Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011 Entwicklungen im Bereich der Grundlagen der nuklearen Aufsicht

Rapport sur la Recherche et les Expériences en 2011 Développements dans les bases techniques et légales pour la surveillance nucléaire

Research and Experience Report 2011 Developments in the technical and legal basis of nuclear oversight

Inhaltsverzeichnis Einleitung

4

Zusammenfassung

5

Résumé

9

Summary

13

1.  Regulatorische Sicherheits­forschung 17 1.1  Brennstoffe und Materialien 17 1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoff- und Material­verhalten 17 1.1.2 Untersuchungen an Halden-Proben IFA-638 20 1.1.3 OECD SCIP – Studsvik Cladding Integrity Project 21 1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project 22 1.1.5 KORA-II – Korrosionsrisswachstum in austenitischen Strukturwerkstoffen 23 1.1.6 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques 25 1.1.7 NORA – Noble Metal Depo­sition Behaviour in Boiling Water Reactors 26 1.1.8 PISA – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis 28 1.1.9 Bruchmechanische Bewertung von Reaktordruckbehälter-Mehrlagenschweissnähten 30 1.2 Interne Ereignisse und Schäden 32 1.2.1 OECD CODAP - Component Operational Experience, Degradation and Ageing Programme 32 1.2.2 OECD COMPSIS - Exchange of Operating Experience Concerning Computer-based Systems Important to Safety 33 1.2.3 OECD ICDE – International Common-Cause Failure Data Exchange 34 1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange 35 1.3 Externe Ereignisse 36 1.3.1 OECD DIDELSYS – Defence In Depth in ELectrical SYStems and Grid Interaction 36 1.3.2 OECD IRIS_2010 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anpralllasten 38 1.3.3 IMPACT II – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen 40 1.3.4 Expertengruppe Starkbeben/ Standorte KKW 42 1.3.5 IAEA KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwa­zaki-Kariwa beim Erdbeben vom 16. Juli 2007 44 1.3.6 SMART-2008 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken 47 1.4 Menschliche Faktoren 49 1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-Technik-Organisation 49 1.4.2 Human Reliability Analysis 51 1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe 52 1.5.1 STARS - Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland 53 1.5.2 PASSPORT – Methodik für ­die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten System- und Containmentprozessen 55 1.5.3 LINX – Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung 55 1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases 57 1.5.5 ARTIST II – Aerosol Trapping in the Steam Generator 58 1.5.6 MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe Accidents in LWR 60 1.6 Strahlenschutz 62 1.6.1 Strahlenschutzforschung 62 1.7 Entsorgung 65 1.7.1 Abfallbewirtschaftung im Vergleich 65 1.7.2 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri 67 1.7.3 OECD-NEA Clay Club 70 1.7.4 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung 71 1.7.5 FORGE – Fate of Repository Gases 74 1.7.6 Klimamodellierung Würm-Eiszeit 77 1.7.7 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland 79

2.  Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen 2.1  L'accident nucléaire de Fukushima1 2.1.1 Le Japon 2.1.2 L’événement de Fukushima Dai-ichi 2.1.3 L’événement de Fukushima Dai-ni 2.1.4 Réactions de l’IFSN 2.2   Der Zwischenfall im Block 2 des Kernkraftwerks Laguna Verde 2.3   Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Doel im Block 4 2.4   Der Zwischenfall im ­Kernkraftwerk Tricastin 2.5   Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Cattenom in den Blöcken 2 und 3

81 82 83 84 92 93 94 95 95 95

3.  Internationale Zusammenarbeit 3.1  Internationale Übereinkommen 3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit 3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter ­Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle 3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks 3.2  Multilaterale Zusammenarbeit 3.2.1 Internationale Atomenergieagentur IAEA 3.2.2 Kernenergieagentur NEA der OECD 3.3  Behördenorganisationen 3.3.1 Western European Nuclear Regulators' Association (WENRA) 3.3.2 European Nuclear Safety Regulators Group (ENSREG) 3.3.3 European Nuclear Energy Forum (ENEF) 3.3.4 EBRD-Fonds für die nukleare Sicherheit in Osteuropa 3.4  Bilaterale Zusammenarbeit 3.4.1 Gemischte Kommission Frankreich-Schweiz für die nukleare Sicherheit und den ­Strahlenschutz (CFS) 3.4.2 Deutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer ­ Einrichtungen (DSK) 3.4.3 Nuklearinformationsabkommen Schweiz-Österreich 3.4.4 Weitere bilaterale ­Zusammen­arbeiten

97 98 98 98 98 99 99 102 107 107 108 109 109 110 110 110 111 111

4.  Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht 4.1  Verordnung über das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat 4.2  Richtlinien 4.2.1 ENSI-G01: Sicherheits­technische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke 4.2.2 ENSI-B01: Alterungs­über­wachung 4.2.3 ENSI-B02: Periodische ­Berichterstattung der Kern­anlagen 4.2.4 ENSI-B09: Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlen­exponierter Personen

113 113 113 113 114 114 114

5. Strategie und Ausblick

115

Anhang A: Jahresberichte der Forschungsprojekte

117

Anhang B: Vertretungen des ENSI in internationalen Gremien

285

Anhang C: Publikationen und Vorträge 2011

289

Anhang D: Richtlinien des ENSI/Directives de l'ENSI/Guidelines of ENSI

295

Einleitung Das im Februar 2005 in Kraft getretene Kernener-

logischen Zustand und die Notfallübungen und

giegesetz (KEG) verlangt, dass die zuständigen Be-

Ausbildungen in den schweizerischen Kernan-

hörden die Öffentlichkeit regelmässig über den

lagen. Er beinhaltet zudem die Tätigkeiten im

Zustand der Kernanlagen und über Sachverhalte

Transport- und Entsorgungsbereich.

informieren, welche die nuklearen Güter und radioaktiven Abfälle betreffen. Das Eidgenössische

❚ Im Strahlenschutzbericht wird der radiologische

Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) erfüllt die-

Zustand innerhalb und ausserhalb der schweize-

se Verpflichtung unter anderem durch die Veröf-

rischen Kernanlagen beschrieben.

fentlichung seiner Jahresberichte. Diese Berichte – der Aufsichtsbericht, der Strahlenschutzbericht

❚ Der vorliegende Erfahrungs- und Forschungsbe-

und der Erfahrungs- und Forschungsbericht – sind

richt beschreibt und bewertet die Ergebnisse der

auch in elektronischer Form auf www.ensi.ch un-

regulatorischen

ter «Dokumente ➢ Jahresberichte» erhältlich.

wählte Vorkommnisse in ausländischen Kernan-

Sicherheitsforschung, ausge-

❚ Der Aufsichtsbericht beschreibt und bewer-

sowie Änderungen im Regelwerk des ENSI. Die

lagen, den internationalen Erfahrungsaustausch tet die wichtigsten Betriebsereignisse und Vor-

Kapitel 1 bis 5 richten sich an die interessierte

kommnisse, die durchgeführten Nachrüstungen

Öffentlichkeit, der Anhang A vornehmlich an ein

und Instandhaltungsmassnahmen, die Ergeb-

Fachpublikum.

rich t

200 8

nisse der Wiederholungsprüfungen, den radio-

ENSI,

ung sbe For sch und ung sErf ahr

CH-52

32 Vil lige

n-ENS

I (Sc hweiz

), Tel efo

n +41

(0)56

310

38 11, Fax

+41

(0)56

310

39 95 und

EN SI

Auf sich

tsb eric

8 ht 200

ENSI-AN-6803 ISSN 1661-2906

EN SI

ENSI Strahlenschutzbericht 2008

ENSI-A ISSN N-6802 1661-2 884

ENSI, CH-5232 Villigen-ENSI (Schweiz), Telefon +41 (0)56 310 38 11, Fax +41 (0)56 310 39 95 und +41 (0)56 310 39 07, www.ensi.ch

eiz 1018 sc hw h t 2ch0erheit in den ricch en Si tsbbeenuri kle ar icichhts zu r AAuufsfs

N-6800 ENSI-A 1-2868 166 ISSN

ENSI,

CH-52

lige 32 Vil

n-ENS

hw I (Sc

Telefo eiz),

n +41

(0)56

310

Fax 38 11,

+41

(0)56

310

und 39 95

+41

(0)56

310

www.e 39 07,

4

he er isc

rn n Ke

an lag

en

Strahlenschutzbericht 2008 Strahlenschutzbericht 2011

+41

(0)56

310

39 07, www.e

nsi.ch

E rfa h ru n g ss- uunn En tw dd FFoo ick lu rsrs c hu ng en im Be ch unnggsbsb re ich eeririchc de r Gr un th t22 dl ag 0 en de r

nu kle

08 11

ar en

Au fsi

ch t

nsi.ch

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Zusammenfassung Regulatorische Sicherheits­ forschung

spielsweise zu Rohrleitungsschäden, Brandereignissen

oder

sogenannten

«Common

Cause»-Fehlern – aufgebaut, mit denen die Bei der Wahrnehmung seiner Aufsichtstätigkeit

entsprechenden Betriebserfahrungen aus zahl-

über die Kernanlagen ist es für das ENSI unerläss-

reichen Staaten systematisch ausgewertet wer-

lich, auf dem aktuellen Stand von Wissenschaft

den. Mit dem neuen Projekt CODAP der OECD

und Technik zu sein. Deshalb unterstützt und ko-

wird eine umfassendere Übersicht zu Alte-

ordiniert das ENSI Projekte im Rahmen der regula-

rungs- und Schädigungsmechanismen von me-

torischen Sicherheitsforschung. Deren Ergebnisse

chanischen Ausrüstungen in Kernkraftwerken

gehen teils unmittelbar in Richtlinien und Einzel­

geschaffen. Sie integriert die Daten aus den

entscheide des ENSI ein. Im weiteren Sinne die-

früheren Projekten OPDE (Rohrleitungsschä-

nen die Projekte der Ausbildung und dem Kom-

den) und SCAP (Spannungsrisskorrosion an ver-

petenzerhalt beim ENSI und seinen Experten. Und

schiedenen Komponenten).

schliesslich leistet das Forschungsprogramm Bei-

3.  Das ENSI beschäftigt sich seit geraumer Zeit

träge an zahlreiche internationale Projekte, die

intensiv mit externen Ereignissen, im For-

in der Schweiz alleine nicht durchgeführt werden

schungsbereich seit 2010 insbesondere mit Erd-

könnten. Hierdurch wird der für die nukleare Si-

beben, Flugzeugabstürzen und energiereichen

cherheit ausserordentlich wichtige internationale

Überspannungen im Hochspannungsnetz. Mit

Austausch gefördert.

der Expertengruppe Starkbeben beim Schwei-

Das Programm «Regulatorische Sicherheitsfor­

zerischen Erdbebendienst verstärkt das ENSI

schung» gliedert sich in sieben Themenbereiche:

seine Kompetenz in diesem sicherheitsrele-

1.  Der Themenbereich Brennstoffe und Mate-

vanten Bereich. Neu im Forschungsprogramm

rialien beschäftigt sich mit dem Reaktorkern

ist zudem das internationale Projekt IMPACT,

sowie den gestaffelten Barrieren für den Ein-

das die Auswirkungen von Flugzeugabstürzen

schluss der radioaktiven Stoffe. Die in diesem

auf die Tragwerke von Gebäuden untersucht.

Bereich untersuchten Prozesse der Alterung

4.  Der Einfluss von Operateurhandlungen auf

von Strukturmaterialien sind entscheidend für

Störfälle in Kernkraftwerken steht bei den

den Langzeitbetrieb der bestehenden Kern-

menschlichen Faktoren im Mittelpunkt. Da-

kraftwerke. Die Projekte Bruchmechanik und

bei geht es vor allem um die Zuverlässigkeit des

KORA lieferten wesentliche Beiträge für die

Verhaltens von Bedienpersonal unter verschie-

neue ENSI-Richtline B01 zur Alterungsüberwa-

denen Bedingungen. Ein weiterer Schwerpunkt

chung. Bei den Brennstoffen geht es vor allem

ist der Einfluss der Kontrollraumgestaltung auf

um die Beanspruchung der Brennstab-Hüll-

die Leistung der Operateure.

rohre durch verschiedene Mechanismen. Ein

5.  Systemverhalten und Störfallabläufe in

besonderes Augenmerk liegt hier auf den zu-

Kernkraftwerken werden ausgehend vom Nor-

nehmend hohen Abbränden. 2.  Die Projekte der OECD zu internen Ereignis-

malbetrieb bis hin zu Kernschmelz-Unfällen analysiert. Dazu werden Computermodelle er-

sen und Schäden fördern den internationa-

stellt und mit Hilfe von Experimenten validiert.

len Erfahrungsaustausch über Störfälle sowie

Zunehmend werden verschiedene Modelle und

Schäden an Komponenten, die Störfälle auslö-

Rechencodes gekoppelt, um das Anlageverhal-

sen oder ungünstig beeinflussen können. Dazu

ten umfassender simulieren zu können. Das

werden themenspezifische Datenbanken – bei-

gilt insbesondere für das Projekt PASSPORT. Als

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

5

Folge der Sistierung der KKW-Neubauprojekte

shima Dai-ichi eine Vielzahl von Hilfsanlagen,

wurde dieses Projekt auf die Kopplung von Vor-

Wasserfassungen, Rohrleitungen etc. zerstört.

gängen in Reaktoranlage und Containment be-

Dadurch versagten die Strom- und Kühlwasser-

stehender Kernkraftwerke ausgerichtet.

versorgung am Standort. Trotz Notfallmanage-

6.  Die anwendungsbezogenen Arbeiten im Strah-

mentmassnahmen konnten bei vier der sechs

lenschutz reichen von der Strahlenmesstechnik

Reaktorblöcke von Fukushima Dai-ichi schwe-

über die Aeroradiometrie bis hin zur Entwick-

re Schäden nicht vermieden werden. Es kam

lung neuer Analysemethoden für Radionukli-

zu erheblichen Freisetzungen von Radioakti-

de. Zudem trägt die Mitarbeit an internationa-

vität in die Umwelt, der Unfall wurde deswe-

len Normen zur länderübergreifenden Harmo-

gen auf der höchsten Stufe 7 der Ereignisskala

nisierung von Methoden im Strahlenschutz bei. 7.  Mit dem Fortschreiten des Verfahrens gemäss

INES klassiert. Die Umgebung des Kraftwerksstandorts wurde weiträumig evakuiert.

dem Sachplan geologische Tiefenlager wird

Das ENSI hat den Unfall mit einer internen, in-

auch die Forschung im Themenbereich Ent-

terdisziplinären Gruppe vertieft analysiert, um

sorgung immer wichtiger. Neben der Untersu-

daraus allfällige Schlüsse für die Sicherheit der

chung des Wirtsgesteins Opalinuston im Felsla-

Kernkraftwerkanlagen in der Schweiz zu ziehen.

bor Mont Terri spielen die Auslegung und Über-

Die Ergebnisse wurden in Form von vier Berich-

wachung von Tiefenlagern, die Eigenschaften

ten zwischen August und Dezember 2011 veröf-

der radioaktiven Abfälle, deren Gasentwicklung

fentlicht (http://www.ensi.ch/de/dossiers/fukus-

sowie der Einfluss von möglichen zukünftigen

hima-2/). Die wichtigsten übergeordneten Leh-

Gletschern eine Rolle. Das ENSI unterstützt neu

ren können in folgenden fünf Punkten zusam-

ein Projekt der Universität Bern, das die langfri-

mengefasst werden:

stige Landschaftsentwicklung im Alpenvorland

❚ An erster Stelle steht eine korrekt auf das lo-

betrachtet, und verstärkt sein Engagement bei

kale Gefährdungsprofil abgestimmte Ausle-

einer OECD-Arbeitsgruppe, die sich mit der Ent-

gung jedes Kernkraftwerks. Denn diese be-

sorgung radioaktiver Abfälle in Tongesteinen

stimmt massgeblich die Robustheit der An-

befasst.

lage, indem sie bereits die Entstehung eines schweren Unfalls verhindert. Die Gefähr-

Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Kernanlagen

dungsannahmen müssen regelmässig für jeden Standort gemäss dem Stand von Wissenschaft und Technik neu überprüft und definiert werden.

Vorkommnisse in Kernanlagen sind ein wichtiger

❚ Für die Beherrschung eines sich dennoch

Bestandteil der Betriebserfahrung. Sie liefern kon-

entwickelnden Unfalls und für die Begren-

krete Hinweise auf Schwachstellen und Verbesse-

zung von dessen Auswirkungen müssen alle

rungsmöglichkeiten in sämtlichen Bereichen der

notwendigen Notfall-Einrichtungen und

Auslegung und des Betriebs. Über die Vorkomm-

-Proze­duren verfügbar sein. Diese umfassen

nisse in Schweizer Kernanlagen berichtet das ENSI

insbesondere

im Aufsichtsbericht. Im vorliegenden Bericht ist

Einrichtungen zur Verhinderung von Wasser-

eine Auswahl besonders lehrreicher ausländischer

stoff-Explosionen,

gefilterte

Containment-

Ereignisse beschrieben. Sie wurden analysiert mit

Druckentlastung und adäquate technische

dem Ziel, ihre Relevanz für die Schweizer Kernanla-

Entscheidungshilfen für das Unfallmanage-

gen zu überprüfen. Demnach sind die wichtigsten

ment (Severe Accident Management Guidance

Ergebnisse aus Sicht des ENSI folgende:

SAMG). Das Unfallmanagement muss darauf

−  Der Unfall von Fukushima war das mit Abstand wichtigste Vorkommnis im Jahre 2011. Am 11.

6

Notstrom-Dieselgeneratoren,

ausgerichtet sein, auch unter erschwerten äusseren Bedingungen alle Betriebszustände so-

März ereignete sich an der Nordostküste Japans

wie sämtliche Phasen eines schweren Unfalls

das stärkste bisher registrierte Erdbeben in der

abzudecken. Dazu gehört auch ein lang an-

Geschichte Japans. Alle betroffenen Kernkraft-

dauernder Ausfall sämtlicher Wechselstrom-

werke haben die unmittelbaren Einwirkungen

quellen und der letzten Wärmesenke. Dafür

des Erdbebens gut überstanden. Der vom Erd-

nötige Ausrüstung muss auch extern gelagert

beben ausgelöste Tsunami hat aber anschlies-

sein und zum Beispiel mittels Helikoptern an

send auf dem Areal des Kernkraftwerks Fuku­

den Einsatzort transportiert werden können.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

❚ Das Notfallmanagement ausserhalb der An-

INES 2. Die Schweizer Kernkraftwerke haben

lage muss ebenfalls auch unter erschwerten

die Übertragbarkeit des französischen Befundes

Bedingungen wie einer zerstörten Infrastruk-

überprüft und einzelne zusätzliche Massnah-

tur funktionieren und dementsprechend vor-

men eingeleitet.

bereitet sein. Für den Schutz der Bevölkerung müssen klare Vorkehrungen getroffen sein, eine allfällige Evakuation der Kraftwerksum-

Internationale Zusammenarbeit

gebung muss gut durchdacht und klar geregelt sein. ❚ Die internationale Kooperation im Nukle-

Durch die Zusammenarbeit mit internationalen Organisationen und ausländischen Aufsichtsbehör-

arbereich muss verbessert werden. Nötig sind

den stellt das ENSI sicher, dass die Schweiz im Be-

insbesondere mehr Verbindlichkeit der inter-

reich der nuklearen Sicherheit den internationalen

nationalen Vorgaben und mehr Transparenz,

Standard erfassen und in die eigene Aufsicht um-

ohne die vorhandene Abkommen wenig Wir-

setzen kann. Das ENSI pflegt die Zusammenarbeit

kung entfalten. ❚ Zentral für die nukleare Sicherheit sind die Si-

insbesondere mit der IAEA, der OECD/NEA, der WENRA und im Rahmen von bilateralen Abkom-

cherheits- und Aufsichtskultur. Sie basieren

men unter anderem mit Frankreich, Deutschland,

wesentlich auf der Unternehmenskultur der

Österreich und den USA. Das ENSI bringt die in der

Beaufsichtigten und der Unabhängigkeit der

Schweiz geltenden hohen Anforderungen an die

Aufsicht, aber auch auf länderspezifischen

nukleare Sicherheit in die internationalen Harmo-

kulturellen Faktoren. Eine hinterfragende Hal-

nisierungsbestrebungen ein.

tung ist bei allen Beteiligten zu fördern.

Der Unfall von Fukushima prägte auch die interna-

−  Nach dem Versagen eines Notstrom-Dieselge-

tionale Zusammenarbeit im Berichtsjahr. IAEA und

nerators im französischen Kernkraftwerk Bla-

NEA veranstalteten Ministerialkonferenzen, an de-

yais ergab dessen Untersuchung eine vorzei-

nen Konsequenzen und erste Lehren des Unfalls

tige Qualitätsverschlechterung der Pleuellager-

diskutiert wurden. Der von der IAEA verabschie-

schalen des Motors, mit der auch bei anderen

dete Aktionsplan greift die Anliegen der Schweiz

Notstrom-Dieselgeneratoren gerechnet werden

auf, darunter insbesondere periodische interna-

muss. Pleuellagerschalen dieses Typs sind in Ge-

tionale Überprüfungen der nuklearen Sicherheit

neratoren von acht französischen Kernkraftwer-

in den Kernenergieländern und die Transparenz

ken im Einsatz. Bei den Blöcken 3 und 4 des KKW

von deren Resultaten; allerdings sollen die Mass-

Tricastin sind im Unterschied zu den anderen be-

nahmen weiterhin freiwillig von den Einzelstaaten

troffenen Standorten alle Generatoren damit

durchgeführt werden.

ausgestattet, was die Aufsichtsbehörde ASN mit

ENSI-Direktor Hans Wanner übernahm im Herbst

INES 2 bewertete. Die übrigen sieben Fälle wur-

2011 den Vorsitz der WENRA, die massgeblich an

den mit INES 1 bewertet. In der Schweiz sind

der Entwicklung des EU-Stresstests beteiligt war.

ausschliesslich im Kernkraftwerk Gösgen (KKG)

Das ENSI verpflichtete die schweizerischen Kern-

Dieselmotoren desselben Herstellers im Einsatz,

kraftwerke zur Beteiligung am Stresstest und

nicht aber Pleuellagerschalen des fehlerhaften

reichte der EU fristgerecht Ende Dezember den

Typs. Das KKG weitete dennoch vorsorglich Mo-

Schweizer Länderbericht ein.

toröl-Analysen an den Generatoren aus, um all-

Das ENSI liess sich im November im Rahmen einer

fällige Schäden frühzeitig zu erkennen. Der Her-

IRRS-Mission der IAEA überprüfen. Während zwei

steller leitete Motortests ein, welche vom KKG

Wochen untersuchten 24 Experten aus 14 Natio-

und vom ENSI verfolgt werden.

nen, ob die Schweizer Nuklearaufsicht den IAEA-

−  Bei den Blöcken 2 und 3 des französischen

Vorgaben entspricht. Sie kamen zu einem posi-

Kernkraftwerks Cattenom wurde im Zuge ei-

tiven Ergebnis, das insgesamt 19 «Good Practices»,

ner Inspektion im Dezember festgestellt, dass

also vorbildlichen Lösungen, umfasst. Sie machten

die Einspeiseleitung für die Kühlung der Brenn-

aber auch konstruktive Empfehlungen und Vor-

element-Lagerbecken nicht mit Öffnungen zur

schläge für weitere Verbesserungen, an denen das

Strömungsunterbrechung versehen war. Diese

ENSI bereits arbeitet.

sollen verhindern, dass aufgrund von Fehlern

Im April fand in Wien die 5. Überprüfungskonfe-

unzulässig viel Wasser aus dem Becken abge-

renz der Convention on Nuclear Safety CNS (Si-

saugt werden kann. Die ASN bewertete dies mit

cherheit von Kernkraftwerken) statt. Die bereits

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

7

im August 2010 eingereichten Berichte der Vertragsstaaten wurden dabei im Rahmen von Ländergruppen diskutiert. Dabei erhielt die Schweiz

Aktuelle Änderungen und Entwicklungen in den Grundlagen der nuklearen Aufsicht

gute Noten, insbesondere für die gesetzlich vorgeschriebene Nachrüstpflicht der Kernkraftwerke

Das bestehende Regelwerk wird den Anforde-

entsprechend dem Stand der Nachrüsttechnik. Bei

rungen der neuen Kernenergiegesetzgebung an-

der Konferenz wurde beschlossen, Ende August

gepasst und gleichzeitig mit den internationalen

2012 eine ausserordentliche Konferenz durch-

Standards abgestimmt. Diese Arbeiten wurden

zuführen, die sich mit den Lehren aus dem Un-

auch im Jahr 2011 weitergeführt. Das ENSI revi-

fall von Fukushima befassen wird. Im Hinblick auf

dierte eine bestehende Richtlinie zur periodischen

die im Mai 2012 stattfindende 4. Überprüfungs-

Berichterstattung der Kernanlagen. Es verabschie-

konferenz zur Joint Convention (Sicherheit abge-

dete drei neue Richtlinien, die sich auf die sicher-

brannter Brenn­elemente und radioaktiver Abfäl-

heitstechnische Klassierung für bestehende Kern-

le) reichte das ENSI Ende Oktober fristgerecht den

kraftwerke, die Altersüberwachung von Kernanla-

Schweizer Länderbericht bei der IAEA ein.

gen sowie die Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlenexponierter Personen beziehen. Am 1. November 2011 traten zudem vom Bundesrat vorgenommene Anpassungen der Verordnung über das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSIV) in Kraft; diese betreffen die Anforderungen an die Unabhängigkeit der Mitglieder des ENSI-Rats.

