenen Workshops von den Vertretern der Aufsichtsbehörde und der Betreiber des KKW Temelín zur Verfügung gestellt wurden.

III.7 Expertentreffen (Workshop)

Die vorbereitenden Tätigkeiten zum Expertentreffen umfassten die Zusammenstellung des Informationsmaterials und eine Informationsveranstaltung für die österreichische Delegation, die Nennung von Experten, die am Workshop teilnehmen sollten, sowie die Teilnahme am Workshop selbst. Übereinstimmungen und Abweichungen vom Stand der Technik wurden festgestellt und im Hinblick auf deren Bedeutung für die Sicherheit kommentiert.

Eine Liste jener Dokumente, wurde erstellt, die jene Informationen enthalten, die zur profunden Beantwortung der VLIs erforderlich wären ( „Specific Information Request“).

Die von tschechischer Seite beim Expertentreffen präsentierten zwölf Vorträge, zusammen mit der anschließenden Diskussion, ermöglichten es, auf die meisten der VLIs Antworten zu geben (siehe Bericht). Einige Aspekte zur Methodologie sind auf Grund der Zeitbeschränkungen und der Komplexität, der mit der Analyse Schwerer Unfälle verbundenen Phänomene unbeantwortet geblieben. Nichtsdestoweniger sind die für die Vorbereitung des ExpertenETE Road Map - Preliminary Monitoring Report – Item 7b: Severe Accidents Related Issues treffens gesammelten und die beim Expertentreffen erhaltenen Informationen ausreichend, ein grobes Bild der Vorbereitungen des KKW Temelín zur Bewältigung von schweren Unfällen zu vermitteln ( dabei ist zu beachten, dass die Abschnitte 3.1.4, 3.1.5, 3.2.3, 3.2.4, 3.3.1, 3.3.2, 3.3.3, 3.3.4, 3.3.5, 3.3.6, 3.4.3, 3.6.2,und 3.6.5 des Hauptteils des Berichts Sachbereiche behandeln, in denen die gelieferte Information als unzureichend bewertet wurde; zusätzlich ist die in Abschnitt 1.4 des Hauptteils des Berichts enthaltene Erklärung der Beurteilungsrandbedingungen zu berücksichtigen). In einigen Fällen hat die österreichische Delegation weiterreichende schriftliche Informationen gefordert, die die tschechische Seite kurz nach dem Expertentreffen geliefert hat. Diese Information wurde in der Folge verwendet, um eine Auswahl der Berechnungen im PN7-Projekt mit aktualisierten Eigenschaften für den Beton der Bodenplatte und die Wasserstoffrekombinatoren zu wiederholen. Die endgültigen Schlüsse im Bericht basieren auf diesen verbesserten Berechnungen.

IV Hauptergebnisse IV.1 Genehmigungsansatz und -praxis Die tschechische Aufsichtsbehörde (SUJB) hat die Anlagenbetreiber dazu aufgefordert, ein Programm zur Bewältigung Auslegungsüberschreitender Unfälle vorzubereiten und zu implementieren, einschließlich einer Einschätzung der Verwundbarkeit der Anlage, eines Programmes zum Management von schweren Unfällen, sowie eines Zeitplanes für dessen Einführung. Die Zielvorgabe, welche von SUJB für die Häufigkeit schwerer Schäden am Reaktorkern und für Auslegungsüberschreitende Freisetzungen in die Umgebung festgelegt wurde, lautet, dass 10-4 bzw. 10-5 Ereignisse pro Betriebsjahr unterschritten werden müssen.

Diese Werte entsprechen den INSAG Zielvorgaben für in Betrieb befindliche KKWs.

Die Verantwortung für die Entwicklung der SAMGs bleibt den Anlagenbetreibern überlassen.

Die Aufsichtsbehörde schreibt die Annahmekriterien vor und gibt Richtungshinweise an das KKW Temelín, die ausreichenden Spielraum für mögliche Maßnahmen lassen, um spezielle Herausforderungen zu bewältigen.

IV.2 Das Temelín Programm für das Management von schweren Unfällen

Die Entwicklung und Implementierung des Programms für das Management von schweren Unfällen in Temelin wurde zwar noch nicht abgeschlossen, ist jedoch weit fortgeschritten.

Das generelle Konzept und der Ansatz für die Entwicklung/Implementierung des SAMGPaketes entspricht der gegenwärtig geübten Praxis im Bereich SAM Die Auswahl von anlagenspezifischen SAM Strategien fand auf der Grundlage des bewährten, von der Westinghouse Owners Group entwickelten Ansatzes statt. Diese generischen Strategien wurden, basierend auf einem systematischen Prozess, der ebenfalls dem gegenwärtigen Stand der Technik auf diesem Gebiet entspricht, an die Anlagebedingungen in Temelín angepasst.

