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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 Anlagenbetreiber haben alle weiteren Schritte zur Einführung der SAMG ordnungsgemäß berücksichtigt, einschließlich der Anwendbarkeitsüberprüfung, der Schulung und den Durchführungsplänen. Auf der Grundlage des vorhandenen Wissens werden die entsprechenden Dispositionen als adäquat betrachtet. Zur Schulung und zu den Auffrischungskursen für das SAM Personal und zu den diesbezüglichen Zeitplänen liegen nur wenige Informationen vor. Aus diesem Grund wäre es wünschenswert, die entsprechenden Aktivitäten zum Gegenstand einer gemeinsamen Beobachtung im Rahmen des gegenwärtigen bilateralen Abkommens zwischen Österreich und der Tschechischen Republik zu machen. Es ist festzuhalten, dass eine tiefgreifende Auswertung des SAMG Paketes einschließlich der begleitenden Analysen detaillierte Untersuchungen, sehr spezielles Sachwissen und enormen Aufwand erfordern würde, die den Rahmen dieses PN 7-Projektes gesprengt hätten. Es wäre allerdings höchst wünschenswert, Einzelheiten der SAM Entwicklung und der Implementierung von qualifizierten, unabhängigen, externen Personen auswerten zu lassen. Bekanntlich überlegen sowohl das Management der Anlage und das SUJB ernsthaft eine unabhängige Überprüfung des SAM (d. h. eine IAEA-RAMP Mission).

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

IV.3 In Temelín verfügbare technische Maßnahmen für das SA Management

Einer der Hauptbereiche für Gefährdungen, die von schweren Unfällen ausgehen, kommt von Leckagen des Primärkühlkreislaufs in den Sekundärkühlkreislauf (PRISE), da derartige Leckagen einen Kühlmittelverluststörfall mit einer Austrittsstelle außerhalb des Sicherheitsbehälters bedeuten. Kommt es zu einem derartigen Unfall, können alle vier Barrieren, die sonst eine Freisetzung von radioaktivem Material in die Umwelt verhindern, gleichzeitig versagen. Aktuelle Richtlinien der Aufsichtsbehörden, wie auch die geübte Industriepraxis, unterstreichen die Notwendigkeit einer Vermeidung von großen Leckagen des Primärkühlkreislaufs in den Sekundärkühlkreislauf (PRISE). In Temelín hat man die Gefahrenmomente, die Unfälle mit Leckagen des Primärkühlkreislaufs in den Sekundärkühlkreislauf mit sich bringen, sehr wohl erkannt und entsprechende Strategien entwickelt und technische Vorkehrungen getroffen, um mit PRISE Ereignissen umgehen zu können.

Ein weiteres Gefährdungsmoment ist mit dem längerfristigen, vollständigen Verlust der Stromversorgung verbunden, sowohl was die Versorgung von außen betrifft, als auch jene von den Notstromdieseln, die im KKW installiert sind, (station blackout). In einem solchen Fall gehen alle Möglichkeiten der Wärmeabfuhr aus dem Reaktor verloren, mit Ausnahme des stetigen Verdampfens des Wassers, zuerst im Sekundär-, dann im Primärkreislauf. Wenn diese Lage für mehrere Stunden anhält, verdampft das Kühlmittel im Reaktorkern, der Kern trocknet aus und wird beschädigt.