8

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Résumé Recherche en matière de sécurité nucléaire

cer une influence défavorable. On élabore pour cela des banques de données spécifiques par exemple à l’endommagement des tuyaute-

Dans sa gestion de la tâche de surveillance des ins-

ries, à des incendies ou des défaillances d’ori-

tallations nucléaires, l’IFSN se doit de toujours être

gine commune, ce qui permet d’évaluer systé-

au niveau le plus récent de la science et de la tech-

matiquement les expériences de fonctionne-

nique. C’est pourquoi elle soutient et coordonne

ment correspondantes de nombreux pays. Le

des projets dans le cadre de la recherche en ma-

nouveau projet CODAP de l’OCDE permet de

tière de sécurité nucléaire. Une partie des résul-

créer une vue d’ensemble plus large des méca-

tats ainsi obtenus sont directement appliqués dans

nismes de vieillissement et d’endommagement

des directives et des décisions de l’IFSN. Dans un

des équipements mécaniques des centrales nu-

sens plus large, ces projets permettent à l’IFSN et

cléaires. Cette vue d’ensemble intègre les don-

à ses experts d’acquérir une meilleure formation

nées des précédents projets OPDE (endomma-

et de maintenir leurs compétences. Enfin, le pro-

gement des tuyauteries) et SCAP (corrosion fis-

gramme de recherche contribue à de nombreux

surante sous tension de différents composants).

projets internationaux qui ne pourraient pas être

3.  L’IFSN voue depuis un certain temps une at-

réalisés seulement en Suisse. Un échange interna-

tention soutenue aux événements externes

tional extrêmement important pour la sécurité nu-

et s’occupe depuis 2010 de recherche notam-

cléaire se trouve ainsi encouragé.

ment sur les séismes, les accidents d’avion et les

Le programme «Recherche en matière de sécuri-

surtensions fortes dans le réseau haute tension.

té nucléaire» s’organise autour de sept domaines

Avec le groupe d’experts «Starkbeben» (Forts

thématiques:

séismes) du Service Sismologique Suisse, l’IFSN

1.  Le domaine des combustibles et matériaux

renforce ses compétences dans ce domaine im-

concerne le cœur du réacteur ainsi que les bar-

portant pour la sécurité. Par ailleurs, le projet

rières de sécurité échelonnées visant le confine-

international IMPACT est un nouveau projet du

ment des substances radioactives. Les proces-

programme de recherche: il analyse les effets

sus du vieillissement des matériaux de structure

d‘accidents d’avion sur la structure porteuse de

analysés ici sont déterminants pour le fonction-

bâtiments importants pour la sécurité.

nement à long terme des centrales nucléaires

4.  L’influence qu’exerce l’action des opérateurs

existantes. Les projets KORA et de mécanique

sur les pannes dans les centrales nucléaires est

de la rupture ont contribué de manière essen-

au centre des facteurs humains. Il s’agit ici es-

tielle à la nouvelle directive B01 de l’IFSN sur

sentiellement de la fiabilité du comportement

la surveillance du vieillissement. Pour les com-

du personnel de service dans différentes condi-

bustibles, il s’agit surtout de la contrainte des

tions. L’influence de la configuration de la salle

gaines de combustible par différents méca-

des commandes sur la performance des opéra-

nismes. Une attention particulière est accordée ici aux taux de combustion toujours plus élevés.

teurs est un autre élément important. 5.  Le comportement du système et les méca-

2.  Les projets de l’OCDE sur les événements in-

nismes de progression des incidents dans

ternes et les dommages favorisent l’échange

les centrales nucléaires sont analysés tant en

d’expériences international en matière de dé-

fonctionnement normal qu’en cas d’accident

faillances et d’endommagement des compo-

de fusion du cœur. On élabore pour cela des

sants pouvant provoquer des incidents ou exer-

modèles informatiques validés à l’aide d’expé-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

9

riences. Les modèles et les codes de calcul sont

lysés dans le but d’en vérifier la pertinence pour les

toujours plus couplés les uns aux autres pour si-

installations nucléaires suisses. L’IFSN en a tiré les

muler de manière plus complète le comporte-

conclusions les plus importantes suivantes:

ment de l’installation. Cela s’applique notam- −  L’accident de Fukushima a été de loin l’événement au projet PASSPORT. Suite à la suspension

ment le plus important de l’année 2011. Le

des projets de nouvelles constructions de cen-

11 mars, la côte nord-est du Japon a été frap-

trales nucléaires, ce projet s’est orienté sur le

pée par le séisme le plus fort de l’histoire du Ja-

couplage de processus ayant lieu dans l’instal-

pon jamais enregistré. Toutes les centrales nu-

lation du réacteur et l’enceinte de confinement

cléaires touchées ont bien supporté les consé-

des centrales nucléaires existantes.

quences immédiates du séisme. Mais le tsuna-

6.  Les travaux de mise en œuvre dans le domaine

mi déclenché par le tremblement de terre a en-

de la protection contre le rayonnement vont

suite détruit sur l’aire de la centrale nucléaire de

de la technique de mesure du rayonnement au

Fukushima Dai-ichi de nombreuses installations

développement de nouvelles méthodes d’ana-

auxiliaires, prises d’eau, tuyauteries, etc., entraî-

lyse des radionucléides, en passant par l’aéro-

nant la défaillance de l’approvisionnement en

radiométrie. Par ailleurs, la participation à l’éla-

électricité et en eau de refroidissement sur le

boration de normes internationales contribue à

site. Malgré des mesures de gestion d’urgence,

l’harmonisation des méthodes de radioprotec-

de très lourds dégâts dans quatre des six réac-

tion.

teurs de Fukushima Dai-ichi n’ont pas pu être

7.  L’avancement de la procédure du plan sec-

évités. Il s’en est ensuivi de considérables re-

toriel «Dépôts en couches géologiques pro-

lâchements de radioactivité dans l’environne-

fondes» confère toujours plus d’importance

ment et l’accident a été classé au niveau maxi-

à la recherche dans le domaine de la gestion

mal 7 de l’échelle INES. La zone du site de la

nucléaire. Outre l’étude de la roche d’accueil

centrale a été très largement évacuée.

«argiles à Opalinus» au laboratoire souterrain

L’IFSN a procédé avec un groupe interne inter-

du Mont Terri, le dimensionnement et la sur-

disciplinaire à une analyse approfondie de l’acci-

veillance des dépôts profonds, les caractéris-

dent pour en tirer d’éventuelles conclusions pour

tiques des déchets radioactifs, leur dégagement

la sécurité des installations nucléaires en Suisse.

gazeux ainsi que l’influence d’éventuels futurs

Les résultats ont été publiés entre août et dé-

glaciers jouent un rôle important. L’IFSN sou-

cembre 2011 dans quatre rapports (http://www.

tient maintenant un projet de l’Université de

ensi.ch/fr/dossiers-2/fukushima/). Les enseigne-

Berne qui considère l’évolution à long terme

ments majeurs les plus importants peuvent être

du paysage dans les Préalpes et renforce son engagement auprès d’un groupe de travail de

récapitulés dans les cinq points suivants : ❚ Un dimensionnement correct de chaque

l’OCDE s’occupant de la gestion des déchets ra-

centrale nucléaire, adapté au profil local de

dioactifs dans des roches d’argile.

risques est primordial. Il détermine en effet largement la robustesse de l’installation en

Evénements instructifs survenus dans des installations nucléaires de l’étranger

empêchant l‘occurrence même d’un accident grave. Les hypothèses de risques doivent être régulièrement examinées et redéfinies pour chaque site en fonction de l’état de la science et de la technique.

Les événements qui se produisent dans des instal-

❚ Toutes les installations et procédures d’ur-

lations nucléaires constituent un élément impor-

gence nécessaires doivent être disponibles

tant de l’expérience d’exploitation. Ils apportent

pour maîtriser un accident qui se produit tou-

des informations concrètes sur les points faibles et

tefois et pour en limiter les effets. Il s’agit no-

les améliorations possibles dans tous les domaines

tamment des générateurs diesels de secours,

du dimensionnement et de l’exploitation. Les évé-

des dispositifs empêchant les explosions d’hy-

nements qui surviennent dans les installations nu-

drogène, de la décompression filtrée de l’en-

cléaires suisses sont consignés dans le rapport de

ceinte de confinement et des aides à la dé-

surveillance de l’IFSN. Le présent rapport décrit

cision techniques adéquates pour la gestion

quelques événements particulièrement instructifs

d’accident (Severe Accident Management

survenus à l’étranger. Ces événements ont été ana-

Guidance SAMG). La gestion d’accident doit

10

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

être conçue de sorte à couvrir tous les états

moteur aux générateurs pour identifier très tôt

de marche ainsi que toutes les phases d’un

d’éventuels dommages. Le fabricant a introduit

accident grave, même dans des conditions extérieures plus difficiles. Une défaillance

des tests de moteur suivis par la CNG et l’IFSN. −  Dans les tranches 2 et 3 de la centrale nucléaire

persistante de l’ensemble des sources de cou-

française de Cattenom, il a été constaté au cours

rant alternatif et de la source froide ultime en

d’une inspection en décembre que les tuyaute-

font aussi partie. Les équipements pour cela

ries de refroidissement des piscines d’entrepo-

nécessaires doivent être stockés également à

sage des combustibles n’étaient pas pourvues

l’extérieur et pouvoir être par exemple trans-

d’orifices permettant l’interruption de l’écoule-

portés par hélicoptère sur le lieu d’interven-

ment. Ces derniers doivent permettre d’empê-

tion.

cher une vidange trop importante de la piscine

❚ La gestion d’urgence à l’extérieur de l’ins-

en cas de problème. L’ASN a classé l’événement

tallation doit être opérationnelle et préparée

au niveau 2 de l’échelle INES. Les centrales nu-

en conséquence, même dans des conditions

cléaires suisses ont vérifié si le constat en prove-

aggravées telles qu’une infrastructure dé-

nance de France pouvait s’appliquer à la Suisse et

truite. Concernant la protection de la popu-

introduit certaines mesures en plus.

lation, des mesures claires doivent être prises et une éventuelle évacuation de la zone de la centrale doit être mûrement réfléchie et clai-

Coopération internationale

rement réglée. ❚ La coopération internationale dans le do-

En coopérant avec des organisations internatio-

maine nucléaire doit être améliorée. Il faut no-

nales et des autorités de surveillance de l’étranger,

tamment que les définitions internationales

l’IFSN s’assure qu’en matière de sécurité nucléaire,

soient plus contraignantes, il faut aussi plus

la Suisse atteigne le niveau international et l’ap-

de transparence pour que les accords exis-

plique à la surveillance. L’IFSN veille à une bonne

tants aient davantage d’effets.

coopération en particulier avec l’AIEA, l’AEN de

❚ La culture de la sécurité et de la sur-

l’OCDE, la WENRA, ainsi que dans le cadre d’ac-

veillance est capitale pour la sécurité nu-

cords bilatéraux avec notamment la France, l’Alle-

cléaire. Elle se base essentiellement sur la

magne, l’Autriche et les Etats-Unis. L’IFSN contri-

culture d’entreprise de ceux qui sont surveillés

bue aux efforts d’harmonisation internationaux en

et sur l’indépendance de la surveillance, mais

apportant les exigences élevées posées à la sécuri-

aussi sur des facteurs culturels spécifiques à

té nucléaire en Suisse.

chaque pays. Il faut aussi encourager tous les

Au cours de l’exercice sous revue, l’accident de

intervenants à s’interroger.

Fukushima a marqué aussi la coopération interna-

−  L’analyse de l’anomalie générique d’un généra-

tionale. L’AIEA et l’AEN de l’OCDE ont organisé des

teur diesel de secours constatée dans la centrale

conférences ministérielles au cours desquelles il a

nucléaire française de Blayais a révélé une dé-

été discuté des conséquences et des premiers en-

térioration prématurée de la qualité du coussi-

seignements de l’accident. Le plan d’action adopté

net de tête de bielle du moteur. Il faut en tenir

par l’AIEA reprend les préoccupations de la Suisse

compte aussi pour d’autres générateurs diesel

avec notamment les réexamens périodiques inter-

de secours. Des coussinets de tête de bielle de

nationaux de la sécurité nucléaire dans les pays

ce type sont utilisés dans les générateurs de huit

producteurs d’énergie nucléaire et la transparence

centrales nucléaires françaises. Dans les tranches

de leurs résultats; les mesures continueront toute-

3 et 4 de la centrale nucléaire de Tricastin, tous

fois d’être réalisées par chaque Etat sur une base

les générateurs en sont équipés, contrairement

volontaire.

aux autres sites concernés, ce que l’autorité de

A l’automne 2011, le directeur de l’IFSN Hans

surveillance ASN a classé au niveau 2 de l’échelle

Wanner a repris la présidence de WENRA qui avait

INES. Les sept autres cas ont été classés au ni-

participé de manière déterminante au développe-

veau 1. En Suisse, seule la centrale nucléaire de

ment des tests de résistance de l’UE. L’IFSN a en-

Gösgen (CNG) utilise des moteurs diesels du

gagé les centrales nucléaires suisses à participer à

même fabricant, mais pas de coussinets de tête

ces tests de résistance et présenté dans les délais

de bielle du type défectueux. La CNG a pourtant

fin décembre le rapport de synthèse national de la

étendu préventivement les analyses d’huile de

Suisse à l’UE.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

11

L’IFSN a été contrôlée en novembre dans le cadre d’une mission IRRS de l’AIEA. Pendant deux semaines, 24 experts de 14 pays différents ont ana-

Changements et développement des bases de la surveillance nucléaire

lysé si la surveillance nucléaire suisse correspondait aux définitions de l’AIEA. Ils sont parvenus à un ré-

Le règlement en place est adapté aux exigences

sultat positif totalisant 19 «Good Practices», donc

de la nouvelle législation sur l’énergie nucléaire et,

des solutions exemplaires. Mais ils ont fait aussi

dans le même temps, harmonisé aux normes in-

des recommandations et propositions construc-

ternationales. Ces travaux se sont poursuivis aussi

tives pour de nouvelles améliorations sur lesquelles

tout au long de l’année 2011. L’IFSN a révisé une

l’IFSN travaille déjà.

directive sur le compte rendu périodique des ins-

réunion d’examen de la Convention sur

tallations nucléaires. Elle a adopté trois nouvelles

la sûreté nucléaire CNS (Sécurité des centrales

directives concernant le classement en matière

La 5

ème

nucléaires) s’est déroulée en avril à Vienne. Les

de sécurité des centrales nucléaires existantes, la

comptes-rendus des Etats contractants déjà pré-

surveillance du vieillissement des installations nu-

sentés en août 2010 ont été discutés ici dans le

cléaires, ainsi que l’évaluation et l’enregistrement

cadre de groupes nationaux. La Suisse a été bien

de la dose des personnes exposées aux radiations.

notée, notamment pour l’obligation légale de réé-

Par ailleurs, des adaptations de l’Ordonnance

quipement de ses centrales nucléaires conformé-

sur l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire

ment à l’état de la technique de rééquipement.

(OIFSN) faites par le Conseil fédéral sont entrées en

Lors de la conférence, il a été décidé de réaliser fin

vigueur le 1er novembre 2011; elles concernent les

août 2012 une conférence extraordinaire sur les

exigences posées à l’indépendance des membres

enseignements de l’accident de Fukushima. Dans

du conseil de l’IFSN.

l’optique de la 4

ème

réunion d’examen sur la Joint

Convention (Sécurité des assemblages combustibles usés et des déchets radioactifs) qui a eu lieu en mai 2012, le rapport de synthèse national de la Suisse a été remis dans les délais fin octobre à l’AIEA.

12

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Summary Regulatory research into safety

numerous countries. CODAP is a new OECD project that will provide a more comprehensive

In order to carry out its regulatory responsibili-

overview of the ageing and degradation mech-

ties for nuclear facilities, it is essential that ENSI re-

anisms affecting mechanical equipment in nu-

mains informed of the latest developments in sci-

clear power plants. It will include data from the

ence and technology. Hence, it supports and co-

previous projects OPDE (Piping Failure Data Ex-

ordinates research into regulatory safety. Some of

change Project) and SCAP (Stress Corrosion

the findings from this research feed directly into

Cracking and Cable Ageing Project for a range

the guidelines and individual decisions issued by

of components).

ENSI. On a more general level, research projects

3.  For some time, ENSI has given considerable at-

provide training and thereby ensure that ENSI and

tention to external events and since 2010 it

its experts possess the required expertise. Finally,

has been conducting research into earthquakes,

the ENSI research programme includes contribu-

plane crashes and energy-rich surges in the

tions to many international projects that Switzer-

high-voltage network. Working with the expert

land could not conduct on its own. This in turn en-

group from the Swiss Seismological Service

courages the international exchange of expertise

looking at strong earthquakes, ENSI is strength-

that is so crucial to nuclear safety.

ening its expertise in an area that has a partic-

The ENSI «Research into Regulatory Safety» Pro-

ular relevance to safety. Another new research

gramme is divided into seven main areas:

project is IMPACT, an international project look-

1.  Fuels and materials: this research relates to the reactor core and the multiple barriers used

ing at the effects of plane crashes on building structures.

for the containment of radioactive materials.

4.  The effect of operator behaviour on accidents

Research into the ageing mechanisms affecting

in nuclear power plants is a central element of

structural materials is vital for the long-term

research into human factors. This research is

operation of existing nuclear power plants. The

looking primarily at the reliability of operator

«Fracture Mechanics» and «KORA» Projects

behaviour under various conditions but is also

are supplying essential information for the new

focussing on the influence of control room lay-

ENSI Guidelines B01 on the monitoring of age-

out on the performance of operating staff.

ing processes. The research into fuels is look-

5.  Analysis of system behaviour and accident

ing primarily at stresses on fuel rod cladding

sequences in nuclear power plants – in condi-

caused by a range of mechanisms, with par-

tions ranging from normal operations through

ticular attention on the increasingly high burn-

to accidents involving core melt-down: As part

up rates.

of this research, computer models are being

2.  The OECD Projects on internal events and

developed and validated by means of experi-

damage encourage international exchange of

ments. Increasingly, various models and com-

experience on accidents and component dam-

puter codes are being combined in order to

age, which can trigger accidents or have a det-

provide a more comprehensive simulation of

rimental effect. For this purpose, specialist da-

plant behaviour. This is particularly the case

tabases are being created, e.g. on pipe damage,

with the PASSPORT Project. Following the de-

fire damage or so-called common cause er-

cision to suspend the projects to construct new

rors. These databases will facilitate a systematic

nuclear power plants, PASSPORT has been rea-

analysis of relevant operating experience from

ligned and is now dedicated to coupled proc-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

13

esses between reactor systems and the contain-

iary units, water-supply systems, piping, etc. at

ment in existing nuclear power plants.

Fukushima Dai-ichi. The on-site power and cool-

6.  Applied research in the field of radiological

ant supply failed and despite emergency man-

protection ranges from the technology used

agement measures, it was impossible to avoid

to measure radiation to aero-radiometry and

serious damage to four of the six reactor units

the development of new methodologies for ra-

at Fukushima Dai-ichi. The resultant release of

dionuclide analyses. In addition, the involve-

radiation into the environment was significant

ment of ENSI in the development of interna-

and the accident was classified as level 7, the

tional norms is contributing to the cross-border

highest on the INES Scale. The area around the

harmonisation of radiological protection meth-

power station was largely evacuated.

ods.

ENSI established an internal, inter-disciplinary

7.  With work continuing on the procedures speci-

group to conduct an in-depth analysis of the

fied in the Sectoral Plan for deep geological re-

accident in order to identify whether it could

positories, research into disposal is of increas-

have implications for the safety of nuclear pow-

ing importance. In addition to the ongoing re-

er plants in Switzerland. The results were pub-

search at the Mont Terri Rock Laboratory into

lished in four reports between August and De-

Opalinus Clay as a host rock, the research in-

cember 2011 (http://www.ensi.ch/de/dossiers/

cludes in this case the design and monitoring of

fukushima-2/). The five main lessons are as fol-

deep repositories, the properties of radioactive

lows:

waste, the development of gases and the influ-

❚ First and foremost, the design of any nucle-

ence on possible future glaciers. ENSI is also

ar power plant must accurately reflect the lo-

supporting a new project at the University of

cal hazard profile. To a large extent, this de-

Bern looking at the long-term development of

termines the robustness of each plant and its

the landscape of the northern alpine foreland

ability to prevent a serious accident. The haz-

and is increasing its involvement in an OECD

ard profile assumed for each individual loca-

Working Group dealing with the disposal of ra-

tion must be reviewed regularly and then re-

dioactive waste in clay host rocks.

defined to reflect the current state of science and technology.

Instructive events from nuclear facilities abroad

❚ If despite this, an accident does occur, emer-

gency equipment and procedures capable of limiting its consequences must be available; in particular this must include emergency die-

Incidents in nuclear facilities are an important el-

sel generators, systems to prevent hydrogen

ement of operational experience as they provide

explosions, filtered containment venting and

tangible evidence of weaknesses and offer the po-

adequate technical decision-making tools for

tential for improvements in all areas of design and

accident management purposes (Severe Acci-

operation. Information on incidents in Swiss nu-

dent Management Guidance SAMG). The ac-

clear facilities is contained in the ENSI Surveillance

cident management must be designed to cov-

Report. The Research and Experience Report pro-

er all operating conditions and all phases of

vides information on a selection of particularly in-

a serious accident, including difficult external

structive incidents in nuclear facilities outside Swit-

conditions. This includes the lengthy failure of

zerland. Incidents are analysed with a view to iden-

all AC sources and the ultimate heat sink. The

tifying any potential relevance to Swiss nuclear fa-

required equipment must also be stored exter-

cilities. From the perspective of ENSI, the main out-

nally and capable of being transported to a lo-

comes were as follows: −  The accident at Fukushima was by far the most

14

cation, for example by helicopter. ❚ The emergency management system out-

important event in 2011. The strongest earth-

side the plant must function even under diffi-

quake ever recorded in the history of Japan oc-

cult conditions such as infrastructure destruc-

curred on 11 March on the North-East coast

tion. It must, therefore be prepared accord-

of Japan. Although the nuclear power plants

ingly. Clear action must be taken to protect

withstood the immediate effects of the earth-

the public and evacuations from the vicinity

quake, the tsunami triggered by the earth-

of the power plant must be well planned and

quake subsequently destroyed numerous auxil-

properly regulated.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

❚ International cooperation in the nuclear

field must be improved. In particular, the re-

of nuclear safety. It can then incorporate them into its own regulatory activities. ENSI maintains par-

quirement to comply with international regu-

ticularly active links with the IAEA, OECD/NEA and

lation must be strengthened and transparency

WENRA and also has a series of bilateral agree-

must be increased. Unless these exist, existing

ments with countries such as France, Germany,

agreements are of little effect.

Austria and the USA. The ENSI contribution to cur-

❚ The safety and surveillance culture is cru-

rent negotiations on increased global harmonisa-

cial to nuclear safety. It is not only based on

tion is based on the stringent nuclear safety stand-

the corporate culture in a regulated facility

ards applicable in Switzerland.

and its independence, but also on cultural factors particular to an individual country. A chal-

The accident at Fukushima also shaped interna-

lenging attitude by all involved, should be en-

tional cooperation during the year under review.

couraged.