Das Programm stützt sich auf Analysen der schweren Unfälle und auf eine anlagenspezifische Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA). Es gab jedoch einige Fälle, in denen die vorliegenden Ergebnisse der Analysen Schwerer Unfälle nicht in geeigneter Form in die Probabilistische Sicherheitsanalyse übertragen wurden. Es muss festgestellt werden, dass auch einige der SAM Strategien – offensichtlich die zuletzt eingebrachten – nicht ausreichend mittels Analysen Schwerer Unfälle (SA) abgesichert sind. Die Schnittstelle zwischen der PSAGruppe und der Thermohydraulik-Analyse-Gruppe sollte verbessert werden.

Die Berechnungshilfsmittel, die für SA-Analysen verwendet werden, ähneln jenen, die weltweit für SAM-Zwecke eingesetzt werden. Die Gruppe, die für diese Berechnungen verantETE Road Map - Preliminary Monitoring Report – Item 7b: Severe Accidents Related Issues 19 wortlich ist, ist entsprechend qualifiziert. Die vorhandenen Analysen bieten eine vernünftige Grundlage zum Verständnis der Gefährdung der Anlage durch Schwere Unfälle und zur Ermittlung von Unfallmanagement-Strategien. Einige der vorhandenen Analysen sind älteren Datums und spiegeln weder unbedingt den aktuellen Anlagenzustand wider noch sind sie auf dem neuesten Stand der Technik auf dem Gebiet der Analyse schwerer Unfälle, deren Modellierung und Simulation, insbesondere in Hinsicht auf die Wasserstoffverteilung innerhalb des Sicherheitsbehälters und auf das Ausstoßen von Kernschmelzematerial im Fall eines Reaktordruckbehälterdefekts. Die Betreiber der Anlage planen, diese Analysen durch die Verwendung neuerer Rechenprogramme und durch verbesserte Modellierungskonzepte zu verbessern.

Die PSA Studie umfasst Level 1 und 2. Die Erstversion der PSA wurde im Zuge einer IAEA Mission überprüft und es wurde gesagt, dass die daraus resultierenden Empfehlungen in eine aktualisierte Studie aufgenommen werden sollen. Allerdings wurde die aktualisierte PSA noch immer nicht fertig gestellt. Die PSA 1996 wurde entsprechend dem [damaligen] Stand der Technik entwickelt; die aktualisierte PSA soll den Kommentaren der IAEA Rechnung tragen, sowie auch dem „as built“ Anlagenzustand. Das PN7-Experten-Team hat einige Mängel festgestellt, von denen aber nicht zu erwarten ist, dass sie einen wesentlichen Einfluss auf die Schlussfolgerungen hinsichtlich der SAM Strategien haben werden. Die vorliegenden Ergebnisse wurden für die Entwicklung von SAMG Strategien und das Erstellen von Prioritäten für die Ausführung der Strategien herangezogen.

Westinghouse hat in enger Zusammenarbeit mit dem Betreiberpersonal ein anlagenspezifisches SAMG Paket entwickelt. Inhalt, Struktur und Format von anlagenspezifischen SAMGs, wie sie beim Expertentreffen gezeigt wurden, wurden als dem Stand der Technik entsprechend eingestuft. Das Paket wird derzeit intern überprüft und ins Tschechische übersetzt.

Organisatorische Vorkehrungen für SAMG wurden noch nicht fertig gestellt. Obwohl der verbesserte ERP (Emergency Response Plan = Örtlicher und Überörtlicher Alarmplan) der SUJB zur Genehmigung vorgelegt wurde, muss die verbesserte Version der Störfallmaßnahmen (EOPs) einschließlich der Schnittstellen zu den SAMGs noch entwickelt und implementiert werden. Eine Reihe von Einwänden können zu den Festlegungen von Verantwortlichkeiten/ Entscheidungsträgern zur Feststellung und Genehmigung beabsichtigter Freisetzung von radioaktivem Material während eines schweren Unfalles vorgebracht werden. Die Bestellung der Mitglieder der SAMG Auswertungs-Gruppe im Technischen Support Zentrum ist ein weiterer Punkt, der nicht klar genug definiert ist. Es wird empfohlen, dass die Österreichische Regierung diese Aspekte im laufenden gemeinsamen Beobachtungsprozess auf technischer Ebene anspricht.



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