Die Vorbeugungsmaßnahmen in Temelín sind richtigerweise darauf ausgerichtet, das Problem eines Totalausfalles der Stromversorgung zu verhindern. Die wichtigste Maßnahme zur Begrenzung der Auswirkungen eines Totalausfalls der Stromversorgung und von anderen Transienten, die mit einem Stromversorgungsausfall einhergehen, ist die vorgezogene, erzwungene Druckentlastung des Primärkreislaufs. Obgleich nicht umfassend, lassen die zusammenfassenden Darstellungen der Berechnungen der tschechischen Experten während des Workshops, sowie auch die Berechnungen im Rahmen des PN7-Projektes - erkennen, dass die Leistungsfähigkeit für die Druckentlastung in Temelín mit der von Anlagen aus derselben Errichtungsperiode vergleichbar ist und für eine zeitgerechte Druckentlastung des Reaktorkühlsystems (RCS) ausreichend ist. Das KKW Temelin hat diesbezüglich zwei Verteidigungslinien: die Primären Entlastungsventile (PORV), und das Gasabfuhr-Notstandssystem (EGRS). Die WOG SAM Strategien tragen in der Form, in der sie in der Anlage verwendet werden, der Wichtigkeit der Druckentlastung Rechnung, und das EGRS, selbst wenn dieses nur eine begrenzte Leistungsfähigkeit besitzt, kann doch als zusätzliche Entlastungseinrichtung im unwahrscheinlichen Szenario eines schweren Unfalles mit Versagen der PORV funktionieren. Darüber hinaus erscheinen die Maßnahmen zur Verhinderung eines Totalversagens der Stromversorgung zufriedenstellend.

In Anbetracht des langen Hinauszögerns von Kernschädigungen bei totalem Stromausfall, erscheint die begrenzte Versorgungsdauer durch die Batterien in Temelín unangemessen.

Entsprechend der Auslegung ist der Zeitraum, in dem die Batterien für die Anlagenregelung ausreichend sind, kürzer, als der Zeitraum, der verstreichen würde, bevor der Reaktorkern schwer beschädigt werden würde. Daher kommen die durch gute thermo-hydraulische Eigenschaften erzielten Vorteile von Temelín aufgrund der begrenzten Batteriekapazität nicht zum Tragen. Die EOPs und SAM Strategien von Temelín sehen auch Maßnahmen zur Ausweitung der Versorgungsdauer mit Batteriestrom durch Restrukturierung des Belastungsprofiles auf weit über eine Stunde vor. Dessen ungeachtet wäre es wünschenswert, die Batterien auszutauschen, oder das Gesamtsystem mit weiteren Stromquellen zu verbinden, die während eines Totalausfalls der Stromversorgung elektrischen Strom liefern.

Ein wichtiger Sicherheitsvorteil des KKW Temelín ist die Tatsache, dass es mit einem großen, trockenen Sicherheitsbehälter ausgestattet ist. Diese Tatsache vermindert die Anforderungen an die Integrität des Sicherheitsbehälters während Schwerer Unfälle beträchtlich. Ähnlich wie in anderen KKWs mit großen, trockenen Sicherheitsbehältern, wurde die Gefährdung durch ETE Road Map - Preliminary Monitoring Report – Item 7b: Severe Accidents Related Issues 21 frühes Sicherheitsbehälterversagen auf Grund von direkter Aufheizung der Sicherheitsbehälterwand (DCH) für Temelín als vernachlässigbar eingestuft und die Strategie der Reaktorkühlsystem-Druckentlastung, welche in den SAM in Temelín einbezogen wurde, vermindert solche Gefährdungen weiter. Die Gefährdung durch Langzeitdruckaufbau wird dadurch gemindert, dass der Beton der Tragplatte praktisch keinen Kohlenstoff enthält und sich damit kein Kohlenmonoxid und -dioxid durch die Einwirkung von geschmolzenem Corium auf den Beton aufbauen kann. Dadurch werden die Mengen von nichtkondensierbaren Gasen weniger, die sich über lange Zeit im Sicherheitsbehälter bilden. Die Berechnungen mit dem MELCOR Programm haben gezeigt, dass die Integrität des Sicherheitsbehälters durch den langzeitigen Druckaufbau durch Gasproduktion nicht gefährdet ist. Die Berechnungen weisen eher darauf hin, dass das Versagen der Bodenplatte schon lange vor dem Überdruckversagen ein Problem wird.