The IAEA and NEA organised ministerial confer-

−  Investigations following the failure of an emer-

ences to discuss the consequences of the accident

gency diesel generator at the nuclear power

and the initial lessons to be learned from it. An Ac-

plant (NPP) at Blayais in France identified a pre-

tion Plan approved by the IAEA is addressing the

mature deterioration in the quality of the mo-

concerns expressed by Switzerland. They include

tor bearing bushings. It could also be expected

a regular international review of nuclear safety in

that it would occur in other emergency genera-

countries with nuclear power and the need for the

tors. Eight French NPPs were found to be using

results of such reviews to be transparent; although

this type of bearing bushing. In contrast to seven

admittedly, the introduction of measures by indi-

of these locations, the generators in use at Re-

vidual countries remains voluntary.

actors 3 and 4 of the Tricastin NPP were all fitted with this type of bearing bushing. As a re-

In autumn 2011, Hans Wanner, the ENSI Director

sult, ASN, the French Nuclear Safety Authority

General, took over as Chair of WENRA. WENRA is

rated it as INES 2 and the other seven cases as

one of the main advocates of the EU Stress Tests

INES 1. In Switzerland, only the Gösgen nuclear

and ENSI required the participation of all Swiss nu-

power plant (KKG) uses diesel motors from the

clear power plants in these Stress Tests. The report

same manufacturer. However, they were not fit-

for Switzerland was submitted at the end of De-

ted with this type of bearing bushing. Neverthe-

cember 2011 in compliance with the EU deadline.

less, as a precaution KKG has extended its analyses of the engine oil used in the generators so

In November 2011, ENSI was reviewed by an IRRS

that it can identify damage at an early stage. The

Mission from IAEA. For two weeks, 24 experts

manufacturer also tests the motors and these

from 14 countries investigated whether Swiss

tests are monitored by KKG and ENSI. −  During an inspection at the Cattenom nuclear

nuclear surveillance complied with IAEA requirements. The results were positive and ENSI received

power plant in France, it was found that the in- «Good Practice» ratings in 19 areas. However, the jection pipes for the cooling of the fuel storage

Mission also made constructive recommendations

ponds for Reactors 2 and 3 were not fitted with

and suggestions for further improvements. ENSI is

the required siphon breaker orifices. These ori-

already working on these.

fices are designed to stop excessive water inadvertently being sucked out of the pool as a result

The 5th Review Meeting of the Convention on Nu-

of a fault. ASN rated this event as INES 2. The

clear Safety CNS (safety of nuclear power plants)

Swiss nuclear power plants reviewed the French

was held in Vienna in April. The reports submit-

findings for relevance and introduced some ad-

ted by signatory countries in August 2010 were

ditional measures.

discussed during meetings of the Country Groups. Switzerland was rated as good, in particular for its

International Cooperation

statutory requirement that nuclear power plants carry out backfitting measures in line with the latest developments of technology. At the meeting,

By cooperating with international organisations

it was agreed to convene an extraordinary con-

and regulatory bodies, ENSI ensures that Switzer-

ference at the end of August 2012 to discuss les-

land remains abreast of developments in the field

sons learned from the accident at Fukushima. In

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

15

preparation for the 4th Review Meeting of the Joint

ergy legislation and is harmonised with interna-

Convention (safety of spent fuel and radioactive

tional standards. Work on this task continued in

waste) in May 2012, ENSI submitted the report for

2011. ENSI revised its guideline on regular report-

Switzerland to the IEAE on time at the end of Oc-

ing by nuclear facilities. It also approved three new

tober 2011.

guidelines: safety classification for existing nuclear power plants, ageing management of nuclear facilities and the collection/recording of doses

Current changes and developments in underlying surveillance principles

Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSIV)

The existing regulatory framework is being re-

to requirements governing the independence of

vised so that it complies with recent nuclear en-

members of the ENSI Board.

of persons exposed to radiation. Amendments by the Swiss Federal Council to the Ordinance on the came into force on 1 November 2011; they relate

16

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

1. Regulatorische Sicherheitsforschung Zur Wahrnehmung seiner Aufsichtstätigkeit ist es

jedes Forschungsprojekt durch einen Experten aus

für das ENSI unerlässlich, im Bereich der nukle-

den ENSI-Fachsektionen begleitet wird. So flies-

aren Sicherheit auf dem Stand von Wissenschaft

sen die im Projekt gewonnenen Erfahrungen in die

und Technik zu sein. Ein wesentliches Element da-

Aufsichtstätigkeit ein und dienen damit direkt der

für ist das Programm «Regulatorische Sicherheits-

nuklearen Sicherheit.

forschung», also die von staatlicher Seite unter-

Im vorliegenden Kapitel fassen die ENSI-Projekt-

stützte Forschung im Bereich der nuklearen Sicher-

begleiter die Forschungsresultate mit besonderem

heit. In diesem Rahmen vergibt und koordiniert das

Blick auf Praxisrelevanz und Zielerreichung für die

ENSI Forschungsaufträge mit folgenden Zielen:

interessierte Öffentlichkeit zusammen. Vor allem

1.  Resultate von Forschungsprojekten dienen un-

bei den umfangreicheren Projekten liegen zudem

mittelbar der laufenden Aufsichtstätigkeit. Sie

detaillierte Berichte der Forscher in Anhang A vor.

gehen einerseits in vom ENSI zu erstellende Richtlinien ein, die rechtliche Anforderungen in den Bereichen Kernenergie und Strahlen-

1.1 Brennstoffe und Materialien

schutz konkretisieren. Andererseits zieht das ENSI auch für konkrete Einzelentscheide die Er-

Dieser Themenbereich beschäftigt sich mit dem

gebnisse von Forschungsprojekten als Grundla-

Reaktorkern sowie den Strukturmaterialien der

ge heran.

wichtigsten gestaffelten Barrieren, welche den

2.  Die vom ENSI geförderten Forschungsprojekte

Brennstoff und den Reaktorkern umgeben und

dienen dem Kompetenzerhalt nicht nur inner-

die radioaktiven Stoffe einschliessen. Die Brenn-

halb des ENSI, sondern darüber hinaus auch bei

elemente werden mehrere Jahre im Reaktorkern

Forschungsinstitutionen. Das ENSI fördert mit

eingesetzt, bevor sie abgebrannt sind und ausge-

diesen Forschungsprojekten insbesondere die

tauscht werden; beim Brennstoff und den Brenn-

Ausbildung im Bereich der nuklearen Sicher-

stab-Hüllrohren stehen deshalb die Anforde-

heit.

rungen während dem Normalbetrieb und während

3.  Nicht zuletzt dienen Forschungsprojekte der

bestimmten Störfällen im Mittelpunkt. Anders ist

internationalen Vernetzung des ENSI und der

dies bei den wenigen nicht austauschbaren Kom-

schweizerischen Forschung. Der internationale

ponenten des Primärkreislaufs, vor allem dem Re-

Austausch ist im Bereich der nuklearen Sicher-

aktordruckbehälter, sowie beim Sicherheitsbehäl-

heit ausserordentlich wichtig. Die Projekte des

ter, dem sogenannten Containment; bei diesen

Forschungsprogramms werden grossteils von

sind vor allem die Prozesse der Materialalterung

Organisationen aus verschiedenen Ländern fi-

entscheidend. Im Hinblick auf den Langzeitbetrieb

nanziert oder zumindest in Kooperation mit in-

der Kernkraftwerke muss gewährleistet sein, dass

ternationalen Partnern durchgeführt. So erhält

für alle Anforderungen weiterhin ausreichende Si-

das ENSI auch Resultate, die in der Schweiz al-

cherheitsmargen vorhanden sind.

leine nicht erzielt werden könnten. Dazu muss das ENSI auch eigene Beiträge leisten können. Das ENSI ist in über 70 internationalen Gremien vertreten. In vielen von diesen werden For-

1.1.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Brennstoff- und Material­ verhalten

schungsprojekte gesteuert und deren Ergebnisse in internationale Standards umgesetzt.

Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwegen

Die vom ENSI unterstützten Forschungsprojekte

ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder, Markus

tragen zur Erhaltung und zum Ausbau der hohen

Straub

Sicherheit der Schweizer Kernanlagen bei. Sie er-

Bericht der Forscher im Anhang A

möglichen es, potenzielle Problembereiche zu erkennen, mögliche Verbesserungen zu erarbeiten,

Einleitung

Unsicherheiten zu verringern und Verfahren zu

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) ist ein

verbessern. Zur Strategie des ENSI gehört es, dass

gemeinsames Forschungsprogramm von über

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

17

100 Wissenschafts-, Behörden- und Industrie-

Die Berichterstattung über die Arbeiten im Bereich

organisationen aus 19 Staaten. Es steht un-

Mensch-Technik-Organisation findet sich im Kapi-

ter der Schirmherrschaft der Kernenergieagen-

tel 1.4.1.

tur NEA der OECD und feierte 2008 sein 50-jähtungen: Brennstoff- und Materialverhalten sowie

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Mensch-Technik-Organisation.

riges Bestehen. Das HRP hat zwei Stossrich-

18

Experimentelle

Der Halden-Reaktor war im Jahre 2011 wie ge­

Arbeiten werden primär im norwegischen Hal-

plant 190 Tage im Volllast-Betrieb, dabei wurden

den durchgeführt, wo rund 250 wissenschaft-

zwölf Experimente ausgeführt. Zumeist werden

liche Mitarbeitende am Projekt beteiligt sind und

dabei Kernbrennstoff-Anordnungen in sogenann-

ein Versuchsreaktor, eine Werkstatt zur Herstel-

ten Loop Systems bestrahlt, in denen die thermo-

lung instrumentierter Brennstoff-Versuchsanord-

hydraulischen Bedingungen von Leichtwasserre-

nungen, ein Labor zur Interaktion von Mensch

aktoren simuliert werden. Dank ausgeklügelter In-

und Maschine (Man-Machine Laboratory) sowie

strumentierung können zahlreiche Parameter wie

ein Simulationszentrum (Virtual Reality Centre)

Temperaturverlauf

zur Verfügung stehen (Abbildung 1). Forschungs-

und Brennstabverformung während des Versuchs-

einrichtungen in den Mitgliedsländern (z.B. Paul

ablaufs gemessen werden. Andere Daten werden

Scherrer Institut) oder die Nuklearindustrie (z.B.

durch anschliessende Untersuchungen der einge-

Kernkraftwerk Leibstadt) beteiligen sich ebenfalls

setzten Materialien im Hotlabor in Kjeller gewon-

an den Experimenten. Die schweizerischen Part-

nen (sogenannte Post Irradiation Examination PIE).

nerorganisationen des HRP – ENSI, PSI, Kernkraft-

Im Jahre 2011 wurden unter anderen folgende

werksbetreiber – tauschen die Information zum

Versuche durchgeführt:

und ihre Bedürfnisse an das Programm im Rah-

Langfristige Versuche an mit Gadolinium dotiertem

men eines nationalen Komitees aus. Über ihre

Brennstoff haben gezeigt, dass es im Gegensatz

Vertreter in den HRP-Gremien Halden Programme

zu undotiertem Brennstoff zu keiner Nachver-

Group (verantwortlich für die technisch-wissen-

dichtung kommt. Die Schwellraten sind für beide

schaftliche Steuerung des Programms) und Hal-

Brennstoffarten ähnlich. Gadolinium ist ein Neu-

den Board of Management (verantwortlich für

tronenabsorber, der im Laufe des Einsatzes im Re-

die Aufsicht und Strategie des Programms) spei-

aktor verbraucht wird.

sen sie diese Bedürfnisse ins Projekt ein. Das ENSI

Ein Experiment zum nicht-thermischen Kriechen

hat Einsitz im Board of Management, die schwei-

von Uranoxid- und Mischoxid-Brennstoff unter Be-

zerischen Kernkraftwerke und das PSI haben je

strahlung wurde abgeschlossen. Es zielte darauf

einen Vertreter in der Programme Group.

ab, Daten für die Modellierung des Brennstoff-

Die Arbeiten im hier beschriebenen Projektbereich

Verhaltens bei der mechanischen Interaktion zwi-

führen zu grundlegenden Erkenntnissen über die

schen Brennstoff und Hüllrohr (Pellet Cladding Me-

Eigenschaften und das Verhalten von Leichtwas-

chanical Interaction PCMI) zu erhalten. Dabei wur-

serreaktor-Brennstoffen und -Materialien, die lan-

de mit Chrom dotierter Brennstoff und undotierter

ge Zeit im Reaktor im Einsatz sind. Dazu gehö-

Brennstoff verglichen. Nach dem Ende der Brenn-

ren auch Versuche, in denen Kernbrennstoffe

stoff-Verdichtung wurden axiale Spannungen von

schnell wechselnde Druck- und Temperaturbedin-

30, 45 und 60 MPa bei Temperaturen zwischen

gungen durchlaufen, wie sie in Reaktoren bei so-

400 und 800 °C angelegt. Die Kriechrate des mit

genannten Transienten auftreten, beispielswei-

Chrom dotierten Brennstoffs erwies sich als ver-

se infolge eines Kühlmittelverlust-Störfalls. Bei

gleichbar mit der des undotierten Brennstoffs, der

den Kernbrennstoff-Experimenten werden Brenn-

Temperatureinfluss war gering.

stabsegmente in instrumentierte Versuchsanord-

Seit mehreren Jahren läuft eine Versuchsserie zum

nungen eingesetzt und im Halden-Reaktor weiter

Verhalten von hoch abgebrannten Brennstäben

bestrahlt. Die Brennstabsegmente können wäh-

unter Bedingungen, wie sie bei einem Kühlmittel-

rend der Bestrahlung auch Druck- und Tempera-

verlust-Störfall auftreten. Bei einem solchen Stör-

turänderungen ausgesetzt werden, und die Reak-

fall werden die Brennstäbe in relativ kurzer Zeit er-

tion des Brennstoffs und Hüllrohrs auf diese Än-

höhten Druck- und Temperaturbedingungen aus-

derungen wird laufend sowie im Anschluss an den

gesetzt, und beim anschliessenden Wiederbefüllen

Versuch mittels Nachbestrahlungs-Experimenten

des Reaktordruckbehälters werden sie mit kühlem

analysiert.

Wasser abgeschreckt, was zu grossen Material-

oder

Brennstab-Innendruck

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Abbildung 1: Der Stand­ort des OECD Halden Reactor Projects. Der Reaktor befindet sich in einer Kaverne in den hinten sichtbaren Felsen (Quelle: Halden Reactor Project).

spannungen führt. Im Mai 2012 wurde ein Test

erhöhtem pH-Wert, gesteigerter Leis­tung und so-

mit Brennstoff aus dem Kernkraftwerk Leibstadt

genanntem unterkühltem Sieden untersucht. Un-

durchgeführt (IFA 650.12), der einen Abbrand von

terkühltes Sieden meint die Blasenbildung an der

72 MWd/kg aufwies. Ziel des Versuchs war, das

heissen Hüllrohr-Oberfläche, während das restliche

bei diesen Versuchen typische Aufblähen des Hüll-

Kühlmittel noch nicht die Siedetemperatur erreicht.

rohrs (Ballooning) durch die Druck- und Tempera-

Die Versuche laufen bei einer Stableis­tung von 33–

turerhöhung gerade so weit zu treiben, dass das

45 kW/m, das Kühlmittel enthält 10 ppm Lithium

Hüllrohr noch nicht versagt. Das PSI unterstützte

und 2–3 ppm Wasserstoff bei einem pH-Wert von

den Versuch mit Vorausrechnungen zum Brenn-

7.4. Im Juni 2011 wurde nach 159 Bestrahlungsta-

stoff-Verhalten. Wie geplant kam es über ca. 730–

gen eine erste Beprobung durchgeführt. Bis dahin

740 °C zu Deformation und Ballooning, der Ver-

hatte sich an den Hüllrohren eine Oxidschicht von

suchsabbruch durch Schnellabschaltung (Scram)

5–10 µm Dicke gebildet.

erfolgte mit noch intaktem Hüllrohr bei einer Temreduzierten Innendruck als Folge der Volumenver-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur ­nuklearen Sicherheit

grösserung. Das Hüllrohr versagte jedoch infolge

Die Untersuchung von Kernbrennstoffen und Ma-

von Spannungen in der Abkühlphase, und es trat

terialien aus dem Reaktor unter Bestrahlung ist

Brennstoff aus. Der Brennstab soll nun im Hotlabor

eine Kernkompetenz des HRP. Es verfügt über eine

untersucht werden. Interessant ist dabei nicht nur

weltweit einzigartige Erfahrung bei der Auslegung

der Zustand des Hüllrohrs, sondern auch die Frag-

und Instrumentierung von Experimenten wie auch

mentierung und Verlagerung des Brennstoffs.

bei der Interpretation der Messwerte. Die Resultate

Ein weiteres Versuchsfeld beschäftigt sich mit der

fliessen in Sicherheitsanalysen ein und dienen als

Korrosion des Hüllrohrs und der Hydridbildung

Grundlage für die Validierung der von Brennstoff-

im Hüllrohr-Material durch von aussen eindiffun-

herstellern und Forschungslaboratorien benutzten

dierten Wasserstoff. Ein noch laufendes Experiment

Rechenmodelle zum thermomechanischen Verhal-

untersucht den Einfluss von aggressiveren Kühl-

ten von Brennstoffen mit unterschiedlichen Ab-

mittel-Eigenschaften, verglichen mit denjenigen

bränden. Die Daten zur Spannungsrisskorrosion

in Leis­tungsreaktoren, auf moderne Zircaloy-Hüll-

von Reaktormaterialien geben Hinweise auf die

rohre. Dabei wird an je vier Segmenten von sechs

Materialalterung und die Anforderungen an die

vorher unbestrahlten Brennstäben die Wirkung von

Alterungsüberwachung.

peratur von etwa 800 °C und einem um etwa 50%

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

19

Neu vorgeschlagene Versuche und Messungen

den. Während des Einsatzes kommt es an der Aus-

werden von der Halden Programme Group beur-

senseite der Hüllrohre zur Bildung einer oxidierten

teilt und durch Arbeiten in den Partnerländern des

Grenzschicht. Im Rahmen dieses Projekts wurden

Projekts sowie durch Brennstofflieferungen aus

an einigen IFA-638-Hüllrohrproben die Mikrostruk-

Kernkraftwerken unterstützt. Die Steuerung durch

turen der Grenzschicht und ihrer Umgebung mit-

das Dreieck Board of Management, Programme

tels Transmissions-Elektronenmikroskopie (TEM)

Group und Projektleitung ist konsens- und resultat­

untersucht. So soll zum besseren Verständnis von

orientiert. Ingesamt wird das HRP dem Ruf als Vor-

Oxidationsvorgängen unter den Bedingungen von

zeigeforschungsprojekt der NEA gerecht.

Druckwasserreaktoren (DWR) beigetragen werden.

Mit dem Engagement des ENSI, des PSI und der neue Erkenntnisse im Bereich Brennstoff- und Ma-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

terialsicherheit und kann ihre eigene Kompetenz

Der Transport von sechs Proben und die Präpara-

auf diesem Gebiet verstärken. Konkret ist das PSI

tion von vier Proben für die TEM-Untersuchungen

bei folgenden Versuchen im Bereich Brennstoff-

wurden erfolgreich durchgeführt. Bei den Pro-

und Materialverhalten beteiligt: Detailuntersu-

ben handelt es sich sowohl um in Leistungsreak-

chungen des Inertmatrix-Brennstoffs (Halden-Ex-

toren vorbestrahltes als auch erst im Halden-Re-

periment IFA-651 IMF/MOX); Modellierung des

aktor bestrahltes Material. 2011 wurden die vier

Stabverhaltens in den Experimenten durch STARS/

präparierten Proben dreier verschiedenen Legie-

LRS (Halden-Experiment IFA-650 LOCA); Korrosi-

rungstypen (M5 frisch/vorbestrahlt, E 635 frisch,

onstest von Druckwasserreaktor-Hüllrohren (Hal-

ZIRLO frisch) elektronenmikroskopisch untersucht.

den-Experiment IFA-638).

Zwei Arten von Ausscheidungen wurden in der

Kernkraftwerke beim HRP gewinnt die Schweiz

Grenzschicht und in ihrer Umgebung festgestellt,

Ausblick

die vom Eisengehalt des Hüllrohrmaterials abhän-

Die Arbeiten des Projekts liegen grösstenteils gut

gen. Dabei zeigte sich, dass in Legierungen mit ho-

im Zeitplan. Mit dem Jahr 2012 geht das HRP in

her Oxidationsresistenz die eisenhaltige Ausschei-

eine weitere Dreijahresperiode, in der neu auch

dung nicht nachweisbar war. Alle Ausscheidungen

das französische Commissariat à l'Energie Ato-

zeigten einen gewissen Grad der Auflösung bei

mique (CEA) und die italienische Agenzia nazio-

Bestrahlung. Dieser Effekt ist im Oxid stärker als

nale per le nuove tecnologie, l’energia e lo sviluppo

im Metall.

economico sostenibile (ENEA) teilnehmen. Nach2010 unter Beteiligung aller Mitgliedsländer disku-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur ­nuklearen Sicherheit

tiert worden war, ergaben sich mit dem Unfall von

Die Oxidation des Hüllrohrs ist ein im Reaktorbe-

Fukushima vom März 2011 zusätzliche mögliche

trieb relevanter Auslegungsparameter. Sie darf

Aspekte wie zum Beispiel neuartige Hüllrohrmate-

bestimmte vorgeschriebene Grenzen nicht über-

rialien oder das Verhalten von Operateuren unter

schreiten und hat bei den in schweizerischen An-

extremen Bedingungen. Diese Themen werden im

lagen erreichten hohen Abbränden besondere Be-

Jahre 2012 noch zu diskutieren sein.

deutung. Neu entwickelte Hüllrohrmaterialien, z. T.

dem das Programm für die neue Periode seit Ende

auch die in diesem Projekt verwendeten, sind in verschiedenen Vorläufer-Brennelementen in Schwei-

1.1.2 Untersuchungen an HaldenProben IFA-638

zer KKW im Einsatz. Der Abbrand von zwei der verwendeten Proben liegt zudem im Bereich der geltenden Grenzwerte für die schweizerischen Reak-

20

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut

toren. Durch die Untersuchung der Oxidationsvor-

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel

gänge können die bestehenden Modelle auf eine

Bericht der Forscher in Anhang A

breitere physikalische Grundlage gestellt werden.

Einleitung

Ausblick

Die Versuchsreihe IFA-638 am Forschungsreaktor

Die zwei ausstehenden Proben (ZIRLO vorbestrahlt,

in Halden (siehe auch Kapitel 1.1.1) befasste sich

Alloy A frisch), die aufgrund ihrer hohen Dosisleis­

mit Korrosionsversuchen an Hüllrohrmaterialien

tung 2011 nicht untersucht werden konnten, sol-

auf Zirkoniumbasis bei hohen Brennstoff-Abbrän-

len im Jahre 2012 elektronenmikroskopisch ana-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

lysiert werden. Der Einfluss der Mikrostruktur und

(Spannungsrisskorrosion, Pellet Cladding Interac-

der chemischen Zusammensetzung auf das Oxida-

tion PCI) kann ebenfalls zu Schädigungen des Hüll-

tionsverhalten sollen ermittelt werden.

rohrs führen. Die Vermutung, dass (Al+Si)-Agglomerate Cäsium binden, hat sich bestätigt. Eine grobkörnige Brennstoffprobe, die trotz der sehr

1.1.3 OECD SCIP – Studsvik Cladding Integrity Project

hohen Endleistung von 70 kW/m und BrennstoffZentralschmelzen intakt geblieben ist, wurde mittels Raster-Elektronenmikroskopie und Elektronen-

Auftragnehmer: Studsvik, Schweden

strahl-Mikroanalyse untersucht; sie zeigte nur Cs

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel, Reiner Mai-

als potenziell chemisch aktives Element in der Um-

länder

gebung der Hüllrohrinnenwand. Es konnte auch demonstriert werden, dass sich innerhalb eines

Einleitung

zunächst optisch homogenen Kristalls tatsächlich

Der nukleare Brennstoff wird in Form kleiner Zy-

unterschiedliche Gitterausrichtungen zeigen. Dies

linder von ca. 8 bis 9 mm Durchmesser (Tablet-

deutet darauf hin, dass sich bei Leistungsrampen

ten, englisch Pellets) in Hüllrohre eingefüllt, die zu

kleinere Einzelkristalle bilden können (subgrain

Brennelementen zusammengesetzt werden. Damit

formation). Zum Einfluss des Hüllrohrs kann be-

keine radioaktiven Spaltprodukte in den Primär-

merkt werden, dass optimierte Materialien auch

kreislauf freigesetzt werden, muss die Integ­rität

die PCI-Resistenz verbessern.

der Hüllrohre den vielfältigen Belastungen stand-

Durch von aussen eindiffundierten Wasserstoff kön-

halten. Das ENSI unterstützt seit Mitte des Jahres

nen Hüllrohr-Schwächungen (Hydrogen Embrittle-

2009 das seit 2004 laufende Studsvik Cladding In-

ment HE und Delayed Hydride Cracking DHC) indu-

tegrity Project SCIP der OECD, an dem 25 Organi-

ziert werden. Neben Kriechtests dient als Versuchs­

sationen beteiligt sind. Das Projekt befasst sich mit

anordnung ein sogenanntes Coin Set-up. Eine flache

Schädigungsmechanismen, die in den aus Zirko-

Scheibe (Coin) von der Grösse des Hüllrohr-Innen-

niumlegierungen bestehenden Hüllrohren – auch

durchmessers befindet sich in einem zweiteiligen

unter Einbeziehung des Pelleteinflusses – ablau-

Mantelrohr, das sich wiederum innerhalb eines Hüll-

fen können. Im SCIP-Projekt werden Materialver-

rohrs befindet. Durch Auseinanderziehen der zwei

suche und -modellierungen bei der Firma Studsvik

Mantelrohrteile erfährt das Hüllrohr lokale Span-

in Schweden und Leistungsrampenversuche am

nungen an den zwei Kontaktpunkten zum Coin.

OECD-Halden-Reaktor in Norwegen durchgeführt.

Der Testaufbau wurde fertiggestellt. Die ersten Tests sollen an unbestrahltem, spannungsarm geglühtem

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Zircaloy-4-Hüllrohr durchgeführt werden. In Kriech-

Im Jahre 2011 wurden folgende Projektziele er-

höher als diejenige von Zirkaloy-2. Wasserstoff führt

reicht, respektive aufgrund neuer Anforderungen

wie erwartet dazu, dass die Materialhärte zunimmt.

modifiziert:

Dies gilt allerdings nur bei tiefen Dehnraten.