Wasserstoffgefährdung in KKWs mit großen, trockenen Sicherheitsbehältern werden von der US-NRC und von einigen EU-Staaten als unwichtig eingestuft. Die meisten EU-Aufsichtsbehörden fordern jedoch technische Einrichtungen zur Verminderung des Wasserstoffgehaltes. In Temelín sind die Freisetzungsraten für Wasserstoff während der Phase des Unfalls im Reaktordruckbehälter vergleichbar mit jenen in Druckwasserreaktoren vergleichbarer westlicher Bautypen, und auch das freie Sicherheitsbehältervolumen weist eine ähnliche Größenordnung auf. Die geometrische Anordnung der Dampferzeugerboxen und der Überströmkanäle im KKW Temelín unterscheidet sich von den Druckwasserreaktoren vergleichbarer westlicher Bauart und macht die Durchmischung von Wasserstoff weniger effizient, was für den Fall eines Kühlmittelverluststörfalles mit kleinem Leck (SB LOCA) zu einer lokalen Freisetzung und Bildung von sensitiven Wolken von Wasserstoff während der Unfallphase im Reaktordruckbehälter führen kann. Die mittlere Frequenz für das Unfallszenario ist 1,7.10-7 Ereignisse pro Reaktorbetriebsjahr (bei gegebener Frequenz für diese Unfallsequenz, einer hohen Entzündungswahrscheinlichkeit und einem 50%igen Wahrscheinlichkeit, dass daraus eine Detonation bei Zündung wird; aus Konservativitätsgründen wurde die Annahme getroffen, dass die Detonation direkt zum Versagen der Sicherheitshülle mit einem hohen Quellterm führt). Selbst mit einem sehr hoch angesetzen Quellterm läge die gemittelte Folgewirkung im Bereich von 50 000 Mann-Sv (errechnet über ein Jahr anhand von realen Wetterbedingungen). Das Produkt aus der mittleren Frequenz für den Schweren Unfall und den mittleren Auswirkungen würde ungefähr das mittlere Gesamtrisiko [Anm. aus dem jeweiligen Unfall] für die Bevölkerung während eines Reaktorbetriebsjahres darstellen. (Hier ist zu bemerken, dass dies eine konservative Annahme ist, indem es ein 50%ige Wahrscheinlichkeit für eine Detonation annimmt, die [Anm. zwingend] zu einem großen Sicherheitsbehälterleck

führt):

(1,7×10-7 1 [1/a]) × (50 000 Mann-Sv) = 8,5×10-3 Mann-Sv/a In der Unfallphase, die außerhalb des Reaktordruckbehälters stattfindet, ist das Vorhandensein eines großen trockenen Sicherheitsbehälters und einer frühzeitigen Inertisierung des Sicherheitsbehälters durch Dampf ein Beitrag zur Verhinderung von Gefährdungen durch Wasserstoff. Auf lange Sicht wird das installierte Wasserstoff-Rekombinatoren-System auch durch Reduzieren des Wasserstoff- und Sauerstoffgehalts zur Inertisierung des Sicherheitsbehälters beitragen. Dieses System ist zwar für Auslegungsstörfälle gedacht, da es jedoch passiv arbeitet, funktioniert es auch bei Schweren Unfällen. Dieser Vorgang ist jedoch langsam und für Schwere Unfälle wäre es vorteilhafter, richtig angeordnete Passive Wasserstoffrekombinatoren (PARs) von höherer Leistungsfähigkeit zu haben.

Die tschechische Strategie beinhaltet:

a) Frühes beabsichtigtes Wasserstoff-Abfackeln (d.h. durch geplante Betätigung von Einrichtungen zu versuchen, eine Deflagration auszulösen), was helfen würde, die Bildung von sensitiven Wolken während der Unfallphase im Druckbehälter zu verringern;

b) Sich-Verlassen auf die Passiven Wasserstoffrekombinatoren (PARs), um den Wasserstoffvorrat im Sicherheitsbehälter allmählich zu verringern;

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

c) Langzeit-Inertisierung des Sicherheitsbehälters mit Dampf während der Unfallphase außerhalb des Druckbehälters mit Hilfe von Prozeduren zur Steuerung der Sicherheitsbehälter-Sprüheinrichtung, um Zünden durch De-Inertisierung zu vermeiden; und

d) Wenn erforderlich, Gasabgabe aus dem Sicherheitsbehälter über eine Hochdruckentlüftungsleitung und Filter über den Abgaskamin der Anlage, um Wasserstoff aus dem Sicherheitsbehälter abzulassen.