Bei Leistungsrampen kann es durch die mechanische

In einer von der amerikanischen Aufsichtsbehör-

Interaktion zwischen Pellet und Hüllrohr (Pellet Clad-

de finanzierten Anlage wurden Versuche zum Ver-

ding Mechanical Interaction PCMI) zu Schädigungen

halten von Brennstäben bei Kühlmittelverlust-Stör-

des Hüllrohrs kommen. Mehrere Versuche an Brenn-

fällen durchgeführt, bei denen die Brennstabseg-

stabsegmenten wurden durchgeführt, u. a. mit

mente erhöhten Temperaturen ausgesetzt sind.

versuchen erwies sich die Relaxation von ZIRLO als

einem neu entwickelten Hüllrohrmaterial, mit Alu-

Vier Brennstäbe mit Abbränden um 70 MWd/

minium- und Chrom-dotiertem Brennstoff (Al, Cr)

kg und einer Oxiddicke von 20-30 μm wurden

und mit Brennstoff, der den Absorber Gadolinium

in einem Infrarotstrahlungsofen bis auf knapp

(Gd) enthielt. Die Brennstabsegmente mit den Ad-

1200 °C aufgeheizt. Die Versuche wurden be-

ditiven AI und Cr wiesen grössere Restdehnungen

wusst bis zum Versagen des Hüllrohrs mit Austritt

der Hüllrohre auf als solche mit Standard UO2-Brenn-

von Brennstoff (bei einem Druck zwischen 77 und

stoff. Wird die Endleistung der Rampen noch meh-

113 bar und bei Temperaturen um 700 °C) durch-

rere Stunden beibehalten, dann zeigten sich im Gd-

geführt. Die Korngrössenverteilung der zurück-

Brennstoff deutlich mehr Risse im Hüllrohr.

gebliebenen Brennstoff-Fragmente wird noch un-

Die Interaktion zwischen Brennstoff und Hüll-

tersucht, um weitere Hinweise auf das Brennstoff-

rohr bei Anwesenheit gasförmiger Spaltprodukte

Verhalten bei diesen Störfällen zu erhalten.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

21

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

kühlbar bleibt. Die allgemeine Tendenz zur Stei-

Das Hüllrohr bildet die primäre Barriere gegen die

dung weiterentwickelter Brennstoff- und Hüllrohr-

Freisetzung von radioaktiven Spaltprodukten in

materialien macht eine Absicherung der Sicher-

Kernkraftwerken. Dementsprechend trägt der Er-

heitskriterien notwendig.

halt der Hüllrohr-Integrität zur Gewährleistung

Das CABRI International Project (CIP) wird von

des Schutzziels «Einschluss radioaktiver Stoffe»

der Nuclear Energy Agency (NEA) und dem fran-

bei. Der Projektplan von SCIP-II ist auch vor dem

zösischen Institut de Radioprotection et de Sûre-

Hintergrund des in den letzten Jahren gesteiger-

té Nucléaire (IRSN) getragen. In diesem Projekt sol-

ten Brennstoff-Abbrands in den Kernkraftwerken

len am Forschungsreaktor CABRI in Cadarache,

zu sehen. Dabei wird stärker angereicherter Brenn-

Frankreich, Versuche zum Verhalten von Brenn-

stoff verwendet und dieser besser ausgenutzt, wo-

stabsegmenten bei schnellen Reaktivitätsstörfäl-

bei die Brennelemente länger im Reaktor verblei-

len in Kernreaktoren durchgeführt werden. Zu die-

ben. Gleichzeitig wurden auch die Hüllrohr-Materi-

sem Zweck wurde die bisher mit Natrium gekühl-

alien laufend verbessert. Das Projekt SCIP soll dazu

te Testschleife des CABRI-Reaktors auf Wasserküh-

beitragen, mit der stärkeren Beanspruchung der

lung umgebaut (CABRI Water Loop, CWL), damit

Hüllrohre zusammenhängende Sicherheitsfragen

die Versuchsanordnung den in Leichtwasserreak-

zu klären, dies auch vor dem Hintergrund, dass es

toren vorhandenen Betriebs- und Störfallbedin-

auch in schweizerischen Anlagen vorübergehend

gungen besser entspricht. Bevor Versuche im Re-

zu Hüllrohrschäden durch PCI gekommen ist.

aktor durchgeführt werden können, sind aber

gerung der Brennstoffabbrände und die Verwen-

noch Anpassungen und Überprüfungen der An-

Ausblick

lage sowie weitere Testvorbereitungen nötig. Das

Das Projekt verläuft bisher innerhalb des geplanten

CIP-Projekt stützt sich auch auf Einzeleffekt-Tests

Zeitrahmens. Im Jahr 2012 sollen weitere Rampen-

im Rahmen des Versuchsprogramms PROMETRA

versuche sowie mechanische Tests und Experi-

(Transient Mechanical Properties). Mit diesen wird

mente durchgeführt werden. Änderungen in der

vom Commissariat à l’Energie Atomique (CEA) in

Testmatrix hängen von den Resultaten der wei-

Saclay, Frankreich, das mechanische Verhalten be-

teren Versuche ab.

strahlter Hüllrohrproben bei den für RIA typischen hohen Dehnungsraten untersucht.

1.1.4 OECD CABRI Waterloop Project

Projektziele des Berichtsjahres und ­wichtige Ergebnisse

Auftragnehmer: OECD-NEA und IRSN

Im Jahre 2011 wurden folgende Projektziele er-

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Gorzel

reicht resp. aufgrund neuer Anforderungen modifiziert:

Einleitung

❚ Zahlreiche Inbetriebnahmetests nach den seis-

Im Rahmen der Auslegung von Kernkraftwerken

mischen Nachrüstungen des Reaktorgebäudes

mit Druckwasser- oder Siedewasser-Reaktoren

wurden erfolgreich durchgeführt. Die Tests sol-

(DWR bzw. SWR) werden auch postulierte Störfäl-

len bis Mitte 2012 komplett abgeschlossen wer-

le untersucht, bei denen der Reaktor durch schnel-

den.

le unkontrollierte Bewegung eines Steuerelements

❚ Das PROMETRA-Programm zum Verformungs-

bzw. Steuerstabs kurzzeitig überkritisch wird. Aus-

verhalten von Hüllrohrsegmenten wurde fortge-

lösende Ereignisse für solche Reaktivitätsstörfälle

setzt. Versuche an M5-Hüllrohren unter ebener

(Reactivity Initiated Accidents, RIA) sind der pos­

Belastung (plane strain tests) bei 280 °C und

tulierte Bruch des Stutzens eines Steuerelement-

350 °C zeigten ein duktileres Verhalten als Zirlo-

antriebs (DWR) bzw. das Entkuppeln eines Steuer­

und Zy-4-Hüllrohre. ❚ Ebenfalls im Rahmen von PROMETRA erfolgten

bundene Auswurf des Steuerelements bzw. das

Zugversuche an SWR-Zy 2-Hüllrohren. Sie stam-

Herabfallen des Steuerstabs führt zu einem

men aus dem Kernkraftwerk Leibstadt (SWR)

Leistungsanstieg in den benachbarten Brenn­

und waren sieben Zyklen im Einsatz. Ihr Tem-

stäben. Durch Einhaltung spezieller Sicherheits-

peraturverhalten (20 °C bis 800 °C) bezüglich

kriterien wird das Ausmass möglicher Brennstab-

Dehngrenze und Maximaldehnung ist den DWR-

schäden derart begrenzt, dass der Reaktorkern

Hüllrohren (Zy-4, Zirlo und M5) sehr ähnlich.

22

stabs von seinem Antrieb (SWR). Der damit ver-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

❚ Die Testmatrix beinhaltet auch einen Versuch

der Umbauarbeiten durchgeführt. Mit dem neuen

an einem Mischoxid-Brennstabsegment (MOX),

Wasserkreislauf wird in Kürze eine weltweit einma-

das im Kernkraftwerk Beznau im Einsatz war.

lige Anlage zur realitätsnahen Simulation von RIA-

Die Voruntersuchungen wurden am Institut für

Störfällen unter DWR-Bedingungen bestehen. Der

Transurane (ITU) in Karlsruhe durchgeführt, ab-

Erfolg wird sich aber frühestens mit der Durchfüh-

geschlossen und dokumentiert.

rung und Auswertung des ersten Tests Ende 2012

❚ Ein RIA-Workshop zu Brennstabauslegungs-Pro-

grammen wurde durchgeführt. Für

bewerten lassen.

verschie-

dene RIA-Szenarien wurden wichtige Parameter (Enthalpieeintrag, Spaltgasfreisetzung, etc.) zwischen den Programmen verglichen. Der Vergleich mit experimentellen Daten war im Wesentlichen

1.1.5 KORA-II – Korrosionsrisswachstum in austenitischen Strukturwerkstoffen

beschränkt auf die Hüllrohrverformung und das Auftreten von Hüllrohrschäden. Basis der RIA-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Szenarien waren unter anderem bisherige und

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

zukünftige Versuche am CABRI-Reaktor.

Bericht der Forscher in Anhang A

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Einleitung

Die vom ENSI im Jahre 2004 festgelegten Sicher-

chanismen der Spannungs- und Schwingrisskor-

heitskriterien für Reaktivitätsstörfälle in schweize-

rosion. Spannungsrisskorrosion kann auftreten,

rischen Kernkraftwerken bedürfen der weiteren

wenn ungünstige Bedingungen für mechanische

experimentellen Absicherung. Dies betrifft vor

Belastung, Wasserchemie und Werkstoffzustand

allem die Kriterien für MOX-Brennstoff und die-

zusammenkommen. In diesen Fällen können dann

jenigen für Uranoxid-Brennstoff unter SWR-Be-

relativ lange, verzweigte Risse entstehen. Schwing­

dingungen. Bestätigt wurde dies in einem OECD-

risskorrosion ist eine spezielle Form des umge-

NEA-Workshop, der zu diesem Thema im Septem-

bungsbedingten Risswachstums, in der mecha-

ber 2009 in Paris stattfand.

nische Belastungen zyklisch auftreten. Als Fortset-

Der CABRI-Reaktor ist neben dem Forschungs-

zung von KORA-I wurde das Projekt KORA-II mit ei-

reaktor NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)

ner Laufzeit von drei Jahren gestartet und im Jahr

in Japan weltweit die einzige Anlage, an der das

2011 abgeschlossen.

Brennstoffverhalten bei schnellen Reaktivitätsstör-

Das Projekt KORA-II gliedert sich in drei Teilpro-

fällen in Leichtwasserreaktoren realitätsnah simu-

jekte, die wesentliche Fragestellungen zum Korro-

liert werden kann. Es besteht eine Kooperation mit

sionsrisswachstum in austenitischen Behälter- und

dem ALPS-Programm (Advanced LWR Fuel Perfor-

Rohrleitungs-Stählen behandeln.

KORA beschäftigt sich mit den Schädigungsme-

mance and Safety Research Program) am NSRR, die einen Datenaustausch und eine Versuchsabstimmung zwischen beiden Projekten ermöglicht. Nach

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

von ALPS nicht mehr gesichert, was die Bedeutung

Teilprojekt I: Schwingrisskorrosion in austenitischen Stählen

des CABRI-Projekts noch erhöht.

Im Jahre 2011 wurden vielfältige Untersuchungen

Die Versuchsergebnisse des CIP werden es erlau-

mit den neu aufgebauten Prüfständen fach- und

ben, die Störfallphänomene in den verschiedenen

termingerecht durchgeführt (Abbildung 2). Zielset-

Berechnungsprogrammen (z. B. FALCON, welches

zung ist die Quantifizierung des Einflusses des Um-

vom PSI verwendet wird, vgl. das Projekt STARS)

gebungsmediums auf die Schwingrisskorrosion.

genauer zu modellieren. Damit können die festge-

Mit den neuen Prüfständen sind Untersuchungen

legten Sicherheitskriterien für Reaktivitätsstörfälle

zur Schwingrisskorrosion unter Umgebungs- und

überprüft und nötigenfalls verbessert werden.

Lastbedingungen möglich, die den tatsächlichen

den Ereignissen von Fukushima ist die Fortführung

Verhältnissen an Komponenten im Kernkraftwerk

Ausblick

sehr nahe kommen. Dazu gehören insbesondere

Mit sehr grossem personellem Aufwand, auch mit

last- und dehnungskontrollierte Versuche mit klei-

dem Einsatz von finanziellen Mitteln aus anderen

ner Dehnamplitude, die mit Temperaturwechseln

Forschungsbereichen, hat das IRSN einen Grossteil

der durch die Proben strömenden Flüssigkeit über-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

23

Abbildung 2: Anlage zur Unter­ suchung von durch­ strömten Hohlproben im PSI-Labor für nukleare Materialien. Die Probe (Specimen) wird von unten nach oben durchströmt und gleichzeitig mecha­ nisch belastet (Quelle: PSI).

Schweisseigenspannungen resultieren. ­Erste Ergebnisse zeigen, dass unter diesen Laborbedingungen auch in hochreinem Primärwasser ein Risswachstum aus dem Inconel-182-Schweissgut in den Behälterwerkstoff hinein möglich ist. Die dabei beobachteten Risse beschränken sich in bisherigen Versuchen auf die Wärmeeinflusszone der Schweissnaht, die gemessenen Risswachstumsraten sind gering. Weitere Untersuchungen insbesondere mit grösseren Testkörpern sind im Folgeprojekt SAFE geplant. Ein weiteres wichtiges Thema zur Spannungslagert werden. Die Versuchsanordnung erlaubt

risskorrosion im Grenzbereich zwischen dem

eine Variation von wichtigen Einflussparametern

Schweissmaterial Inconel-182 und dem ferri-

auf die Rissinitiierung und das Risswachstum, ein

tischen Stahl des RDB ist der Einfluss von Verun-

besonders wichtiger Faktor ist die Temperatur. Es

reinigungen des Primärwassers durch mögliche

konnte mit den Versuchen gezeigt werden, dass

Chlorideinträge. Es wurde bereits früher gezeigt,

es bereits ab 100 °C zu einer relevanten Redukti-

dass unter den Bedingungen der Normalwasser-

on der Lebensdauer durch den Einfluss des Umge-

chemie für Siedewasserreaktoren bereits sehr ge-

bungsmediums kommen kann.

ringe Chloridkonzentrationen ausreichen können,

In weiteren Experimenten zum Einfluss des Umge-

um eine Rissverlängerung aus dem Inconel-182 in

bungsmediums auf die Schwingrisskorrosion wur-

das ferritische Grundmaterial auch bei relativ tie-

den der Einfluss der Haltezeiten auf die Rissinitiie-

fen Beanspruchungen zu ermöglichen. Für die

rung und das Risswachstum analysiert. Im Berichts-

Schweiz ist aber eher das Materialverhalten unter

zeitraum wurde insbesondere der Einfluss des Last-

den typischen Bedingungen der Wasserstofffahr-

verhältnisses aus Mittelspannung (resultierend aus

weise (HWC) für Siedewasserreaktoren von Inte-

dem Betriebsdruck) und den Betriebstransienten

resse. Die bisherigen Untersuchungen bestätigen

untersucht. Dabei wurde ein signifikanter Einfluss

die deutlich höhere Toleranz unter diesen Wasser-

bestimmter Lastfälle dokumentiert, die den bishe-

chemiebedingungen gegenüber möglichen Chlo-

rigen Kenntnisstand erweitern.

rideinträgen im Primärwasser.

Teilprojekt II: Spannungsrisskorrosion in Mischnähten Ein weiteres Projektziel von KORA-II sind Untersu-

Teilprojekt III: Initiierung von Spannungs­ korrosionsrissen in rostfreien und niedrig ­legierten Stählen

chungen zur Spannungsrisskorrosion an Mischnäh-

Im Berichtszeitraum wurden in diesem Teilpro-

ten. Diese Schweissnähte stellen eine Kombination

jekt gemäss Projektplan weitere

einer Nickelbasislegierung, hier Inconel-182, mit

chungen zu den mikrostrukturellen Vorgängen der

einem niedriglegierten ferritischen Stahl dar.

Spannungsrisskorrosion an niedrig legierten Stäh-

Im Rahmen von KORA-II wurden gemäss Projekt-

len durchgeführt. Von besonderem Interesse wa-

plan mehrere Referenzkörper für das internationa-

ren auch hier Untersuchungen zum Einfluss nied-

le PARENT-Projekt hergestellt, siehe Bericht zu PA-

riger Chloridkonzentrationen im Primärwasser. Für

RENT in Kapitel 1.1.6.

das Verständnis des Korrosionsmechanismus sind Spannungsrisskorrosi-

vor allem Experimente zum Passivierungsverhal-

on im Grenzbereich zwischen dem Schweissma-

ten unter den verschiedenen typischen Wasserche-

terial Inconel-182 und dem ferritischen Stahl des

miebedingungen wichtig (siehe auch Teilprojekt

Reaktordruckbehälters (RDB) wurden fortgesetzt.

II). Dazu wurde eine spezielle Versuchsanordnung

Bisher wurden diese Experimente überwiegend

aufgebaut, die es ermöglicht, in einer Mikrokapil-

unter moderaten Belastungen durchgeführt, die

lare die Rissinitiierung auf Gefügeebene experi-

mit dem Betriebsdruck korrelieren. Ein Untersu-

mentell zu beobachten. Damit konnte der Repas-

chungsschwerpunkt im Berichtsjahr war nun die

sivierungsvorgang einzelner Mikrorisse messtech-

Charakterisierung des Risswachstums unter hohen

nisch verfolgt werden. Der günstige Einfluss der

Beanspruchungen. Diese können aus einer Überla-

HWC-Fahrweise auf das Initiierungsverhalten un-

gerung des Betriebsinnendrucks mit zusätzlichen

ter Chlorideinwirkung konnte somit auch durch di-

Die Untersuchungen zur

24

Laboruntersu-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

rekte elektrochemische Messungen nachvollzogen

Ermüdung in wichtigen Strukturwerkstoffen von

werden.

Leichtwasserreaktoren. Andererseits geht es um

Im letzten Berichtsjahr des KORA-II-Projekts wur-

die Spannungsrisskorrosion, insbesondere um das

den die experimentellen Arbeiten zu den drei Teil-

damit verbundene Risswachstum in RDB-Misch-

projekten erfolgreich abgeschlossen und ausge-

nähten und um Grundlagenuntersuchungen zur

wertet. Im Teilprojekt II konnten allerdings nicht alle

damit verbundenen Rissbildung in ferritischen und

geplanten Versuche zur Spannungsrisskorrosion im

austenitischen Stählen.

Grenzbereich zwischen dem Schweissmaterial Inconel-182 und dem ferritischen Stahl des Reaktordruckbehälters (RDB) durchgeführt werden. In Abstimmung mit dem ENSI wurde der zeitkritischen Herstellung von Referenzkörpern für zerstörungs-

1.1.6 PARENT – Program to Assess the Reliability of Emerging Nondestructive Techniques

freie Untersuchungen (siehe Projekt PARENT) im Berichtsjahr eine höhere Priorität eingeräumt.

Auftragnehmer: Internationales Forschungsprojekt unter der Leitung der amerikanischen Auf-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

sichtsbehörde U.S.NRC ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

Die neue Kernenergiegesetzgebung der Schweiz sieht keine generelle Beschränkung der Betriebs-

Einleitung

dauer von Kernanlagen vor. Somit basiert die Ent-

PARENT beschäftigt sich mit den Anforderungen

scheidung für einen sicheren Betrieb der Kernan-

an moderne zerstörungsfreie Methoden zur Erken-

lagen primär auf technischen Erkenntnissen über

nung von betriebsbedingten Rissen. Insbesondere

den Zustand der Anlagen und deren Komponen-

Spannungs- und Schwingrisskorrosion an Misch-

ten. In diesem Umfeld kommt daher der Alte-

nähten aus Nickelbasislegierungen stellen hohe

rungsüberwachung und der Zustandsbeurteilung

Anforderungen an die Prüftechnik. Die Erfahrung

der sicherheitsrelevanten (und nicht oder schwer

zeigt, dass solche Risse zwar gefunden werden

austauschbaren) Komponenten eine erhöhte Be-

können, aber eine konservative Bestimmung der

deutung zu. Das Projekt KORA-II hat dazu einen

maximalen Risstiefe schwierig ist.

signifikanten Beitrag zu aktuellen Fragenstel-

Das internationale Projekt PARENT (Program to As-

lungen von Rissinitiierung und -wachstum un-

sess the Reliability of Emerging Nondestructive

ter realitätsnahen Wasserchemie- und Lastbedin-

Techniques) wurde im Jahr 2010 als Nachfolgepro-

gungen in den Kernkraftwerken geleistet. Die ent-

jekt des abgeschlossenen Projekts PINC ­(Program

sprechenden Erkenntnisse sind bereits in nationale

for the Inspection of Nickel Alloy Components) ge-

Regelwerke zur Alterungsüberwachung eingeflos-

startet. Thema ist die Leistungsfähigkeit der ver-

sen (Richtlinie ENSI-B01). Die Gegenüberstellung

fügbaren modernen Prüftechnik für diese Aufga-

zur Literatur und zu bestehenden internationalen

benstellung. Im Projekt PARENT werden auch die

Regelwerken zeigt, dass z.B. bisher ein höherer

offenen Fragen aus dem bereits abgeschlossenen

Grenzwert für die Temperatur angegeben wird, ab

PINC-Projekt weiter bearbeitet. Von besonderem

dem der Mediumseinfluss auf die Lebensdauer un-

Interesse ist die Methodik zur Risstiefenbestim-

ter Ermüdungsbeanspruchung zu berücksichtigen

mung für geometrisch komplexe Prüfsituationen.

ist. Durch die gute Vernetzung des Projekts ist si-

Dazu sind sogenannte Round-Robin-Versuche, also

chergestellt, dass die PSI-Ergebnisse bei der aktu-

vergleichende Versuche mehrerer Labors, gestartet

ellen Überarbeitung von internationalen Standards

worden. An den ausgewählten Prüfkörpern werden

(z.B. NUREG/CR-6909) berücksichtigt werden.

auch neuartige Techniken untersucht. Am Projekt beteiligen sich Aufsichtsbehörden sowie Betreiber

Ausblick

und Forschungseinrichtungen aus den USA, Korea,

Basierend auf den Erkenntnissen des KORA-Pro-

Japan, Schweden, Finnland und der Schweiz.

jekts, internationalen Erkenntnissen (siehe EPRIdem Aufsichtsbereich des ENSI zur Alterungsüber-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

wachung wurde das Folgeprojekt SAFE definiert.

Im Jahr 2011 wurde im Rahmen zweier Projekt-

SAFE befasst sich einerseits mit möglichen Umge-

sitzungen eine umfangreiche Testmatrix für die

bungseinflüssen auf die Bruchzähigkeit und die

Durchführung der Round-Robin-Versuche erarbei-

Bericht 1023012) sowie aktuellen Themen aus

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

25

tet. Dazu wurden aus der Vielzahl an relevanten

rungen aufweisen, wie sie auch aus der bishe-

Mischnahtverbindungen in den Kernkraftwerken

rigen Betriebserfahrung in Kernkraftwerken be-

zwei Geometrien ausgewählt und für diese ca. 40

kannt ist.

Testkörper selektiert. Somit können geometrisch tiv komplexe Bodendurchführungen des Reaktor-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

druckbehälters (RDB) abgedeckt werden. Ein Teil

Aufgrund aktueller Schadensfälle in ausländischen

dieser Testkörper wurde speziell für das PARENT-

Kernkraftwerken an Inconel-182-Mischnähten be-

Projekt neu gefertigt. Die Testkörper wurden soge-

steht ein besonderes Interesse an einer robusten

nannten offenen und verdeckten Messreihen zu-

Prüftechnik für diese Aufgabenstellung. Auch aus

geteilt. Bei den offenen Testkörpern sind im Ge-

dem geplanten Langzeitbetrieb können sich mög-

gensatz zu den verdeckten Testkörpern die Fehler-

liche neue Anforderungen an die Leistungsfähig-

geometrien bekannt. Diese Testkörper sind damit

keit der eingesetzten zerstörungsfreien Prüftech-

insbesondere für die Validierung neuer Messtech-

nik ergeben. Das Projekt PARENT soll einen Beitrag

niken interessant. In der Testmatrix wird die Ab-

zu diesen aktuellen Fragestellungen leisten und

wicklung der Messkampagne, bei der über 20 La-

zu einer Weiterentwicklung und Optimierung der

bors und Prüffirmen in Europa, Asien und in den

Prüftechnik beitragen.

einfache Rohrleitungsübergänge, aber auch rela-

USA involviert sind, geregelt. Das ENSI hat mit dem Paul Scherrer Institut (PSI),

Ausblick

der Firma ALSTOM (Schweiz), dem Schweize-

Entsprechend dem Projektplan für PARENT star-

rischen Verein für technische Inspektionen (SVTI)

ten 2012 die Round-Robin-Versuche. Dazu kom-

und

Materialprüfanstalt

men auch ausgewählte Testkörper in die Schweiz.

(EMPA) eine Schweizer Beteiligung am PARENT-

An diesen z.T. über 100 kg schweren Testkörpern

Projekt abgestimmt. Als wesentlicher Schwei-

sind diverse zerstörungsfreie Messungen vorge-

zer Beitrag für das PARENT-Projekt sind spezielle

sehen. Die Messungen werden durch einen offi-

Testkörper aus dem Projekt KORA-II (siehe Kapitel

ziellen externen Fachmann überwacht. Für die

1.1.5) vorgesehen, die für offene Tests verwendet

Round-Robin-Versuche in Europa kommt die-

werden können. Dazu wurden im Berichtsjahr am

ser Fachmann von der schwedischen Qualifizie-

PSI insgesamt 8 Testkörper gefertigt. Diese neuar-

rungsstelle.

der

eidgenössischen

tigen Referenzprobekörper weisen realitätsnahe Spannungskorrosionsrisse auf, die durch sehr zeitaufwendige Versuche von bis zu 5 Monaten unter typischen Wasserchemiebedingungen von Siedeund Druckwasserreaktoren erzeugt wurden. Die

1.1.7 NORA – Noble Metal Depo­ sition Behaviour in Boiling Water Reactors

Versuche wurden abgebrochen, sobald der Riss auf eine gewünschte Grösse im Testköper ange-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

wachsen war.

ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner

Im Rahmen der Schweizer Beteiligung wurden im

Bericht der Forscher in Anhang A

Berichtsjahr umfangreiche zerstörungsfreie Un-

Einleitung

körpern durchgeführt. Ziel war dabei insbeson-

Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser-

dere die Bestimmung der maximalen Risstiefe, die

reaktoren werden massgeblich durch die Struk-

für die weitere Verwendung bei den Round-Ro-

turintegrität des Reaktordruckbehälters und der

bin-Versuchen erforderlich ist. Dazu wurden ver-

Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt-

schiedene moderne Ultraschallverfahren sowie

weite Betriebserfahrung von Siedewasserreak-

eine Röntgentomographie eingesetzt. Zur Validie-

toren (SWR) zeigt, dass sich während des Reaktor-

rung und zum Vergleich der eingesetzten zerstö-

betriebes bei ungünstigen Randbedingungen un-

rungsfreien Prüftechniken wurde eine Probe auf-

ter dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und der

gebrochen. Dabei konnte die zuvor zerstörungs-

thermomechanischen

frei gemessene Risstiefe bestätigt werden. Weiter-

sowie von Eigenspannungen Korrosionsrisse in

hin wurde gezeigt, dass die im Labor erzeugten

druckführenden Primärkreislaufkomponenten bil-

Risse die typische Rissoberfläche von interkristal-

den und ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich

liner Spannungsrisskorrosion in Nickelbasislegie-

die Bruchzähigkeit des Materials unter dem Ein-

26

tersuchungen an den im PSI hergestellten Test-

Betriebsbeanspruchungen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

fluss der Neutronen-Bestrahlung, des Reaktorkühl­

Versuchsreihen gefahren, bei denen die Zugabe

mittels und der langen Betriebsdauer bei erhöh-

des Platins bzgl. Menge und Dosiergeschwindig-

ten Temperaturen mit zunehmendem Anlagenal-

keit zum Kreislauf variiert wurde. Die meisten der

ter verringern.

bei den Experimenten ausgelagerten Proben wur-

Ziel ist es, die Anfälligkeit von Reaktorkernein-

den bereits oberflächenanalytisch nachuntersucht.

bauten und Rohrleitungen auf Spannungsrisskor-

Die ersten Resultate zeigen, dass bei einer höheren

rosion (SpRK) durch die entsprechende Wahl der

Platin-Einspeiserate das Abscheideverhalten des Pt

wasserchemischen Randbedingungen zu minimie-

effektiver ist als bei einer geringeren Einspeiserate.

ren. Dies kann mit der klassischen Wasserstoffche-

Dies wird anhand eines niedrigeren Korrosionspo-

mie-Fahrweise (Hydrogen Water Chemistry HWC)

tenzials belegt, bei dem der Schutz vor SpRK ver-

realisiert werden, erfordert allerdings die Zuga-

bessert ist. Eine längere Voroxidationsphase der

be grosser Mengen an Wasserstoff, um das erfor-

Proben scheint ebenfalls die Pt-Konzentration an

derliche (sehr tiefe) Korrosionspotenzial an denje-

den Oberflächen der Proben zu erhöhen.

nigen Oberflächen zu erreichen, die mit Medium

Aufgrund der anfänglichen Schwierigkeiten mit

in Kontakt stehen. Unter anderem wird bei die-

dem neu konstruierten Hochtemperaturkreislauf

ser Fahrweise aber auch Stickstoff reduziert und

sowie einem Personalwechsel in Teilprojekt SP1

es kommt zu einer erhöhten Freisetzung von radi-

ist eine leichte Verzögerung im Vergleich zum ur-

oaktivem Stickstoff N-16. Dies hat wiederum hö-

sprünglich erstellten Projektplan feststellbar. Das

here Dosisleistungen als negativen Nebeneffekt

PSI geht aber davon aus, dass die wesentlichen

zur Folge.

Ziele dieses Projekts bis zum vorgesehenen Pro-

Bei dem sogenannten On-line-NobleChem TM

jektende erreicht sein werden.

(OLNC)Verfahren, welches in beiden SWR der Volllastbetriebs ein wasserlöslicher Platinkomplex

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

dem Reaktorwasser in einem festgelegten Zeit-

Die Wirksamkeit der NobleChemTM-Technolo-

raum zugegeben. Im Idealfall schlägt sich Platin

gie in Kraftwerken ist noch nicht vollumfänglich

(Pt) gleichmässig auf den Oberflächen der Kernein-

nachgewiesen und verstanden. Laboruntersu-

bauten und Rohrleitungen nieder. Diese Edelme-

chungen haben gezeigt, dass bei einem stöchio-

tall-Partikel wirken als Katalysator, so dass bereits

metrischen Wasserstoffüberschuss und einer aus-

mit geringen Mengen an Wasserstoff das erforder-

reichenden Oberflächenbedeckung mit extrem

liche, niedrige Korrosionspotenzial erreicht wird.

fein verteilten Pt-Partikeln die Anfälligkeit gegen-

Unter diesen Randbedingungen kommt es radio-

über Spannungsrisskorrosion deutlich reduziert

logisch zu deutlich weniger Freisetzungen als bei

werden kann. Jedoch ist sehr wenig über das Abla-

der HWC-Fahrweise. Das Verfahren wurde von Ge-

gerungs- und Verteilungsverhalten sowie die Haft-

neral Electric (heute GE-Hitachi) entwickelt. Welt-

fähigkeit dieser Pt-Partikel unter Strömungsver-

weit wird es gegenwärtig bereits in vielen SWR an-

hältnissen, wie sie in einem Reaktor herrschen, be-

gewendet.

kannt. Deshalb befasst sich das Projekt NORA in-

Schweiz zum Einsatz kommt, wird während des

tensiv mit dem Ablagerungsverhalten von Pt unter

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

simulierten SWR-Bedingungen in einem eigens da-

Die für das zweite Projektjahr vorgesehenen Pro-

alen SWR. Zudem wird eine zerstörungsfreie Tech-

jektziele konnten in den beiden Teilprojekten SP1

nik entwickelt, um Pt-Partikel auf verschiedenen

«Experimentelle Untersuchungen des Ablage-

Komponenten im Reaktor charakterisieren zu kön-

rungsverhaltens von Pt unter simulierten SWR-Be-

nen.

dingungen und in einem SWR» und SP2 «Entwick-

Diese Arbeiten des PSI sind für die Aufsicht wichtig,

lung einer zerstörungsfreien Charakterisierungs-

da das ENSI dadurch von einem unabhängigen For-

methode für Pt-Ablagerungen auf Reaktorkompo-

schungslabor Ergebnisse zu OLNC erhält. Da mitt-

nenten und chemische sowie mikroskopische Ana-

lerweile die Kernkraftwerke Mühleberg (KKM) und

lytik» weitestgehend erfüllt werden. Der eigens für

Leibstadt (KKL) die OLNC-Fahrweise anwenden, ist

dieses Projekt erstellte Hochtemperaturkreislauf

es umso wichtiger, möglichst alle beobachteten Ef-

(Abbildung 3) wurde im Laufe des Jahres aufgrund

fekte, die bei dieser Fahrweise bereits aufgetreten

der während des Einsatzes gewonnenen Erkennt-

sind, zu verstehen. Das Projekt NORA kann dazu

nisse weiter entwickelt. Insgesamt wurden acht

einen massgeblichen Beitrag liefern.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

für konzipierten Versuchskreislauf und in einem re-

27

Abbildung 3: Blick auf die Anlage des Hoch­temperatur­ kreislaufs im PSILabor für ­nuk­leare ­Materialen (Quelle: PSI).

Ausblick

des geringfügigen Rückstands zum eigentlichen

Im dritten Projektjahr sind für NORA folgende Ar-

Projektplan alle wesentlichen Fragestellungen bis

beiten geplant: Im Teilprojekt SP 1 werden im PSI-

zum Projektabschluss bearbeitet werden.

Kreislauf weitere Proben unter Zugabe von Pt ausgelagert und anschliessend analysiert. Um die Ergebnisse aus dem Vorjahr abzusichern, werden bestimmte Versuche wiederholt. Des Weiteren

1.1.8 PISA – Pressure Vessel Integrity and Safety Analysis

werden Proben, die im KKL-Kreislauf exponiert wurden, ausgebaut und am PSI nachuntersucht.

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Im Teilprojekt SP 2 wird neben den aufwendigen

ENSI-Projektbegleiter: Klaus Germerdonk

Nachuntersuchungen der Proben mit der Entwick-

Bericht der Forscher in Anhang A

lung einer zerstörungsfreien Prüfmethode begonnen. Ziel ist es, das Ablagerungs- und Langzeitver-

Einleitung

halten von Pt nicht nur im Labor, sondern auch an

Als Voraussetzung für den Langzeitbetrieb der

realen Kraftwerksproben aus den Schweizer SWR

Schweizer Kernkraftwerke ist von den Betreibern

zu untersuchen. Diese Prüftechnik soll zunächst an

u.a. nachzuweisen, dass für Laufzeiten über 40 Jah-

Proben, die im PSI-Kreislauf ausgelagert wurden,

re hinaus die Integrität des Reaktordruckbehälters

getestet werden.

(RDB) für Normalbetrieb, Betriebsstörungen und

Die Literaturrecherche konnte bedingt durch die

pos­tulierte Auslegungsstörfälle gewährleistet bleibt.

personellen Änderungen nicht wie ursprünglich

Im Jahr 2009 wurde das neue Projekt PISA begon-

geplant im letzten Jahr abgeschlossen werden.

nen, das den Stand von Wissenschaft und Technik

Ende des Jahres 2012 soll ein Bericht vorliegen, in

auf dem Gebiet der Sprödbruch-Sicherheitsnach-

dem neben der Literaturrecherche auch eine Zu-

weise des RDB untersuchen soll. Daraus abgeleitet

sammenfassung von NobleChem -Anlagendaten

wurden erweiterte Messungen und Modellberech-

von KKL und KKM zusammengefasst sind.

nungen zur Strukturintegrität des RDB unter Lang-

Die Projektleitung des PSI ist überzeugt, dass trotz

zeitbedingungen durchgeführt.

TM

28

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Das Projekt beinhaltet folgende Teilprojekte:

die Neutronenbestrahlung. Die Literaturstudie dis-

❚ Untersuchungen zu fortschrittlichen Messme-

kutiert den Kenntnisstand zum Materialverhalten

thoden mit dem Ziel, den Versprödungsgrad des

bei höheren Fluenzen (die Fluenz dient als Mass

RDB-Materials an Materialproben zerstörungs-

für die akkumulierte Neutronenbestrahlung). Für

frei zu bestimmen,

den Langzeitbetrieb der Schweizer Kernkraftwerke

❚ Erstellen einer Literaturstudie zum aktuellen

sind in diesem Zusammenhang insbesondere die

Kenntnisstand der Schädigungsmechanismen

Vorhersagemodelle für den weiteren Schädigungs-

und Modelle der mikrostrukturellen Vorgänge

fortschritt und damit für das Versprödungsverhal-

bei Neutronenbestrahlung von RDB-Stählen,

ten von Bedeutung; dabei werden auch kleine Un-

❚ Untersuchungen von probabilistischen Metho-

terschiede in der Werkstoffzusammensetzung der

den, die im Rahmen der Sprödbruch-Sicherheits-

RDB-Stähle berücksichtigt. Weitere identifizierte

nachweise ergänzend zu den deterministischen

Themen beschäftigen sich z.B.mit den Randbe-

Nachweisen eingesetzt werden können.

dingungen des sogenannten «warm pre-stress»­Effekts. Dieser Effekt tritt bei einer Warmvorbelas­

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

tung während einer Belastungstransiente auf und

In Vorstudien wurde gezeigt, dass ein spezieller Zu-

Das dritte Teilprojekt beschäftigt sich mit proba-

sammenhang zwischen dem thermoelektrischen

bilistischen Methoden zur Sicherheits- und Integ­

Effekt (Seebeck-Koeffizient) und dem Versprö-

ritätsbewertung des RDB. Dazu wurde im Berichts-

dungsgrad des untersuchten RDB-Materials vor-

jahr die Implementierung des bereits ausgewähl-

liegt. Daher wurde die Messung des Seebeck-Ko-

ten Software-Pakets weiter verfeinert. Unter der

effizienten als aussichtsreiche Methode eingestuft,

Verwendung von realistischen Parametern für

um an ausgebauten Surveillance-Proben (Kerb-

Thermoschock-Störfallanalysen wurden verschie-

schlagbiegeproben) den Versprödungsgrad zerstö-

dene Parameterstudien durchgeführt. Hintergrund

rungsfrei bestimmen zu können. Ziel der Arbeiten

sind postulierte Kühlmittelverlust-Störfälle, die zu

im Berichtszeitraum zum ersten Teilprojekt war die

relativ hohen mechanischen Belastungen des RDB

abschliessende technische Optimierung der Mess-

führen können. Mit den Modellen kann eine pos­

technik. Es wurde angestrebt, unter Laborbedin-

tulierte Materialversprödung durch die Neutro-

gungen belastbare Messungen an realen Bestrah-

nenbestrahlung berücksichtigt werden. Für die Be-

lungsproben durchzuführen.

rechnungen wurden kraftwerkstypische Materi-

Im Berichtszeitraum wurden weitere Verbesse-

alkennwerte und Geometrieverhältnisse gewählt

rungen der Messtechnik realisiert und mehrere

und Verteilungsfunktionen für die Eingangsgrös-

Messkampagnen an ausgewählten Referenzstü-

sen definiert. Die Ergebnisse der Modellrechnung

cken durchgeführt. Insbesondere erfolgten auch

liegen in Form von berechneten Wahrscheinlich-

Messungen an bestrahlten Original-Kerbschlag-

keiten für Rissinitiierung sowie ein späteres Bau-

proben des Kernkraftwerks Gösgen. Die Auswer-

teilversagen vor. In den Modellrechnungen wurden

tung der Messergebnisse zeigte, dass mit dem neu-

auch Vorhersagefunktionen zur weiteren Versprö-

en Aufbau messtechnisch bedingte Streuungen re-

dungszunahme berücksichtigt.

duziert und eine sehr gute Reproduzierbarkeit von

Die Projektziele im letzten Berichtsjahr des PISA-

Einzelmessungen erreicht werden konnte. Weiter-

Projekts zu den drei Teilprojekten wurden weitge-

hin wurde aber auch festgestellt, dass der Zusam-

hend erreicht. Die experimentellen Arbeiten zur

menhang von thermoelektrischem Effekt und Ver-

Optimierung der zerstörungsfreien Messtechnik

sprödungsgrad des Werkstoffes durch andere Ma-

zur Bestimmung des Versprödungsgrads wurden

terialeigenschaften beeinflusst wird. Ohne genaue

abgeschlossen. Die optimierte Messtechnik stand

Kenntnis dieser Einflüsse ist der Einsatz der Metho-

leider erst zum Projektende zur Verfügung, damit

de auf bestimmte Anwendungen begrenzt.

konnten nicht alle Messkampagnen durchgeführt

Im Rahmen des zweiten Teilprojekts wurde gemäss

werden. Die Ergebnisse der Literaturstudie aus

Projektplan eine Literaturstudie zum Thema RDB-

dem zweiten Teilprojekt wurden dem ENSI vorge-

Integrität durchgeführt. Unter dem Fokus Lang-

stellt, der zugehörige technische Bericht befindet

zeitbetrieb wurde der Stand von Wissenschaft und

sich in der Fertigstellung. Die Implementierung der

Technik zu relevanten Schädigungsmechanismen

probabilistischen Berechnungsmodule ist abge-

des RDB zusammengestellt. Von besonderem In-

schlossen, im Rahmen der Qualitätssicherung wur-

teresse ist dabei die Materialversprödung durch

de ein Vergleich mit internationalen Referenzmo-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

beeinflusst den Risswiderstand.

29

dellen erfolgreich durchgeführt. Weitere Plausibili-

Einleitung

tätsüberprüfungen zur durchgeführten Parameter-

Bei den Werkstoffen des Reaktordruckbehälters

studie sollen im Folgeprojekt bearbeitet werden.

(RDB) im kernnahen Bereich führen die Bestrahlung mit schnellen Neutronen und die darauf fol-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

genden Reaktionen im Material zu einer Abnahme

Die Strukturintegritätsnachweise des RDB un-

RDB-Werkstoffe werden durch ein spezielles Über-

ter Berücksichtigung der Werkstoffalterung sind

wachungsprogramm zeitlich voreilend geprüft und

insbesondere für den geplanten Langzeitbetrieb

quantifiziert. Die Ergebnisse fliessen in den sicher-

der Schweizer Kernkraftwerke sehr wichtig. Da-

heitstechnischen Nachweis der strukturellen Integ­

bei ist eine Vielzahl von Einflussgrössen zu beach-

rität des RDB und in die betrieblichen An- und Ab-

ten. ­Neben den Aspekten der werkstoffkundlichen

fahrbegrenzungen sowie in die Mindesttempera-

­Alterung müssen auch die Nachweisgrenzen und

tur-Festlegung der wiederholten Druckprüfung

Mess­unsicherheiten der eingesetzten zerstörungs-

des Reaktorkühlsystems ein.

freien Messtechniken berücksichtigt werden. PISA

Der wesentliche Werkstoffkennwert bei der

ist in internationale Projekte zur Beurteilung mo-

Sprödbruchabsicherung des RDB ist die Zähig-

derner probabilistischer Modelle für Strukturinteg­

keit bzw. die Bruchzähigkeit kIC. Die kIC, T-Kurve

ritätsnachweise eingebunden. Im Rahmen des

(ASME kIC-Kurve Section XI) für den jeweiligen

der Zähigkeit. Diese Materialveränderungen der

­Projekts PISA wurden wichtige Fragestellungen

Werkstoff wird nach dem klassischen RTNDT- oder

identifiziert, die im Folgeprojekt bearbeitet werden

dem Master­kurve-Konzept RTT0 bzw. RTref indi-

sollen. Damit sollen auch der Kompetenzerhalt

ziert. Die klassische RTNDT-Methode ermittelt auf

und Wissensausbau (Forschung) auf dem Gebiet

indirektem, halbempirischem Weg eine Referenz-

der Sprödbruch-Sicherheitsnachweise des RDB in

temperatur und beruht auf der gesicherten An-

der Schweiz sichergestellt werden.

nahme, dass der aktuelle Werkstoffzustand durch die Indexierung der unteren Grenzkurve der

Ausblick

Bruchzähigkeit mit RTNDT erfasst werden kann. Die

Der Aufbau einer zerstörungsfreien Messtechnik zur

moderne ­Masterkurve-Methode ermöglicht die

Bestimmung des Versprödungsgrads durch Messung

direkte Bestimmung der Bruchzähigkeit an unbe-

des Seebeck-Koeffizienten ist nach Einschätzung des

strahltem und bestrahltem Werkstoff sowie der

ENSI im Rahmen des Forschungsprojekts PISA ab-

auf den aktuellen Werkstoffzustand justierten Re-

geschlossen. Es konnte gezeigt werden, dass mit-

ferenztemperatur. Die Masterkurve-Methode ba-

tels dieser thermoelektrischen Messung der Versprö-

siert auf werkstoffwissenschaftlichen und statis­

dungsgrad an bestrahlten Kerbschlagbiegeproben

tischen Modellen.

unter Laborbedingungen ermittelt werden kann.

Die Anwendung der Masterkurve-Methode ist in

Basierend auf den Ergebnissen der Literaturstudie

der ENSI-Richtlinie B01 geregelt und wird als Alter-

soll sich das Nachfolgeprojekt auf spezifische Fra-

native zum klassischen Verfahren vom ENSI akzep-

gestellungen zur RDB-Integrität fokussieren. Da-

tiert. Obwohl die Masterkurve-Methode wesent-

bei sollen vertieft moderne probabilistische Mo-

liche Vorteile gegenüber der klassischen Methode

delle beurteilt und mit eigenen Berechnungen er-

bietet, gibt es noch einige offene Fragen. Insbe-

gänzt werden. Von Interesse ist die Diskussion der

sondere der Einfluss von inhomogenem Material

berechneten Sicherheitsmargen, dabei sollen ins-

(Mehrlagenschweissgut) auf die Bestimmung der

besondere die spezifischen Randbedingungen für

Bruchzähigkeit und Referenztemperatur ist bisher

den Langzeitbetrieb berücksichtigt werden.

wenig untersucht.

1.1.9 Bruchmechanische Bewertung von ReaktordruckbehälterMehrlagenschweissnähten

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Das Projektziel besteht in der Überprüfung der Anwendbarkeit der Masterkurve-Methode für RDBMehrlagenschweissnähte und der Validierung notwendiger Sicherheitsmargen bei Anwendung

sendorf

der Methode im Rahmen der Sprödbruch-Sicher-

ENSI-Projektbegleiter: Dietmar Kalkhof

heitsnachweise des RDB. In den schweizerischen

Bericht der Forscher in Anhang A

Kernkraftwerken sind die Bestrahlungsproben des

30

Auftragnehmer: Helmholtz-Zentrum Dresden-Ros-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Schweissmaterials überwiegend derart orientiert,

grosser Bedeutung. Die Sicherheit des RDB muss zu

dass sich die Rissfortschrittsrichtung in Schweiss-

jedem Zeitpunkt gewährleistet und nachweisbar

richtung befindet (TL). Bei dieser Probenorientie-

sein. Diese Forderung gilt für den bestimmungsge-

rung umfasst die Rissfront mehrere Schweisslagen

mässen Betrieb und bei Störfällen, besonders beim

mit einem makroskopisch inhomogenen Gefüge,

postulierten Kühlmittelverlust-Störfall.

für welches die Masterkurve-Methode streng ge-

Bei der Auswertung der Ergebnisse wurde fest-

nommen nicht gilt. Im Jahr 2011 wurde deshalb

gestellt, dass bei Datensätzen von Proben aus un-

experimentell untersucht, ob TL-orientierte Proben

terschiedlichen

für die bruchmechanische Prüfung von Schweiss-

Schweisslagen) mit einer grösseren Streuung der

material nach der Masterkurve-Methode geeignet

Bruchzähigkeitswerte gerechnet werden muss als

sind.

bisher angenommen. Diese vom Material verur­

Die bruchmechanischen Versuche vom Vorjahr

sachte Streuung ist in der gemäss Prüfstandard

mit TL-orientierten Proben wurden 2011 fort-

der Masterkurve-Methode ermittelten Standard-

gesetzt und abgeschlossen. Zum Vergleich der

abweichung nicht enthalten. Bei der Verwendung

Messergebnisse wurden gleichartige Versuche

der Methode im Rahmen der Sprödbruch-Sicher-

mit TS-orientierten Proben (Rissfortschritt in Di-

heitsnachweise des RDB muss diese Streuung an-

ckenrichtung, senkrecht zur Schweissrichtung)

gemessen berücksichtigt werden. Die Vorgehens-

durchgeführt. In den TS-Proben umfasst die Riss-

weise bei Anwendung der Masterkurve-Metho-

front homogenes Gefüge von einer bestimmten

de zum Sprödbruch-Sicherheitsnachweis des RDB

Schweisslage. Auch diese Versuche sind abge-

wurde in der Richtlinie ENSI-B01 entsprechend an-

schlossen und ausgewertet. Nach Abschluss

gepasst.

Dickenlagen

(unterschiedliche

der Experimente wurden die Ergebnisse an den TL- und TS-orientierten Proben verglichen, und

Ausblick

es wurden einige Schlussfolgerungen abgelei-

Die wesentlichen Untersuchungen und Auswer-

tet. Die mittels TL-Proben bestimmten Referenz-

tungen des ursprünglich geplanten Versuchspro-

temperaturen liegen leicht über den Werten der

grammes wurden vom Auftragnehmer fachge-

TS-Proben. Es wurde ermittelt, dass die Bruch-

recht durchgeführt. Die Ergebnisse fanden Ein-

zähigkeitswerte der TL-Proben geringere Streu-

gang in die Anforderungen des ENSI bei der An-

ungen aufweisen als die entsprechenden Werte

wendung der Masterkurve-Methode zum Spröd-

der TS-Proben. Damit wird bestätigt, dass auch

bruch-Sicherheitsnachweis des RDB.

mit den TL-orientierten Proben aus mehrlagigen

Es wurden ergänzende Untersuchungen mit dem

Schweiss­verbindungen bruchmechanische Kenn-

Auftragnehmer vereinbart, die einige der bishe-

werte mit der Masterkurve-Methode bestimmt

rigen Erkenntnisse weiter absichern sollen. Zu-

werden können.

nächst werden die Kerbschlag-Biegeversuche mit

Ein weiterer Schwerpunkt 2011 waren die frakto-

TL- und TS-orientierten Proben ausgewertet und

grafischen und metallografischen Untersuchungen

mit den Ergebnissen der bruchmechanischen Un-

zur Verteilung der Rissinitiierungsorte entlang der

tersuchungen verglichen. Weiterhin sind zusätz-

Rissfront. An einer repräsentativen Anzahl von Pro-

liche fraktografische und metallografische Unter-

ben wurde untersucht, ob spezielle mikrostruktu-

suchungen vereinbart worden. Die Bewertung,

relle Bereiche vorkommen, in denen die Risse be-

wie das Gefüge des Schweissgutes die Rissinitiie-

vorzugt starten. Es wurde jedoch festgestellt, dass

rungsorte beeinflusst, soll unter anderem damit

sowohl für die TL- als auch für die TS-orientierten

validiert werden.

Proben die Rissinitiierungsorte über der gesamten

Für die Untersuchungen wurde Schweissmate-

Rissfront statistisch gleichmässig verteilt sind. Da-

rial einer Umfangschweissnaht des nicht in Be-

mit wird eine weitere Bedingung für die Anwen-

trieb genommenen RDB der deutschen Anlage

dung der Masterkurve-Methode zur bruchmecha-

Biblis C verwendet. Bei der Auswertung der Un-

nischen Prüfung erfüllt.

terlagen zur Herstellung der Schweissnaht ergaben sich einige offene Punkte, die weiter abzu-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

klären sind.

Die Integrität des RDB ist zur Gewährleistung der

programmes wurde vom ENSI die Laufzeit des

Kernkühlung und als eine der mehrfachen Barrie-

Vertrages bis zum 31. Dezember 2012 verlän-

ren, die das radioaktive Inventar einschliessen, von

gert.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Aufgrund

des

erweiterten

Untersuchungs­

31

1.2 Interne Ereignisse und Schäden

der Schädigungen und der Wirksamkeit vorbeugender Massnahmen zu erreichen,

Die Projekte in diesem Bereich werden von der Or-

❚ Allgemeine Hintergrund-Informationen zu Kom-

ganisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit

ponenten und Schädigungsmechanismen zu

und Entwicklung (OECD) koordiniert. Sie fördern den internationalen Erfahrungsaustausch über Störfälle in Kernkraftwerken sowie über Schäden

sammeln, ❚ Zusammenfassende Berichte zu den Schädi-

gungsmechanismen zu erstellen.

an Komponenten, die Störfälle auslösen können.

Wie im SCAP-Projekt sollen im CODAP-Projekt

Dazu werden themenspezifische Datenbanken

Ressourcen für die Auswertung der Datenbank

aufgebaut, in die systematisch Schadensfälle und

und die Erstellung von «Commendable Practi-

Ereignisse aus den teilnehmenden OECD-Staaten

ces» bereitgestellt werden. Das Projekt geht da-

eingegeben werden. Die Daten werden anschlies-

mit über eine reine Datensammlung hinaus und

send ausgewertet mit dem Ziel, auf der Basis ei-

kann so eine gemeinsame Basis für das Verständ-

ner grösseren Anzahl von Fällen systematische Hin-

nis von Alterungs- und Schädigungsmechanismen

weise auf Ursachen und Häufigkeiten von Schäden

von mechanischen Ausrüstungen in Kernkraftwer-

bzw. Störfällen zu erhalten. Ein Zusammenschluss

ken schaffen.

auf internationaler Basis ist dazu notwendig, weil die relevanten Ereignisse und Schäden in Kernkraftwerken selten sind.