Sowohl tschechische als auch PN7-Berechnungen haben gezeigt, dass es im Fall einer nicht geplanten Betätigung der Sicherheitsbehältersprüheinrichtung, wenn die Wasserstoffkonzentration im Sicherheitsbehälter am höchsten ist, zum Verlust der Integrität des Sicherheitsbehälters kommt. Die tschechischen Unterlagen bieten eine Auswertung der radiologischen Folgen eines solchen Szenarios. Die für Temelín vorgeschlagene SAM Strategie beinhaltet jedoch das Thema einer Gefährdungsminimierung bei einem späteren Versagen des Sicherheitsbehälters auf Grund von Wasserstoffverbrennung, in Übereinstimmung mit den Westinghouse SAMG Vorgaben. Als letzte Maßnahme kann in Temelín das gefilterte Abblasesystem aktiviert werden, das für das Abblasen nach der Sicherheitsbehälterprüfung installiert ist, und so der Sicherheitsbehälterdruck oder der Wasserstoffgehalt reduziert werden.

Dieser Problemkreis ist aber anscheinend noch nicht abgeschlossen. Da die Aufheizung der Filter durch den Eintrag von Spaltprodukten zur Erhöhung der Filtertemperatur beitragen kann (einhergehend mit einer Verminderung der Filterwirkung) oder im schlimmsten Fall einen Filterbrand verursachen kann, sollte die Frage der "gefilterte Druckentlastung" in Temelín weiter beobachtet werden.

Die wesentliche Gefährdung bei einem schweren Unfall besteht in der Möglichkeit des Durchbrechens der Bodenplatte.

Die Maßnahmen, die in Temelín für den Fall eines Niederdruckversagen des Sicherheitsbehälters geplant sind, stellen sicher, dass das Einwirken von geschmolzenem Corium auf den Bodenplattenbeton (MCCI) zeitlich hinausgezögert wird. Obwohl diese Maßnahmen in die richtige Richtung gehen, kann nicht mit Sicherheit gesagt werden, ob sie den Schutz der Bodenplatte gegen Durchschmelzen mit geschmolzenem Corium tatsächlich sicherstellen, sollte es zu einem Versagen des Reaktordruckbehälters kommen. Die Eintrittswahrscheinlichkeit für Reaktordruckbehälterversagen ist, wie vor kurzem in einer Analyse gezeigt wurde, zwar gering, existiert allerdings dennoch. Gemäß den Erklärungen der tschechischen Experten sehen die für Temelín geplanten Maßnahmen ein Ausbreiten des Corium und Kühlen mit Wasser vor, was gemeinsam mit einer geplanten, ferngesteuerten Öffnung der Türe im Reaktorschaft den Schmelzfortschritt des Corium aufhalten sollte.

Die Berechnungen, welche im Rahmen des PN 7-Projekts durchgeführt wurden, haben bestätigt, dass die Ausbreitung des Corium das Aufschmelzen verlangsamt und zusätzliche Zeit gewonnen wird. Die Leistungsfähigkeit der Wasserkühlung wurde innerhalb des PN 7 nicht untersucht, da die neuesten Versuchsergebnisse der OECD nicht verfügbar waren. Gemäß neuen Informationen über die Ergebnisse von Großversuchen zum Durchschmelzen von Beton durch geschmolzenes Corium, welche im OECD Programm „The Melt Coolability and Concrete Interaction“ durchgeführt wurden, ergaben, dass in Großversuchen in den Vereinigten Staaten eine verbesserte Kühlung durch Langzeit-Wasser-Kühlung der geschmolzenen Kernschmelzen erzielt wurde. Andere Versuchsergebnisse in diesem Zusammenhang aus Deutschland weisen auf Einschränkungen der Abminderung des Kernschmelze-Angriffs durch Kühlung der Oberfläche der freigesetzten Corium-Schmelze mit Wasser hin. Tschechien nimmt aktiv an einigen Programmen teil und die aktuellen Informationen aus dem OECD-MCCI Programm sind dort verfügbar.



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