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Zur OPDE-Datenbank wurden 2011 noch einige Datensätze hinzugefügt, ausstehend ist auch noch

1.2.1 OECD CODAP – Component Operational Experience, Degradation and Ageing Programme

die Übersetzung von rund 100 französischen Datensätzen ins Englische. Die vorhandenen Daten aus OPDE und SCAP-SCC der teilnehmenden Länder wurden in eine neue gemeinsame CODAP-Vorkommnisdatenbank (Event-Database) übertragen.

Auftragnehmer: OECD-NEA

Dazu wurde ein Leitfaden (CODAP Coding Guide-

ENSI-Projektbegleiterin: Susanne F. Schulz

line) erstellt, der sich im Wesentlichen an demjenigen des OPDE-Projekts orientiert und die Inhalte

Einleitung

der neuen Datenbank definiert. Anders als die OP-

Das CODAP-Projekt der OECD/NEA ist das Nach-

DE-Datenbank wird die neue CODAP-Datenbank

folgeprojekt der abgeschlossenen Schadensda-

ganz auf einer Internet-Plattform der OECD-NEA

tenbank-Projekte OPDE (OECD Piping Failure Data

laufen. Der Betrachtungsumfang erstreckt sich

Exchange Project) und SCAP-SCC (Stress Corro-

auf die druckführende Umschliessung von mecha-

sion Cracking and Cable Ageing Project, Teilpro-

nischen Komponenten aus sicherheitstechnisch

jekt Spannungsrisskorrosion). Es wurde im Juni

klassierten Bereichen, wobei auch unklassierte

2011 begonnen und übernimmt die in den Vor-

Komponenten einbezogen werden, wenn diese zu

gängerprojekten

Überflutungen oder anderen sicherheitstechnisch

gesammelten

Schadensdaten

der beteiligten Mitgliedsländer. Am CODAP Pro-

relevanten Vorkommnissen beigetragen haben.

jekt sind nach derzeitigem Stand zwölf Länder be-

Ein Hauptarbeitspunkt im Jahre 2011 war die Ge-

teiligt: Deutschland, Frankreich, Schweden, Süd-

staltung der Datenfelder für die Event-Database, in

korea, USA, Schweiz, Finnland, Spanien, Taiwan,

der die einzelnen Schadensfälle erfasst werden sol-

Kanada, Tschechien und Japan. Es gibt möglicher-

len. Die Zahl der Datenfelder sollte möglichst ge-

weise weitere insbesondere europäische Länder,

ring gehalten werden und sich auf die für die ver-

die eine Teilnahme anstreben. Bereits jetzt ist ein

schiedenen Auswertungen nützlichen Felder kon-

grosser Teil der Kernkraftwerke westlicher Bauart

zentrieren.

durch die beteiligten Länder im Projekt vertreten.

Datenfelder, die sich aus der Instandhaltungs-

Die Ziele des CODAP-Projektes sind:

praxis heraus nicht füllen lassen, aber wesentlich

❚ Informationen zu Schadensfällen an passiven

zum Verständnis des Schädigungsmechanismus

metallischen Komponenten von Kernkraftwer-

sind, sollen in eine zusätzliche Wissensdatenbank

ken in einer Datenbank zu sammeln,

(Knowledge-Database) integriert werden, deren Aufbau sich an derjenigen des SCAP-SCC-Projekts

Verständnis der Ursachen und Auswirkungen

orientiert. So sind gewisse, für das Verständnis von

32

❚ Informationen auszuwerten, um ein besseres

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

strömungsunterstützer Korrosion (Flow-Assisted

den herausgegeben werden. Für das CODAP-Pro-

Corrosion FAC) gewünschte, Datenfelder in der In-

jekt werden weiter Daten zu Schadensfällen ge-

standhaltungspraxis nicht verfügbar, wie zum Bei-

sammelt und es wird mit der Arbeit an der Wis-

spiel für detaillierte lokale Strömungsverhältnisse.

sensdatenbank begonnen.

In der Wissensdatenbank werden daher auch Er-

Für die Schweiz ist vorgesehen, die Betreiber der

kenntnisse aus Laborversuchen und Forschungs-

Kernkraftwerke in das CODAP-Projekt einzubin-

projekten berücksichtigt, soweit diese veröffent­

den. Zum einen können dann die Daten aus Scha-

licht sind oder von den Teilnehmern zur Verfügung

densfällen aus erster Hand in die Schadensdaten-

gestellt werden. Eigene Laborversuche innerhalb

bank eingetragen werden, zum anderen steht den

des CODAP-Projekts sind nicht vorgesehen.

Betreibern eine weitere Quelle für die Auswertung der internationalen Betriebserfahrung für die In-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

standhaltung und Alterungsüberwachung zur Verfügung.

Die aktuelle Version der Event-Database des CODAP-Projekts umfasst über 4300 Datensätze von Schäden an mechanischen Ausrüstungen, 90 davon aus der Schweiz. Inbegriffen sind unter anderem die Daten der in den 1980er-Jahren ausgetauschten Umwälzschleife des Kernkraftwerks

1.2.2 OECD COMPSIS – Exchange of Operating Experience Concerning Computer-based Systems Important to Safety

Mühleberg, die zu typischen klassischen Fällen von Spannungsrisskorrosion in Siedewasseranla-

Auftragnehmer: OECD-NEA

gen zählen. Die Datenbank trägt so auch zum Wis-

ENSI-Projektbegleiter: Rudolf Jäggi

senserhalt über frühere Schadensfälle bei. Für das ENSI steht mit der Datensammlung und

Einleitung

der Hintergrundinformation eine direkte und ak-

Im COMPSIS-Projekt der Nuclear Energy Agen-

tuelle Quelle der internationalen Erfahrung mit

cy (NEA) der OECD wurde eine internationale

Schadensfällen an klassierten mechanischen Aus-

­Datenbank über Betriebserfahrungen mit com-

rüstungen zur Verfügung. Diese kann unmittelbar

puterbasierten Systemen in Kernkraftwerken er-

angewendet werden zur Beurteilung von:

stellt. Die Daten wurden erweitert und ausgewer-

❚ Instandhaltungsprogrammen und -massnahmen,

tet. In der Projektphase von 2008 bis 2011 war

❚ W iederholungsprüfprogrammen,

die Zusammensetzung der Teilnehmerländer fol-

❚ Alterungsüberwachungsprogrammen,

gendermassen: Deutschland, Finnland, Schwe-

❚ Qualifizierungsfehlern für zerstörungsfreie Prü-

den, Südkorea, Taiwan, Ungarn, USA und die

fungen, ❚ Risikoinformierte Anwendungen in der Instand-

haltung, ❚ Quantifizierung von Schadensfällen im Rahmen

der probabilistischen Sicherheitsanalyse.

Schweiz. Das Projekt wird von einer Gruppe von Fachleuten aus den Teilnehmerländern gesteuert («Steering Group», SG). Die SG wird vom norwegischen Institut für Energietechnik (IFE) unterstützt, welches als Operating Agent (OA) auch für

Bei der Beurteilung von meldepflichtigen Schäden

die Betreuung der Datenbank und die Qualitätssi-

trägt das Projekt dazu bei, die Ursachenuntersu-

cherung der Daten verantwortlich ist. Das IFE be-

chungen und die Folgemassnahmen der Betreiber

treibt unter anderem auch den Forschungsreak-

zu bewerten.

tor in Halden und organisiert das dazugehörige

Ein von allen Teilnehmern erkannter wichtiger Ne-

OECD-Halden-Projekt. Die Inhalte der COMPSIS-

benaspekt beim Projekt CODAP ist der damit mög-

Datenbank sind nur von den bezeichneten Mit-

liche Wissens- und Erfahrungstransfer an die nach-

gliedern der Steering Group und dem Operator

folgende Generation von Nuklearingenieuren, da-

Agent einsehbar.

mit das Wissen aus früheren Schadensfällen nicht durch den Personalwechsel verloren geht.

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Ausblick

Das im Jahr 2009 definierte Hauptziel für die Erfas-

2012 werden noch ein Projekt-Abschlussbericht

sung und Bereitstellung von weiteren Daten konn-

für das OPDE-Projekt erstellt und eine weitere ab-

te im Jahr 2010 und 2011 stark verbessert werden.

schliessende CD mit Daten zu Rohrleitungsschä-

Im Jahr 2011 wurden noch weitere 19 Schadens-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

33

ereignisse erfasst. Mit Stand Ende 2011 sind somit insgesamt 97 Ereignisse erfasst worden. Davon sind 82 Meldungen überprüft und in der Daten-

1.2.3 OECD ICDE – International Common-Cause Failure Data Exchange

bank für die Mitgliedländer zugänglich. Die restlichen 15 Ereignisse werden nach den Kriterien der

Auftragnehmer: OECD-NEA

Datenerfassungs-Richtlinien (Coding Guidelines)

ENSI-Projektbegleiter: Roland Beutler

durch das Team des OA geprüft und anschliessend in die Datenbank aufgenommen. Von der Schweiz

Einleitung

ist bis jetzt lediglich ein Ereignis eingegeben wor-

Das International Common-Cause-Failure-Data-

den, was unter anderem daran liegt, dass erst bei

Exchange-Projekt (ICDE) wird seit 1998 unter der

einem Werk der Reaktorschutz in digitaler Leit-

Federführung der OECD Nuclear Energy Agen-

technik ausgerüstet wurde.

cy betrieben. Generelles Ziel dieses Projekts ist

Die Mitglieder der SG des Projekts COMPSIS ha-

die Förderung des internationalen Erfahrungsaus-

ben im Rahmen ihres letzten Meetings im Novem-

tausches über sogenannte Common-Cause-Failu-

ber einen Bericht über die vergangene Projektpha-

re-Ereignisse (CCF). Dies sind Ereignisse, bei de-

se verfasst. Der Bericht wurde per Ende Jahr 2011

nen gleichartige Fehler an mindestens zwei Kom-

zu Handen des Committee for the Safety of Nucle-

ponenten aufgrund einer gemeinsamen Ursache

ar Installations (CSNI) eingereicht.

auftreten. Im Projekt werden Daten zu CCF-Ereignissen von verschiedenen Komponententypen

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

gesammelt, ausgewertet und die Erkenntnisse in

Das Projekt soll Daten zu Ausfällen und Fehlern in

sich am ICDE-Projekt neben der Schweiz zehn wei-

digitalen Leittechniksystemen in einer Datenbank

tere Länder, in denen der Grossteil der weltweiten

bereitstellen. Diese Datenbank liefert Informati-

Kernkraftwerke betrieben wird. Das Projekt wird

onen über die Grundursachen und Fehlerarten und

durch Beiträge der beteiligten Länder finanziert.

über die wechselseitige Beeinflussung von Hard-

Die Phase VI des Projekts wurde im April 2011 ge-

ware und Software. Die Datensammlung erfolgt

startet und wird bis Dezember 2014 dauern.

Projektberichten veröffentlicht. Zurzeit beteiligen

unabhängig von der Sicherheitsrelevanz der LeitDie COMPSIS-Datenbank liefert Informationen

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

über die Betriebserfahrung vieler Kernkraftwerke

Aufgrund der Fukushima-Ereignisse wurde das

aus verschiedenen Ländern. Diese Erkenntnisse

­erste der beiden jährlichen ICDE-Projekt-Treffen

können auch bei der Begutachtung und bei In-

im Frühjahr 2011 annulliert. Daher haben sich ver-

spektionen von rechnerbasierten Systemen ver-

schiedene Arbeiten verzögert. Im Jahr 2011 konn-

wendet werden.

ten insbesondere folgende Arbeiten durchgeführt

systeme, um eine grössere Datenbasis zu erhalten.

werden:

Ausblick

❚ Datenerfassung: Im Berichtsjahr wurden wei-

Die laufende Projektphase (2008–2010/11) wur-

tere Ereignisse in die ICDE-Datenbank aufge-

de mit dem Bericht per Ende November 2011 ab-

nommen. Die Datenbank enthält insgesamt an-

geschlossen. Der Bericht konnte bis zur CSNI-Sit-

nähernd 1600 potenzielle oder effektive CCF-Er-

zung im Dezember nicht von allen Mitgliedern der

eignisse für 10 verschiedene Komponententypen.

Programme Review Group eingesehen werden

❚ Kodierungsrichtlinien: In den sogenannten

und soll voraussichtlich an der nächsten Sitzung

Kodierungsrichtlinien werden die Anforderun­

dem CSNI vorgelegt werden. Die Weiterführung

gen an die Datenerfassung von spezifischen

des COMPSIS-Projekts ist wegen mangelnder Be-

Kom­ponententypen festgelegt. Von Zeit zu Zeit

teiligung der Mitgliedsländer fraglich. Der defini-

werden diese Kodierungsrichtlinien überarbei-

tive Entscheid darüber soll im Juni 2012 anlässlich

tet. Wie geplant wurde an der Entwicklung der

des nächsten Treffens gefasst werden. Damit die

folgenden Kodierungsrichtlinien gearbeitet:

Erkenntnisse aus dem COMPSIS-Projekt weiter ge-

– Eine neue Version der Kodierungsrichtlinie für

nutzt werden können, soll auch geprüft werden,

den Komponententyp Lüfter liegt vor und wur-

ob eine Zusammenlegung mit anderen Projekten

de den teilnehmenden Ländern zur Stellung-

sinnvoll wäre.

nahme geschickt. – Eine überarbeitete Version der Kodierungs-

34

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

richtlinie für den Komponententyp Frisch-

stehen und um mögliche Massnahmen zur Verhin-

dampf-Absperrventile wurde erstellt.

derung oder zur Eingrenzung der Auswirkungen

– Die generelle Kodierungsrichtlinie (Dokument

zu ergreifen. Die ausgewerteten Ereignisse können

ICDE CG00-09) zum allgemeinen Vorgehen

zudem für die Quantifizierung der Wahrscheinlich-

bei der Datensammlung wurde bearbeitet. Die

keit von CCF, wie sie für die probabilistischen Si-

letzte öffentliche Version vom Jahr 2004 ist auf

cherheitsanalysen (PSA) benötigt wird, genutzt

der ICDE-Projekt-Webseite verfügbar.

werden.

❚ Komponentenberichte: Zu jedem betrachteten

Komponententyp wird im Rahmen des ICDE-Pro-

Ausblick

jekts ein sogenannter Komponentenbericht er-

Folgende Ziele sind für das nächste Jahr angesetzt:

stellt. Aufgrund der vom ICDE gesammelten Da-

❚ Die neue Version des Komponentenberichts

ten werden darin zum Beispiel die häufigste Art

zu Kreiselpumpen soll als NEA/CSNI-Bericht im

der Fehleridentifizierung oder die wesentlichen Fehlermechanismen von CCF dargelegt. Im Berichtsjahr wurden folgende Komponentenberichte bearbeitet: – Unter der Leitung von Schweden wurde eine neue Version des Komponentenberichts zu

Frühling 2012 veröffentlicht werden. ❚ Der letzte Entwurf der Kodierungsrichtlinie für

den Komponententyp Lüfter soll erstellt werden. ❚ Die Datensammlung für den Komponententyp

Frischdampf-Absperrventile soll nach einer Testphase im Jahr 2012 beginnen.

Wärmetauschern erstellt. – Unter der Leitung der U.S.NRC wird der Komponentenbericht für den Komponententyp Steuer-

1.2.4 OECD FIRE – Fire Incident Record Exchange

stabantriebe entworfen. Ein neuer Entwurf des Berichts (Version 3, September 2011) liegt vor. – Der letzte Entwurf des überarbeiteten Kompo-

Auftragnehmer: OECD-NEA ENSI-Projektbegleiterin: Annette Ramezanian

nentenberichts zu Kreiselpumpen wurde den teilnehmenden Ländern verteilt.

Einleitung

❚ Übergeordnete Projektberichte: Im Rahmen

Das Ziel des Projektes «OECD Fire Incident Record

des ICDE-Projektes werden auch Berichte er-

Exchange» (OECD FIRE) ist die Erhebung und die

stellt, die übergeordnete Aspekte des Projekts

Analyse von Daten zu Brandereignissen in Kern-

beschreiben (wie z. B. Projektbeschreibung,

kraftwerken der OECD-Mitgliedsstaaten. Das Pro-

Qualitätssicherung, Berichterstattungskriterien).

jekt soll dazu beitragen, die Ursachen, die Ausbrei-

Im Berichtsjahr wurde folgender übergeordneter

tung und die Auswirkungen von Bränden besser

Bericht bearbeitet:

zu verstehen. Es ist zudem darauf ausgerichtet,

– Eine aktualisierte Version des übergeordneten

die Brandverhütung weiter zu optimieren und die

Berichtes zum ICDE-Projekt (Dokument ICDE

phänomenologische und statistische Basis für Pro-

PR00: Summary of the ICDE Project) wurde auf

babilistische Sicherheitsanalysen (PSA) von Kern-

die öffentliche Webseite des ICDE-Projekts auf-

kraftwerken zu verbessern. Die in OECD FIRE ent-

geschaltet.

wickelte Datenbank steht denjenigen Staaten zur

Die im Rahmen des ICDE-Projekts im Jahr 2011

Verfügung, die Daten beisteuern. Derzeit sind dies

­gesammelten und ausgewerteten Erfahrungen

Deutschland, Finnland, Frankreich, Japan, Kanada,

­bezüglich CCF-Ereignissen lieferten keinen Anlass,

Niederlande, Schweden, Schweiz, Spanien, Südko-

Massnahmen in den schweizerischen Kernkraft-

rea, Tschechien und die USA.

werken zu ergreifen. Das Budget für das Jahr 2011 wurde eingehalten.

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Planmässig wurden im Jahr 2011 Daten zu wei-

CCF-Ereignisse haben ein hohes Schädigungspo-

Ereignisse wurden von den entsprechenden Län-

tenzial, denn sie können die Funktion mehrerer re-

dervertretern während einer Projektsitzung vertieft

dundanter Stränge eines Sicherheitssystems beein-

dargestellt. Im Rahmen der Projektsitzung wurde

trächtigen. Im Rahmen des ICDE-Projekts werden

eine Kategorisierung von Komponenten für die

CCF-Ereignisse über längere Zeiträume gesammelt

FIRE-Datenbank verabschiedet. Auf dieser Grund-

und ausgewertet, um die Ursachen besser zu ver-

lage wurden die weiteren Schritte zur Bestimmung

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

teren Brandereignissen gesammelt. Einige dieser

35

komponentenbezogener

Brand-Eintrittshäufig-

betracht der geringen Anzahl neuer Brandereig-

keiten diskutiert (Möglichkeit der Erhebung der

nisse kommt dieser Möglichkeit, die Datenbasis

Anzahl von Komponenten in Kernkraftwerken, Er-

zu verbreitern, eine grosse Bedeutung zu. Als Ziel

hebung der erfassten Zeiten des Lastbetriebs und

für das Jahr 2012 ist der Abschluss der Auswer-

des Stillstands von Kernkraftwerken). Die Auswer-

tungen der Datenbank bezüglich hochenerge-

tung der Datenbank bezüglich raumbezogener

tischer Lichtbögen vorgesehen. Als weiteres Ziel

Brand-Eintrittshäufigkeiten

abgeschlos-

wird die ­Bestimmung komponentenbezogener

sen. Der Bericht (Topical Report) zu hochenerge-

wurde

Brand-Eintrittshäufigkeiten angestrebt. Da dies

tischen Lichtbögen konnte nicht wie geplant fer-

weiter­gehende Datenerhebungen zur kraftwerks-

tiggestellt werden, da den mit dieser Aufgabe be-

spezifischen Anzahl von Komponenten der ver-

trauten Ländervertretern im Jahr 2011 wegen der

schiedenen Gruppen voraussetzt, ist dieses Ziel nur

erforderlichen Aufarbeitung der Ereignisse in Fu-

langfristig zu erreichen.

kushima kein ausreichendes Zeitbudget zur Verfügung stand. Der Bericht soll neu im Frühjahr 2012 verabschiedet werden. Damit wurden die Projekt-

1.3 Externe Ereignisse

ziele für 2011 nur teilweise erreicht. Das Budget wurde eingehalten.

Neben den Schäden, die durch Ereignisse innerhalb eines Kernkraftwerks entstehen können, berück-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

sichtigen die Sicherheitsanalysen für Kernkraft-

Das Committee on the Safety of Nuclear Installa-

sen treffen können. Das ENSI unterstützt zu die-

tions (CSNI) führte eine Untersuchung zum Rei-

sem Bereich mehrheitlich internationale Projekte

fegrad der probabilistischen Brandanalysen für

unter Federführung der OECD, der Internationa-

Kernkraftwerke durch. Basierend auf einer Umfra-

len Atomenergie-Agentur IAEA und der finnischen

ge in den Kernenergie produzierenden OECD-Mit-

Forschungseinrichtung VTT. Einerseits wird die Ro-

gliedsstaaten wurde das Sammeln zuverlässiger

bustheit von sicherheitsrelevanten elektrischen

Brandereignisdaten als einer der wichtigsten Punkte

Sys­temen gegenüber den Auswirkungen von

zur Weiterentwicklung der Brandanalyse identifi-

Überspannungen betrachtet; diese können vom

ziert. In der Folge beschloss das CSNI, das Projekt

Hochspannungsbereich ausgehen und sich wegen

OECD FIRE zu initiieren. Da Brandereignisse in Kern-

ihres hohen Energiegehalts auf eine grosse Zahl

kraftwerken sehr selten sind, war ein Zusammen-

von Kraftwerkssystemen negativ auswirken. An-

schluss auf internationaler Basis zwingend notwen-

dererseits geht es um die Auswirkungen von Erd-

dig. In der Schweiz unterhalten alle vier Kernkraft-

beben und Flugzeugabstürzen auf die Tragwerke

werk-Betreiber eine werkspezifische Brand-PSA.

von sicherheitsrelevanten Gebäuden. Weil dabei

Diese Analysen sind, wie die gesamte PSA, regel-

aufwendige Experimente und Simulationen durch-

mässig zu aktualisieren und dem Stand der Tech-

geführt werden, ist die internationale Zusammen-

nik anzupassen. Sowohl für diese Weiterentwick-

arbeit wichtig. Zugleich wird der Erfahrungsaus-

lung der Brand-PSA als auch für deren Überprüfung

tausch zwischen den Ländern gefördert. Speziell

durch das ENSI ist eine belastbare, auf realen Brand-

auf die Schweizer Verhältnisse zugeschnitten ist

ereignissen basierende Datenbasis wichtig.

schliesslich die Arbeit der Expertengruppen Stark-

werke auch Ereignisse, die eine Anlage von aus-

beben des Schweizerischen Erdbebendienstes SED.

Ausblick Die Daten zu neu auftretenden Brandereignissen sollen weiterhin laufend erhoben und die Datenbank soweit möglich durch weitere Brandereignisse aus der Vergangenheit ergänzt werden. Fer-

1.3.1 OECD DIDELSYS – Defence In Depth in ELectrical SYStems and Grid Interaction

ner sollen jährlich im Rahmen der Projektsitzungen konkrete Auswertungen der Datenbank festgelegt

Auftragnehmer: OECD-NEA

werden. Diese sollen nicht nur Fragestellungen der

ENSI-Projektbegleiter: Franz Altkind

teilnehmenden Länder beantworten, sondern da-

Einleitung

jekt beizutreten, Brandereignisdaten beizusteu-

Bei dem Projekt DIDELSYS geht es um Auswir-

ern und von der Datenbank zu profitieren. In An-

kungen von Überspannungen, welche in einem

36

rüber hinaus weitere Länder motivieren, dem Pro-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Kernkraftwerk auftreten können. Diese können

nannten «Technical Opinion Paper» – TOP. Der Ver-

durch Blitz oder auch Fehlschaltungen in der Hoch-

treter der Schweiz hat dazu einen Beitrag zum The-

spannungsanlage ausgelöst werden, wie dies im

ma «Communication Interface between NPP and

Jahre 2006 im schwedischen Kernkraftwerk Fors-

Grid» geliefert. Dieser Bericht wurde vom Commit-

mark 1 der Fall war. Der Ursprung für solche Über-

tee on the Safety of Nuclear Installations CSNI bei

spannungen liegt im Hochspannungsbereich, wo-

der Dezember-Sitzung gutgeheissen.

bei der Energiegehalt durch die Speisung vom Netz

Zudem wurde aus aktuellem Anlass das Thema Fu-

bzw. vom Generator sehr hoch ist. Das hat zur Fol-

kushima aufgenommen. Es wurde beschlossen,

ge, dass sich die Überspannungen auf eine grosse

dass sich eine neue Expertengruppe diesem The-

Zahl von Systemen negativ auswirken können. Da-

ma annehmen soll. Dazu wurde ein Grundlagen-

her sind die Ausrüstungen, die Annahmen und die

papier erarbeitet, welches den inhaltlichen Auftrag

gestaffelte Sicherheitsvorsorge (defense in depth)

wie folgt beschreibt:

sowohl bei der Erstauslegung als auch bei Ände-

Die Auslegung von Kernkraftwerken ist bezüg-

rungen entsprechend zu prüfen. Konkret sollen

lich Ereignisannahme und Unfallmanagement zu

Überspannungen auf der Höchstspannungsebene

erweitern respektive zu überprüfen. Insbesonde-

keine bzw. beherrschte Auswirkungen auf andere

re soll hier neben dem Betriebsverhalten auch das-

Ebenen wie zum Beispiel die Notstromspannungs-

jenige während Abstellungen berücksichtigt wer-

ebenen haben. Bei Inbetriebnahme bzw. wieder-

den. Als Erkenntnis sollen auch die Lagerbecken

kehrenden Tests von Schutzeinrichtungen sollten

des Brennstoffes miteinbezogen werden. Die Situ-

Methoden angewendet werden, die sicherstellen,

ation bei vollständigem Verlust der Energieversor-

dass alle denkbaren Ereignisse abgedeckt werden.

gung muss bedacht und bewertet werden.

Das Projekt hat vor allem zwei Ziele: Erstens soll

Generell soll die Robustheit der elektrischen Sys­

der Stand des Wissens zur Robustheit von sicher-

teme für externe Ereignissen überprüft werden.

heitsrelevanten elektrischen Systemen zusam-

Dabei sind auch die notwendigen Unterstützungs-

mengestellt werden; dabei sollen die Wechselwir-

systeme zu analysieren und zu bewerten. Ebenso

kungen mit anderen elektrischen Systemen, die

gilt dies für die damit zusammenhängenden Ab-

Nutzung neuer Technologien und die damit ver-

läufe und Ausbildungen. Für den Fall eines totalen

bundene Modernisierung älterer Anlagen berück-

Stromverlustes ist ein übergreifender Ansatz not-

sichtigt werden. Zweitens sollen im Projekt Richtli-

wendig. Insbesondere sind wichtige Kenngrössen

nien für die Kommunikation zwischen Netzbetrei-

wie raumbezogene Wärmeentwicklung, Ventilati-

bern, Aufsichtsbehörden und Betreibern entwi-

on, Leckage sowie Borkonzentration und Kapazi-

ckelt werden.

tät der Notstandsbatterien dabei entscheidend. Als weiterer Punkt soll der Umgang mit teilde-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

fekten elektrischen Ausrüstungen und Reparatur-

Bei einer Projektsitzung im Mai 2011 wurden un-

arbeit mit werksfremden Organisationen ist zu hin-

ter anderem Ergebnisse von Simulationsmodellen

terfragen. Dasselbe gilt für die Vorkehrungen zur

in Spanien und Frankreich betreffend den mög-

Wiederverbindung der Einspeisungen, um die mi-

lichen Überspannungen nach einem Kurzschluss

nimalen Ausrüstungen für die Nachzerfallswär-

aufgezeigt. Das Beispiel des Vertreters von Eng-

meabfuhr betreiben zu können. Dazu sollen Un-

land zeigte auch auf, dass externe nahegelegene

wägbarkeiten und potenzielle Hindernisse erkannt

Fehlhandlungen Auswirkungen auf KKWs haben

werden. Die Möglichkeiten zur behelfsmässigen

können (z.B. wurde durch eine fehlerhafte Hand-

Fremdeinspeisung zur Versorgung der Werksinfra-

lung in nahegelegenen Windparks die Abschal-

struktur sollen vorsorglich untersucht werden. Die

tung eines KKW bewirkt). Ein weiterer Vortrag be-

Wahrnehmung der Reparatur- und Behelfsmass-

schäftigte sich mit der elektrischen Auslegung des

nahmen im Fall des Verlustes der externen Einspei-

European Pressurized Water Reactor EPR und di-

sung innerhalb der Notfallplanung soll beachtet

versen Massnahmen betreffend dem Thema Com-

werden. Auch die Begeh- respektive Befahrbarkeit

mon Cause Failure CCF (siehe zu diesem Ereignis­

zum Werksgelände nach einem externen Ereignis

typ auch das Projekt OECD-ICDE, Kap. 1.2.3) und

ist zu berücksichtigen.

Diversität bei diesem Anlagentyp.

Insgesamt sind die Bedeutung der elektrischen

Das wichtigste Ziel war jedoch die Festlegung des

Ausrüstung sowie die wichtigen Informationen

Inhalts und der anzustrebenden Tiefe des soge-

mit deren Darstellungsmöglichkeiten festzulegen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

möglichkeiten untersucht werden. Die Zusammen-

37

und entsprechend in den zukünftigen Normen zur

Tests zurück (sogenannte Meppen-Tests), anderer-

Elektro- und Leittechnik abzubilden.

seits wurden neue Impact-Versuche im «VTT Technical Research Centre» in Finnland durchgeführt.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Mit unterschiedlichen Berechnungsmethoden der

Das Projekt hat eine grosse Bedeutung, da der Vor-

gebnisse nachvollzogen bzw. vorhergesagt.

fall in Forsmark gezeigt hat, dass sowohl bei der

Das ENSI hatte 2010 aktiv am Benchmark-Projekt

Planung als auch bei der Inbetriebnahme und bei

teilgenommen und wurde von der Firma Basler &

den Wiederholungsprüfungen von Anlageteilen

Hofmann (B&H) unterstützt. Insgesamt hatten 28

Verbesserungen nötig sind. Die möglichen Szena-

Fachteams aus 11 Ländern (aus Europa, USA, Ka-

rien müssen überprüft bzw. die Ausrüstungen ent-

nada, Japan und Südkorea) Berechnungen durch-

sprechend umfassend getestet werden.

geführt und ins Projekt eingegeben. Im Jahr 2011

verschiedenen Teilnehmer wurden die Versuchser-

kam als weiterer Experte des ENSI die Stangen-

Ausblick

berg und Partner Ingenieur-GmbH (SPI), Bochum,

Für das Jahr 2012 ist die Publikation des DIDELSYS

Deutschland, hinzu. Im Jahr 2011 wurden modifi-

Task Group Report und des TOP geplant. Ausser-

zierte Nachberechnungen zu den VTT-Anprallver-

dem soll der Projektabschluss von DIDELSYS 2 er-

suchen in Kenntnis der Versuchsergebnisse durch-

folgen.

geführt.

Grundsätzlich ist der Schnittstelle Netz – KKW, ten handelt, zum Beispiel bei Änderungen ein er-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

höhtes Augenmerk zu schenken. Änderungen na-

Im Berichtsjahr wurden seitens der Projektleitung

tionaler bzw. globaler Art wie solche der Grund-

weitere Auswertungen der Ergebnisse der teilneh-

satzphilosophie des Netzbetreibers sind in Bezug

menden Fachteams durchgeführt und die Arbeiten

auf den sicheren Betrieb von Kernkraftwerken zu

am OECD-Schlussbericht begonnen. Eine Auswahl

untersuchen.

der bisherigen Schlussfolgerungen und Empfeh-

auch wenn es sich um nicht klassierte Komponen-

lungen sind nachstehend aufgeführt: ❚ Von den beiden VTT-Testtypen, zum einen mit do-

1.3.2 OECD IRIS_2010 – Tragwerksverhalten von Stahlbetonwänden bei Anpralllasten

minierendem Biegetragverhalten infolge Weichgeschossaufprall (flexural tests) und zum andern mit ausgeprägtem Durchstanztragverhalten in Form von Hartgeschoss-Penetration/Perforation

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge­

(punching tests), konnten die Biegeversuche bes-

nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler &

ser vorausgesagt werden. Bei den «Punching»-

Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich

Versuchen spielten die starken Unschärfen der

ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger

hier massgebenden dynamischen Betoneigenschaften eine grosse, erschwerende Rolle.

Einleitung

❚ Eine genaue Simulation der Versuchsergebnisse

Das Projekt beschäftigt sich mit den Berechnungs-

kann nicht erwartet werden. Schäden wie Beton-

methoden (Computerprogramme, vereinfachte

Erosion sind numerisch nur schwer zu simulieren.

Modelle, empirische Formeln) für das Tragwerks-

❚ Die Streuung der Simulationsberechnungen ist

verhalten von Stahlbetonstrukturen unter stossar-

gross, was hauptsächlich an der Erfahrung der

tigen Einwirkungen und leistet damit einen Beitrag

Fachteams, der verwendeten Methoden, unter-

zur Behandlung des Lastfalles Flugzeugabsturz.

schiedlichen Annahmen der Materialkennwerte

Der Titel dieses Projekts lautet «Improving Robust-

und weniger an den eingesetzten Berechnungs-

ness Assessment Methodologies for Structures Im-

programmen liegt.

pacted by MissileS», kurz IRIS_2010.

❚ Es sollten Berechnungsprogramme verwendet

Das Ziel dieses Projektes ist es, Leitlinien und ge-

werden, mit denen die Fachteams gut vertraut

eignete Methoden zur Bewertung der Integrität

sind. Dabei sollten möglichst verschiedene nu-

von Stahlbetonstrukturen unter stossartigen Ein-

merische Simulationsberechnungen durchge-

wirkungen zu entwickeln bzw. vorhandene Me-

führt werden.

thoden zu validieren. Das Projekt greift einerseits

❚ Es sollten Sensitivitätsstudien mit Variation der

auf verfügbare Daten von bereits durchgeführten

wesentlichen Parameter durchgeführt werden.

38

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

❚ Der zu berechnende Fall sollte so einfach wie

möglich behandelt werden, z. B. mit Einsatz des

1000

Blind pre-computation Post-comp. SPI fct Post comp. GRS fct

Riera-Verfahrens für das Lastmodell und Verwendung eines 2-D-FE-Modells im Falle einer über-

800

Die Bauexperten B&H und SPI revidierten ihre Berechnungen zu IRIS_2010 im Berichtszeitraum. Dabei revidierte SPI lediglich die Ermittlung der Stoss-

Load [kN]

wiegenden Biegebeanspruchung.

last-Zeit-Funktion beim Biegeversuch VTT. Die Lastfunktion wurde aufgrund einer reduzierten Ein-

600 400 200

schätzung des Berstwiderstandes des Projektils nach dem Riera-Verfahren neu ermittelt und zeigte

0

kleinere Amplituden und eine grössere Zeitdauer, vgl. blaue (Vorberechnung) und grüne (Nach-

0

4

8

12

16

Time [ms]

20

berechnung) Kurven in Abbildung 4 oben. Ausserdem wurde eine von der Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS), Köln, mit einem aufwendigen

80

3-D-Modell des Projektils errechnete Lastfunk­tion

Blind pre-computation Post-comp. SPI fct Post comp. GRS fct Test B1 Test B2

verwendet (hellblaue Kurve). Es ergaben sich im den sonst unveränderten Nachberechnungen sehr gute Übereinstimmungen bei Verschiebungen in Plattenmitte (Abbildung 4 unten) sowie bei Betonund Stahldehnungen (Abbildung 5). SPI präsentierte die für das Projekt IRIS_2010 durchgeführten

Displacement [mm]

Vergleich zu den Messwerten (rote Kurven) aus

60 40 20

eigenen Vor- und Nachberechnungen sowie einige der B&H-Nachberechnungen auf der Konferenz SMiRT21 (Structural Mechanics in Reactor Technology, New Delhi, Indien, 6.-11. November 2011).

0 0

20

40

Time [s]

60

80

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit Mit dem Projekt IRIS_2010 der OECD kann ein

einem von den Organisatoren vorgegebenen ein-

aktueller Überblick zum Stand von Wissenschaft

deutigen Satz von Materialkennwerten noch ein-

und Technik für die Berechnungsmethoden in Be-

mal zu berechnen und die Übereinstimmung mit

zug auf die Einwirkung Flugzeugabsturz erarbeitet

den Testresultaten zu verbessern. Durch die Klä-

werden. Die Validierung der Berechnungsmodelle

rung der genauen Materialkennwerte sollen die

fördert eine realistischere Abschätzung von Versa-

epistemischen Unsicherheiten reduziert werden.

gensgrenzen und von vorhandenen Tragreserven.

Es sollen in diesem Projekt von den beteiligten

Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem

Fachteams verstärkt auch vereinfachte Modelle

Projekt das Know-how zur Sicherheitsbeurteilung

eingesetzt werden.

der Kernanlagen bei Flugzeugabsturz und anderen

Das ENSI beabsichtigt, sich mit Unterstützung sei-

stossartigen Einwirkungen wie zum Beispiel Last-

ner Bauexperten B&H und SPI auch am Folgepro-

absturz. Damit wird ein wesentlicher Beitrag zur Si-

jekt IRIS_2012 zu beteiligen. Die Ziele sind, einer-

cherheit der Kernanlagen geleistet.

seits weiterhin den Kontakt und fachlichen Austausch mit den weltweit führenden Experten auf

Ausblick

dem Gebiet der Analyse von extremen Anprall-

Die OECD wird 2012 ein Nachfolgeprojekt organi-

lasten auf Stahlbetonstrukturen zu behalten und

sieren, das Projekt IRIS_2012. Neue Versuche sind

andererseits das Know-how zur Beurteilung der Si-

im Rahmen von IRIS_2012 nicht vorgesehen, son-

cherheit der Kernanlagen gegen Flugzeugabsturz

dern es soll den Teilnehmern von IRIS_2010 und

weiter zu pflegen und zu verbessern. Insbesondere

neu hinzukommenden Fachteams die Gelegen-

soll bei den künftigen VTT-Versuchen (siehe Projekt

heit gegeben werden, die IRIS_2010-Versuche mit

IMPACT-II) der für die Praxis der Auslegung gegen

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

39

100

Abbildung 4: VTT Bie­ge­tragversuche, Zeitverläufe der Last und der Verschiebung in Plattenmitte.

IRIS_2010 mit dem Tragwerksverhalten von Stahl-

0.4 Concrete strain [%]

betonstrukturen unter stossartigen Einwirkungen.

Blind pre-computation Post-comp. SPI fct Post-comp. GRS fct Test B1 Test B2

Bei diesem Projekt liegt der Schwerpunkt dagegen auf der Durchführung von Impact-Versuchen mit Variation zahlreicher Versuchsparameter. Es werden neben dem Verhalten der Stahlbetonstrukturen auch die Einflüsse anderer Parameter wie im

0

anprallenden Projektil vorhandene Flüssigkeiten, in den Stahlbetonstrukturen herrschende Vorspannung und Liner untersucht.

-0.4

Das Ziel dieses Projektes ist es, experimentelle Daten und Informationen zu physikalischen Phäno-

0

20

40

60

Time [ms]

80

100

menen beim Anprall eines Flugzeuges auf Stahlbetonstrukturen zu erarbeiten. Im Rahmen von IMPACT II wurden bis Ende 2011 mehr als 50 Versuche im «VTT Technical Research Centre» in Finnland durchgeführt. Das Versuchsprogramm

6 Steel strain [%]

umfasste 15 Versuche zum Studium des Durch-

Blind pre-computation Post-comp. SPI fct Post-comp. GRS fct Test B1

stanzverhaltens in Form von Hartgeschoss-Penetration/Perforation (Punching tests, Testmatrix A), 17 Versuche zum Studium des Biegetragverhaltens infolge Weichgeschoss-Anprall (Flexural tests, Test-

4

matrix B) und 21 Versuche zur Messung der Stosslast-Zeit-Funktion. Das ENSI hat sich 2011 entschieden, aktiv an dem

2

Projekt IMPACT II teilzunehmen, und es wird dabei von den Bauexperten B&H und SPI unterstützt. Am

0

IMPACT-Projekt arbeiten 9 Teams aus 7 Ländern

0

20

40

60

Time [ms]

80

100

mit, darunter befinden sich die nuklearen Aufsichtsbehörden aus 6 Ländern (Finnland, Frank­ reich, Kanada, Grossbritannien, USA, Schweiz).

Abbildung 5: VTT Biegetragver­ suche, Zeitverläufe der ­Betondehnungen und der Stahldehnungen.

Aus Deutschland ist die Gesellschaft für AnlagenFlugzeugabsturz sehr wichtige Fall einbezogen

und Reaktorsicherheit (GRS) beteiligt, die die deut-

werden, dass die Grenztragfähigkeit annähernd

schen nuklearen Aufsichtsbehörden berät. VTT

ausgeschöpft wird – sowohl bezüglich Biegung als

und STUK (Aufsichtsbehörde Finnland) starteten

auch bezüglich des durch die Querkraftbewehrung

das Projekt IMPACT im Jahr 2003. Im Rahmen des

abzusichernden Durchstanzens. Dies ist durch die

Folgeprojektes IMPACT I (2006 bis 2008) schlossen

bisherigen VTT-Versuche nicht abgedeckt.

sich auch ausländische Partner an.

1.3.3 IMPACT II – Flugzeugabsturz auf Stahlbetonstrukturen

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Die Versuche der Testmatrix A erfolgten mit harten Anprallkörpern («hard missile impact»), wel-

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge-

che vor allem das Eindring- und Durchstanzver-

nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler &

halten von Triebwerken oder anderer kompakter

Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zü-

Flugzeugteile (grosse harte Masse, kleine Auftreff-

rich

fläche) repräsentieren. Die Versuche der Testma-

ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger

trix B erfolgten mit relativ weichen Anprallkörpern («soft missile impact») und simulieren das Verhal-

40

Einleitung

ten eines Flugzeugrumpfs oder -flügels. Die Ver-

Das 2009 gestartete Projekt IMPACT II («Impact

suchskörper bestanden in allen Fällen aus quadra-

of an aircraft against a structure») beschäftigt

tischen Betonplatten mit 2 m Seitenlänge und 0,15

sich grundsätzlich ebenso wie das Projekt OECD-

m («soft missile impact») bzw. 0,25 m («hard mis-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

sile impact») Plattendicke. Die Anprallkörper hat-

❚ den Versuch WE1A1 aus der Testmatrix B, vgl.

ten Massen von rund 50 kg und Anprallgeschwin-

hierzu Fotos der Plattenvorderseite und des Pro-

digkeiten von etwa 100 m/s bis 160 m/s.

jektils nach dem Versuch in Abbildung 7.

Im Berichtsjahr nahm das ENSI an zwei Work-

Das von SPI verwendete Finite-Element (FE)-Mo-

shops und sogenannten Technical-Advisory-Group

dell mit Abbildung der Stahlbetonplatte, des Stahl-

(TAG)-Meetings in Finnland teil. Dabei wurden von

rahmens und den Stahlrohren zur Abstützung an

ENSI und SPI einerseits Nachberechnungen zu zwei

den Felshorizont (sog. «back pipes») ist in Abbil-

schon durchgeführten IMPACT II-Versuchen prä-

dung 6 rechts dargestellt. Die Nachberechnungen

sentiert. Andererseits wurde auch ein erster kon-

von SPI zu WE1A1 zeigten gute Übereinstim-

kreter Vorschlag für einen Versuch des Projekts

mungen zwischen Messung und Rechnung. Den

­IMPACT III (2012 bis 2014) vorgestellt (zum letzt-

gemessenen Maximalwerten der Verschiebungen

genannten Punkt siehe unter «Ausblick»).

von 45 mm, Stahldehnungen von 6 % und Beton-

Bei den zwei Nachberechnungen, zu denen alle

dehnungen von -3 ‰ standen Rechenwerte von

Teams im Workshop am 7.12.2011 ihre Ergebnisse

50 mm, 4 % und -2 ‰ gegenüber. Der Punching-

vorstellten, handelt es sich um

Versuch CTL21, der blind vorauszuberechnen war,

❚ die Versuche CTL3 und CTL21 aus der Testmatrix

zeigte eine vollständige Penetration (Perforation

A, vgl. hierzu Foto der Plattenrückseite nach dem

des Betons), gebrochene Dywidag-Stäbe, gebro-

Versuch CTL3 in Abbildung 6 links (Durchschla-

chene Bewehrung, keine Perforation des Liners,

gen der Platte und des Liners, Restgeschwindig-

plastische Dehnung des Linerblechs 4 % und eine

keit des Projektils 17,5 m/s) und

bleibende Verschiebung von ca. 10 cm. Aufgrund

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

41

Abbildung 6: Versuchsplatte (Rück­ seite) CTL3 nach Test (links) und FE-Berech­ nungsmodell (rechts).

Abbildung 7: Versuchsplatte (Vor­ derseite) WE1A1 (links) und Projektil (rechts) jeweils nach Test.

der Vielzahl der Parameter (Vorspannung, Liner)

stellen nach Auffassung von ENSI und SPI eine Ver-

wurden hier nur Abschätzungen vorgenommen.

besserung des bisherigen Versuchsprogramms dar.

Dabei wurde von SPI richtig vorausgesagt, dass al-

Im ersten Halbjahr 2012 werden zwei Biegever-

ler Wahrscheinlichkeit nach keine Perforation der

suche, zwei Durchstanzversuche und ein Versuch

Platte zu erwarten war.

mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durchstanzen durchgeführt. Für den letztgenannten Versuch

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

haben ENSI und SPI einen detaillierten Versuchs-

Mit dem Projekt IMPACT wird sichergestellt, dass

wartenden Ergebnisse im TAG-Meeting im Dezem-

dem ENSI stets der weltweit aktuelle Stand von

ber 2011 vorgestellt.

plan vorgelegt sowie Vorberechnungen der zu er-

Wissenschaft und Technik bezüglich Versuchsdaten und Berechnungsmethoden in Bezug auf die Die Validierung der Berechnungsmodelle fördert

1.3.4 Expertengruppe Starkbeben/ Standorte KKW

eine realistischere Abschätzung von Versagens-

Auftragnehmer: Schweizerischer Erdbebendienst,

grenzen und von vorhandenen Tragreserven.

ETH Zürich

Das ENSI festigt durch die Teilnahme an diesem

ENSI-Projektbegleiter: Thomas van Stiphout

Projekt das Know-how zur Auslegung der Kern-

Bericht der Forscher in Anhang A

Einwirkung Flugzeugabsturz zur Verfügung steht.

anlagen gegen Flugzeugabsturz. Überdies erfolgt ein regelmässiger Austausch zu dieser Thema-

Einleitung

tik mit den Experten und nuklearen Aufsichtsbe­

Die Expertengruppe Starkbeben des Schweize-

hörden anderer Länder. Damit wird ein wesent-

rischen Erdbebendienstes (SED) beschäftigt sich

licher Beitrag zur Sicherheit der Kernanlagen

mit

­geleistet.

Forschungsthemen und der Datenaufbereitung

aufsichtsgerichteten

erdbebenspezifischen

dazu. Übergeordnetes Ziel der Forschungstätig-

Ausblick

keit ist der Erhalt und die Erweiterung von fach-

In den Jahren 2012 bis 2014 wird das Folgepro-

und standortspezifischem Wissen sowie das früh-

jekt IMPACT III durchgeführt, an dem sich das ENSI

zeitige Erkennen von möglichem Handlungsbedarf

ebenfalls beteiligt. In diesem Projekt erfolgt später

aufgrund neuer Erkenntnisse in der Erdbebenfor-

auch ein neuer Versuchsaufbau, der Versuche mit

schung. Die Expertengruppe steht ausserdem bei

Betonplatten von 3,5 x 3,5 m und Projektilen bis

der Erarbeitung erdbebenrelevanter Teile von ENSI-

100 kg Masse und bis 200 m/s Geschwindigkeit er-

Richtlinien und internationalen Dokumenten zur

lauben wird. Die beiden bisherigen VTT-Testtypen

Verfügung.

decken nicht den für die Praxis der Auslegung

Seit Juli 2010 sind zwei von ursprünglich ange-

gegen Flugzeugabsturz sehr wichtigen Fall des

dachten vier Vollzeitstellen mit einer Laufzeit von

Weichgeschossanpralls ab, bei dem die Grenztrag-

jeweils vier Jahren durch das ENSI finanziert. Auf-

fähigkeit annähernd ausgeschöpft wird – sowohl

grund der Sistierung der neuen Kernkraftwerkpro-

bezüglich Biegung als auch bezüglich des durch

jekte und dem politischen Entscheid zum Ausstieg

die Querkraftbewehrung abzusichernden Durch-

aus der Kernenergie wurde die Expertengruppe

stanzens (siehe auch Projekt OECD-IRIS_2010).

entgegen ursprünglichen Plänen nicht weiter aus-

ENSI und SPI haben daher vorgeschlagen, dass im

gebaut. Das ENSI hat den Forschungsinhalt und

Projekt IMPACT III neben den bisherigen reinen

die Forschungsziele der Expertengruppe zusam-

Biege- und Durchstanzversuchen auch Versuche

men mit dem SED entsprechend angepasst und

mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durchstan-

vermehrt auf die Thematik der geologischen Tie-

zen (Weichgeschossanprall) erfolgen, also soge-

fenlagerung fokussiert.

nannte «combined bending and punching tests». den Versuchsgruppe wird das ENSI die Federfüh-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

rung übernehmen und die Parameter der Versuche

Der Schwerpunkt der Forschung des Projekts im

massgeblich definieren können. Die Versuche

Jahre 2011 lag auf der Verbesserung der regio-

mit kombiniertem Verhalten Biegung/Durchstan-

nalen und lokalen Erdbebengefährdungs-Abschät-

zen kommen dem realen Verhalten einer Stahlbe-

zung an den existierenden Standorten von Kern-

tonstruktur bei Flugzeugabsturz am nächsten und

anlagen sowie in den vorgeschlagenen Standort-

Innerhalb dieser aus 12 Versuchen bestehen-

42

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

gebieten geologischer Tiefenlager. Dazu wurden

Verhältnissen, um die vertikale Komponente der

die wichtigsten Prozesse untersucht, welche zur

Bodenbewegung an die relevanten Szenarien für

Bodenbewegung bei Erdbeben beitragen. Diese

die horizontale Komponente anzupassen. Es wur-

umfassen die Beschreibung der Abminderung der

de eine Methode entwickelt, mit welcher das V/H-

seismischen Energie mit grösser werdender Distanz

Bodenbewegungsverhältnis für weiche Ablage-

zum Erdbebenherd, die Entwicklung von Model-

rungen an einen spezifischen Standort angepasst

len für die Verstärkung der Bodenbewegungen in

werden kann. Ein neu eingeführter Parameter

Oberflächennähe sowie das Verständnis der Phä-

(quarter-wave-length seismic impedance constrast

nomene der seismischen Wellenausbreitung in he-

parameter) scheint deutliche Verbesserung zu zei-

terogenen, nichtlinearen Medien. Ausserdem wur-

gen, insbesondere für die Berücksichtigung von

de an alternativen Modellen zur Charakterisierung

Resonanzphänomenen im V/H-Verhältnis.

von seismischen Quellen in der Schweiz geforscht

Um zukünftige Entwicklungen im Bereich der Erd-

sowie der historische Erdbebenkatalog weiter er-

bebengefährdungs-Analyse abzuschätzen, unter-

gänzt.

sucht die Expertengruppe Starkbeben die Voraus-

Für die Abschätzung der Bodenbewegung an

setzung für den Übergang von der probabi-

einem Standort sind neben der Charakterisie-

listischen zur physik-basierten Erdbebengefähr-

rung der Erdbebenquelle vor allem die Abmin-

dungsanalyse, die für die weitere Entwicklung

derung der seismischen Energie mit der Distanz

nach dem PRP eine tragende Rolle spielen wird.­­

zum Erdbebenherd und die Verstärkung von Bo-

Die Charakterisierung von seismischen Quellregio­

denbewegungen durch lokale Sedimentabla-

nen, die aktuell auf klassischen Zonierungsmodel-

gerungen entscheidend (vgl. Resultate des PE-

len ­beruhen, ist ein wesentliches Element der

GASOS Refinement Projects PRP). In der Schweiz

heuti­gen Erdbebengefährdungs-Analysen. Da in

ist die Seismizität relativ gering und somit eben-

der Schweiz aufgrund der geringen Seismizität,

so die Datenverfügbarkeit (beschränkte Spannwei-

der relativen kurzen Beobachtungszeit und der oft

te an Mag­nituden und Bodenbewegungs-Ampli-

diffus auftretenden Seismizität seismisch aktive

tuden). Die Modellierung der Bodenbewegungen

Brüche kaum oder gar nicht bekannt sind, wird in-

anhand sogenannter Ground Motion Prediction

nerhalb einer Quellregion die Seismizität als räum-

Equa­tions (GMPEs) basiert daher mehrheitlich auf

lich und zeitlich homogen verteilt angenommen.

global erhobenen Datensätzen, welche Schweiz-

Durch die Extrapolation auf die niedrigen Eintre-

spezifische geologische Eigenschaften vernach-

tenswahrscheinlichkeiten von Erdbeben, welche

lässigen. Zur Ergänzung der in PRP vorhandenen

für Kernanlagen relevant sind, sind die Resultate

globalen GMPEs wurde durch den SED mittels ei-

mit relativ hohen Unsicherheiten behaftet. Deswe-

ner stochas­tischen Methode eine Schweiz-spezi-

gen werden diese Modelle immer stärker durch

fische GMPE eingeführt, welche auf dem in der

geo­logisch und physikalisch parametrisierte Mo-

Schweiz vorhandenen Datensatz basiert und die

delle ersetzt. Der SED verfolgte deswegen einen

geologischen ­Bedingungen und Beobachtungen

neuen Ansatz und modellierte mit fraktaler Vertei-

in der Schweiz am besten repräsentiert. Die Ex-

lung von Erdbeben eine realitätsnahe Verteilung

pertengruppe Starkbeben engagiert sich bei der

der Seismizität. Dieser Ansatz stellt einen ersten

Weiterentwicklung dieses Schweiz-spezifischen

Schritt zur simulationsbasierten Gefährdungsbe-

Abminderungsmodelles, untersucht dessen Ei-

rechnung der Quellen dar und wird langfristig mit

genschaften mit den verfügbaren Daten und ver-

der Modellierung komplexer Wellenausbreitungs-

gleicht es mit den globalen GMPEs.

phänomene und mit nichtlinearem Verhalten der

Die Berücksichtigung der lokalen Einflüsse der Se-

Wellenausbreitung kombiniert. Die Expertengrup-

dimentbedeckungen an einem Standort (Standort-

pe hat dazu begonnen, Wellenausbreitungsphäno­

effekt) erfolgt meist über eine Standortcharakteri-

mene in dreidimensionalen und heterogenen

sierung und daraus abgeleitete standortspezifische

­Medien sowie die Auswirkungen von nichtlinea­

frequenzabhängige Amplifikationsfunktionen für

rem Bodenverhalten auf die lokalen Amplifikatio­

die horizontale Bodenbewegung. Mit dem V/H-

nen und Standort­effekte zu untersuchen. Dabei

Verhältnis lässt sich die Bodenbewegung in verti-

wird das Wissen über physikalische Grenzen der

kaler Richtung aus der horizontalen Bodenbewe-

Bodenbewegun­gen von Sedimenten und Fels ver-

gung herleiten. Die aktuellen Erdbebengefähr-

bessert. Dies wird langfris­tig die Unsicherheiten in

dungs-Analysen (Probabilistic Seismic Hazard As-

den Gefährdungsanalysen reduzieren, um somit die­

sessement – PSHA) bedingen den Einsatz von V/H-

Gefährdung besser einzuschätzen. Im Jahr 2011

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

43

wurden zudem ers­te Arbeiten in Angriff genom-

Die Forschungsbereiche zu alternativen Ansätzen

men, um die Wahrscheinlichkeiten für Oberflä-

in der Erdbebengefährdungs-Berechnung, wel-

chenverwerfungen zu bestimmen, welche in PE-

che geologisch-basierte und physik-basierte Si-

GASOS und PRP nicht berücksichtigt sind.

mulationen erforschen, liefern wichtige Randbe-

Erdbebendaten bilden die Grundlage für die Erd-

dingungen und neue Erkenntnisse für zukünftige

bebengefährdungs-Berechnungen. Da Schadens-

Gefährdungsabschätzungen. Die Zusammenarbeit

beben in der Schweiz selten sind, muss bei diesen

mit der Expertengruppe erlaubt dem ENSI, frühzei-

Berechnungen auf möglichst weite Zeiträume zu-

tig Handlungsbedarf im Rahmen der Erdbebenge-

rückgegriffen werden. Die instrumentelle Seismo-

fährdung zu erkennen.

logie liefert erst seit 1975 verlässliche Daten zur seismischen Aktivität auf dem Gebiet der Schweiz.

Ausblick

Die Untersuchung der seismischen Gefährdung ist

Trotz Sistierung der Neubauprojekte für Kernkraft-

deshalb auf historische Quellen aus der «vorinstru-

werke in der Schweiz und dem politischen Ent-

mentellen Zeit» angewiesen. Für grosse Erdbeben

scheid zum Ausstieg aus der Kernenergie bleibt die

werden auch archäologische und paläoseismolo-

Erdbebengefährdung der existierenden schweize-

gische Untersuchungen zur Interpretation von Er-

rischen Kernanlagen ein zentraler Aspekt. Die Ar-

eignissen herbeigezogen. Deshalb beteiligt sich die

beiten des PRP werden weiterhin fachlich verfolgt.

Expertengruppe Starkbeben im Rahmen ihres Auf-

Darüber hinaus berät die Expertengruppe das ENSI

trags an der historischen Datenaufarbeitung von

bezüglich des Vorgehens bei der Analyse der Erd-

Erdbeben. In diesem Zusammenhang wurde 2011

bebengefährdung für die Zeit nach Abschluss des

der überarbeitete Erdbebenkatalog ECOS-09 der

PRP.

Öffentlichkeit online zugänglich gemacht. Er be-

Die Ausrichtung der Forschungstätigkeit der Ex-

inhaltet seismische Parameter sowie, soweit vor-

pertengruppe Starkbeben wird sich über die beste-

handen, Informationen über die Verteilung der

henden Anlagen hinaus vermehrt den Fragestel-

Intensitäts-Datenpunkte und bibliografische An-

lungen im Zusammenhang mit dem Sachplanver-

gaben. Da die historische Seismologie keine ab-

fahren und der zukünftigen Erstellung von Ober-

schliessende Wissenschaft darstellt, wird sich die

flächen- und Untergrundanlagen zur geologischen

Expertengruppe Starkbeben weiterhin an der his­

Tiefenlagerung zuwenden. Dazu wird die Exper-

torischen Aufarbeitung von Erdbebenereignissen

tengruppe Starkbeben das ENSI zu Aspekten der

beteiligen, um die Datengrundlage für die Erdbe-

Erdbebenauswirkungen in Untertagebauwerken

bengefährdung weiter zu verbessern. Insbeson-

unterstützen.

dere sollen bestehende Lücken in der historischen Seismologie für den Zeitraum seit 1878 geschlossen werden.

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

1.3.5 IAEA KARISMA – Tragwerksverhalten des KKW Kashiwa­ zaki-Kariwa beim Erdbeben vom 16. Juli 2007

Die Ereignisse rund um die Kernanlagen von Fukushima haben erneut gezeigt, dass die Erdbe-

Auftragnehmer: Stangenberg und Partner Inge-

bengefährdung im Zusammenhang mit der nukle-

nieur-GmbH, Bochum, Deutschland und Basler &

aren Sicherheit ein wichtiges Thema darstellt. Dies

Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zü-

betrifft nicht nur die Kernanlagen selbst, sondern

rich

auch nahe Bauwerke, von denen Gefahren für die

ENSI-Projektbegleiter: Christian Schneeberger

Sicherheit der Kernanlagen ausgehen können. Mit

Einleitung

beiten wird angestrebt, das gesammelte Wissen

Das Kernkraftwerk Kashiwazaki-Kariwa in Japan

aus dem 2012 zu Ende gehenden Projekt PRP zu

wurde am 16. Juli 2007 von einem Erdbeben,

erhalten und weiter zu entwickeln. Ergebnisse aus

dem sogenannten Niigataken-chuetso-oki earth-

den Forschungsarbeiten zur Abminderung von

quake (NCOE) der Magnitude 6.6, erschüttert.

seismischen Wellen im Untergrund und zu Stand-

Wegen der geringen Distanz von 16 km zum Epi-

orteinflüssen sowie zum neuen Erdbebenkatalog

zentrum und dank der guten seismischen Anla-

ECOS-09 sind zum Teil bereits in PRP berücksich-

geninstrumentierung steht vom Hauptstoss und

tigt worden.

von den zahlreichen Nachstössen des Erdbebens

44

den von der Expertengruppe durchgeführten Ar-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Abbildung 8: Schematische Dar­stel­ lung des eingebette­ten Kashiwazaki-Reaktor­ gebäudes (Quelle: B&H).

Standort wurden die Erschütterungen in Bohrlö-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

chern und in den Bauwerken registriert. Im Rah-

Im Berichtsjahr nahm das ENSI mit den Bauexper­

men ihres Extra Budgetary Project on Seismic Sa-

ten B&H und SPI am zweiten und dritten soge-

fety of Existing Nuclear Power Plants koordiniert

nannten Review Meeting (RM) teil (24.–26. Mai

die IAEA die Studie KARISMA (KAshiwazaki-Ka-

und 6.–8. Dezember in Wien). Projektziel im

riwa Research Initiative for Seismic Margin As-

­Berichtsjahr war erstens die globaldynamische

sessment). Mit diesem Projekt wird das Verhal-

­Berechnung der Erdbeben-Erschütterungen im

ten des im Baugrund tief eingebetteten Reaktor-

Gebäudeinnern unter Beachtung der Boden-Bau-

gebäudes von Block 7 und ausgewählter Einrich-

werks-Wechselwirkung des vergleichsweise tief

tungen analysiert. Dabei werden die Ergebnisse

eingebetteten Reaktorgebäudes (Vorstellung und

von in der Praxis üblichen Modellrechnungen mit

Diskussion der Teambeiträge im zweiten RM, vgl.

den gemessenen Daten verglichen. Dadurch kön-

hierzu Abbildung 8). Zweitens ging es um die

nen wertvolle Erkenntnisse über die vorhandene

­Ermittlung der Tragwerksreserven des Reaktor­

Erdbebensicherheit bestehender Kernkraftwerke

gebäudes mittels nichtlinearer dynamischer Be-

und über den Einfluss einer tiefen Einbettung im

rechnungen; dazu wurde die Erdbebenlast stufen-

Baugrund (Boden-Bauwerks-Interaktion) gewon-

weise bis zum 6-Fachen der Beschleunigung am

nen werden.

Bezugshorizont -155 m gesteigert (Vorstellung

Das ENSI nimmt seit 2010 aktiv am Projekt KA-

und Diskussion der Teambeiträge im dritten RM).

RISMA teil. Insgesamt hatten 21 Fachteams aus

Dabei wurden von den Fachteams die folgenden

14 Ländern (aus Europa, Argentinien, China, In-

Berechnungsergebnisse erwartet:

dien, USA, Pakistan und Südkorea) Berechnungen

❚ Verschiebungen, Beschleunigungen und Etagen-

durchgeführt und ins Projekt eingegeben. Im Jahr

antwortspektren im Reaktorgebäude bei Ansatz

2011 kam als weiterer Experte des ENSI die Stan-

des Erdbeben-Hauptstosses (NCOE) mit auf die

genberg und Partner Ingenieur-GmbH (SPI), Bo-

Tiefe -155 m umgerechnetem Signal nach Vor-

chum, Deutschland, hinzu. Das ENSI beteiligt sich

gabe der IAEA («Reference Analysis») und bei

an diesem Projekt (Teil Bauwerksverhalten) auch

von den jeweiligen Teams selbst definierten An-

deshalb, um Zugang zur umfangreichen und wert-

nahmen («Best Estimate Analysis»), vgl. hierzu

vollen Datengrundlage und zu den Analysen an-

Bauwerksmodell und Etagenantwortspektren in

eine umfangreiche Datenbasis zur Verfügung. Am

derer Organisationen zu erhalten. Zudem soll der internationale Erfahrungsaustausch gefördert werden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Abbildung 9. ❚ Statisch-nichtlineare

Last-Verformungs-Kurven

(Push­over-Kurven) bei Annahme einer Festein-

45

3D Model FP2 3rd Floor Direction Y

Acceleration [g]

Reference Analysis Best Estimate Analysis Measured

1

0.1 1

Abbildung 9: Aussenansicht des ­3-dimen­sio­nalen­ Bauwerks-­Modells (links) und Etagen­ antwortspektren im Gebäude beim Hauptstoss des NCOEErdbebens (rechts, Quelle: SPI).

Frequency [Hz]

10

spannung des Reaktorgebäudes und bei Berück-

❚ Aufbau von Kenntnissen bezüglich neuer nicht-

sichtigung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung.

linearer Berechnungsmethoden auf dem Gebiet

❚ ADRS-Spektren (Acceleration Displacement Re-

der Boden-Bauwerks-Interaktion; dies ist insbe-

sponse Spectra), Kapazitätsspektren und «Perfor-

sondere wichtig im Hinblick auf zu erwartende

mance Points» bei Annahme einer Festeinspan-

Untersuchungen an bestehenden Bauwerken

nung des Reaktorgebäudes und bei Berücksichti-

infolge der aktualisierten Erdbebengefährdung

gung der Boden-Bauwerk-Wechselwirkung.

(Projekt PEGASOS bzw. Projekt PEGASOS Refine-

❚ Ermittlung des Grenzzustandes der Tragfähig-

ment, siehe auch Kapitel 1.3.4).

keit des Reaktorgebäudes («Margin Determinati-

❚ Möglichkeit einer besseren Abschätzung von

on»), dabei Steigerung der Erdbebenlast bis zum

Versagensgrenzen bzw. vorhandenen Tragreser-

6-Fachen des auf die Tiefe -155 m umgerechne-

ven, da die Anlage Kashiwazaki-Kariwa teilwei-

ten Signals des Erdbeben-Hauptstosses (NCOE).

se bis zum Niveau der Bemessungsgrenzen bean-

❚ Ermittlung der relativen Stockwerksverschiebun­

sprucht wurde. Eine verfeinerte Analyse von Ver-

gen als Schädigungsindikatoren bis zur 6-­fachen NCOE-Erregung. ❚ Ermittlung der sog. HCLPF-Werte (High Confi-

dence of Low Probability of Failure, Aufgabe op-

letzbarkeitsfunktionen wird ermöglicht. ❚ Teilnahme an einer internationalen Plattform für

den Erfahrungsaustausch bei Fragen zur Erdbebenbemessung.

tional). Die Arbeiten zur ersten dieser Aufgaben wurden

Ausblick

im zweiten Review Meeting, die Arbeiten zu den

Die Laufzeit des Projekts KARISMA wurde zwar

übrigen Aufgaben wurden im dritten Review Mee-

formal Ende 2011 beendet. Für die meisten Teams

ting vorgestellt und diskutiert.

war jedoch der Bearbeitungszeitraum für die Phase 3 zu kurz, und es waren einige Unklarheiten in den Vorgaben vorhanden. Daher wird allen Teams

Das ENSI sieht vor allem den folgenden Nutzen des

endgültigen Berechnungsergebnisse unter sei-

Projekts für die nukleare Sicherheit:

tens der IAEA präzisierten Randbedingungen ge-

❚ Überblick zum Stand der Wissenschaft und Tech-

geben. Danach erstellt die IAEA einen Gesamtbe-

nik für die Erdbebenberechnungen von Kernan-

richt, der voraussichtlich im Juni 2013 vorgelegt

lagen mit tiefer Einbettung im Baugrund, inklusi-

werden wird. Das ENSI beabsichtigt, sich mit sei-

ve der Validierung der Berechnungsmodelle auf

nen Bauexperten B&H und SPI an den oben ge-

der Basis umfangreicher Aufzeichnungsdaten re-

nannten abschliessenden Arbeiten zu KARISMA

aler Starkbeben.

weiter zu beteiligen.

46

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

noch bis Ende Mai 2012 Zeit zur Abgabe ihrer

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

1.3.6 SMART-2008 – Erdbebenberechnung von Stahlbetonbauwerken von Kernkraftwerken

Schlussberichten. Der Schlussbericht für die Phase

Auftragnehmer: Basler & Hofmann AG, Ingenieure, Planer und Berater, Zürich

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

ENSI-Projektbegleiter: Urs Bumann

Vom 15. bis 17. Dezember 2010 fand in Saclay (FR)

eins wurde im September 2009, für die Phase zwei im Dezember 2010 fertig gestellt.

der abschliessende Workshop für die Phase zwei

Einleitung

des Projekts SMART 2008 statt. Die Expertenteams

Für die Erdbebenberechnung von Stahlbetonbau-

präsentierten die Ergebnisse ihrer Verletzlichkeits-

werken von Kernkraftwerken haben sich die Me-

studien (Fragility-Analysen), die Projektinitianten

thoden,

verfügbaren

CEA und EDF präsentierten erste vergleichende

Rechnerleistungen in den letzten Jahren stark wei-

Auswertungen dieser Ergebnisse. Von den ur-

terentwickelt. Die Finite-Elemente-Modelle und

sprünglich 30 Teams haben nur noch 10 Teams Ver-

-Programme erlauben heute eine detaillierte Simu-

letzlichkeitsstudien durchgeführt, wobei nicht alle

lation des räumlichen und des nichtlinearen Ver-

dieser 10 Teams sämtliche geforderten Resultate

haltens von Stahlbetonbauwerken und Aussagen

geliefert haben. Pro Team wurden insgesamt 15

über die Tragreserven bis zum Versagen.

Verletzlichkeitskurven verlangt, unterschieden nach

Das Commissariat à l'Energie Atomique CEA hat in

❚ Versagenskriterien (Gebäudeverschiebungen, Ab­

Rechenprogramme

und

Zusammenarbeit mit der Electricité de France EDF

­­fall der Eigenfrequenzen und der Steifigkeit),

die Vergleichsstudie SMART-2008 initiiert. SMART

❚ Erdbebenparametern (Peak ground accelerati-

steht für Seismic design and best-estimate Me-

on PGA, cumulative absolute velocitiy CAV, peak

thods Assessment for Reinforced concrete buildings subjected to Torsion and non-linear effects. Im Mittelpunkt des Programms stehen Rütteltisch-

ground spectral displacement PGD) und ❚ tolerierbaren Bauwerksschäden (leicht, mittel,

schwer).

versuche auf dem AZALEE-Rütteltisch der CEA in

Soll die Gebäudehülle nach einem Erdbeben noch

Saclay bei Paris. Ein typisches 3-stöckiges Stahlbe-

dicht bleiben, sind nur geringe Bauwerksschäden

tonbauwerk mit asymmetrischer Tragstruktur im

akzeptabel. Gilt jedoch ausschliesslich die Zielset-

Modellmassstab 1:4 wurde auf dem Rütteltisch

zung, einen Gebäudekollaps zu vermeiden, sind

unter Erdbebenanregungen untersucht. Die Ver-

schwere Schädigungen des Bauwerks zulässig. Je

suche liefern die Vergleichsdaten für die vorausge-

geringer die akzeptierten Bauwerksschäden sind,

henden und anschliessenden Modellrechnungen

desto geringer sind die Erdbebeneinwirkungen,

mit linearen und nichtlinearen Methoden. Am Pro-

die zu diesen Schadensbildern führen. Unter An-

gramm beteiligen sich über 30 Expertenteams aus

nahme von schweren zulässigen Bauwerksschä-

zahlreichen Ländern.

den sind nachfolgend die Kurven für die Versa-

In einer ersten Phase (2007–2009) wurden als

genswahrscheinlichkeiten in Abhängigkeit der ma-

Wettbewerb Vorausrechnungen durchgeführt. Es

ximalen Baugrundbeschleunigungen (Peak ground

wurden die Bauwerksschwingungen und die Eta-

acceleration PGA) dargestellt. Die Linien stellen die

genantwortspektren mit unterschiedlichen Me-

Ergebnisse der Teams in Abhängigkeit verschie-

thoden berechnet, diese untereinander und mit

dener Versagenskriterien dar. Cas 1, Cas 4, Cas 7

den Versuchsresultaten verglichen und damit die

sind Versagenskriterien, die sich auf maximal zu-

Möglichkeiten und Grenzen der Berechnungsme-

lässige horizontale Gebäudeverschiebungen be-

thoden aufgezeigt. In einer zweiten Phase (2009–

ziehen, Cas 10 und Cas 13 unterstellen als Versa-

2010) wurden die Modelle und Methoden auf-

genskriterium den Abfall der ersten beiden Eigen-

grund der Vergleiche verfeinert und Berechnungen

frequenzen respektive indirekt den Abfall der Ge-

bis zum Tragwerksversagen durchgeführt, mit Fo-

bäudesteifigkeit.

kus auf die Einflüsse der Unsicherheiten in der An-

Die von den Teams berechneten Verletzlichkeits-

regung und in den Modellparametern. Unter Be-

kurven variieren stark. Abbildung 10 zeigt, dass die

rücksichtigung dieser Unsicherheiten, durch Vari-

Kurven nicht nur abhängig sind von den zulässigen

ation von Modellparametern, sind Verletzlichkeits-

Gebäudeschäden, sondern insbesondere auch von

kurven (Fragilities) berechnet worden. Balser &

der Annahme der Versagenskriterien und der von

Hofmann dokumentierte die Arbeiten und Ergeb-

den Teams gewählten unterschiedlichen Berech-

nisse der Phasen eins und zwei in zwei separaten

nungsmethoden.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

47

Abbildung 10: Verletzlichkeitskurven (Versagenswahrschein­ lichkeiten in Abhängig­ keit der Peak Ground Acceleration PGA) unter Annahme schwerer Bauwerksschäden.

Erste vergleichende Ergebnisanalysen der Exper-

legung neuer und der Requalifikation bestehen-

tenteams wurden am Workshop zwischen dem 15.

der Tragwerke als auch zur Beurteilung probabi-

und 17. Dezember 2010 von den Projektinitianten

listischer Sicherheitsanalysen.

CEA und EDF vorgestellt. Der von den Initianten für das Jahr 2011 in Aussicht gestellte Synthesebe-

Ausblick

richt konnte aufgrund anderer Prioritäten im Ge-

Nach Vorliegen des abschliessenden Synthese­

folge des Fukushima-Ereignisses leider noch nicht

berichtes der Initianten des Projekts SMART-2008

erstellt werden. Ebenso sind im Jahr 2011 keine

und nach der Präsentation des Nachfolge-

weiteren Angaben zum geplanten Nachfolgepro-

projekts SMART-2011 wird das Team ENSI/

jekt SMART-2011 gemacht worden.

Basler&Hofmann die weitere Teilnahme prüfen. Mit den Schlussberichten zu den Phasen eins und

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

zwei des Projekts SMART-2008 wurde die Arbeit

Das Projekt liefert wertvolle Erkenntnisse zu zahl-

dass die Streuung in den Verletzlichkeitskurven

reichen Teilaspekten der Ermittlung der Erdbeben-

(Fragilities) sehr gross ist, hängt die Teilnahme an

sicherheit typischer Kernkraftwerksbauten. Es sind

SMART-2011 auch davon ab, ob die Verletzlich-

dies vor allem:

keitskurven mit Versuchen am neuen Versuchs-

❚ Verhalten der Tragwerke im Bereich zwischen der

körper validiert werden, z.B. mit zyklischen Zug-

Auslegungsgrenze und dem Versagen

teamintern abgeschlossen. Da sich gezeigt hat,

und Druckversuchen.

❚ Effektive und rechnerisch nutzbare Tragreserven

Aufgrund der Ereignisse in Fukushima hat das

❚ Vergleich und Interpretation linearer und nichtli-

ENSI verfügt, dass die Erdbebensicherheit der be-

nearer Berechnungen ❚ Einfluss des nichtlinearen Materialverhaltens bei

extremer Anregung ❚ Einfluss des Torsionsverhaltens und der Nichtline-

aritäten auf die Etagenantwortspektren

stehenden Kernkraftwerke erneut zu überprüfen ist. Am 30. November 2011 wurden von den ­Betreibern unter anderem Struktur- und Fragility­ analysen für Gebäude eingereicht. Bei der Beurteilung dieser Analysen profitieren das ENSI und

❚ Einfluss der Streuungen von Erdbebenanregung

sein Prüf­ingenieur Basler&Hofmann direkt von den

und Modelleigenschaften auf das Erdbebenver-

aus SMART-2008 gewonnenen Erkenntnissen, da

halten (Beanspruchungen, Etagenantwortspek-

die im Rahmen von SMART-2008 angewendeten

tren, Verletzlichkeitskurven)

­Methoden vergleichbar sind mit den von den Wer-

❚ Aufzeigen der Möglichkeiten zur Bestimmung

ken eingereichten Berechnungsmethoden. Auch

von Verletzlichkeitskurven mit nichtlinearen Fi-

in Zukunft wird das ENSI nichtlineare Erdbebenbe-

nite-Elemente-Modellen

rechnungen zu beurteilen haben. Damit zukünftig

Die Berechnungen mit modernen Methoden und

Unklarheiten bezüglich der Erdbebenbemessung

Rechenprogrammen dienen zur besseren Beurtei-

vermieden werden, sind allgemeine Randbedin-

lung der Erdbebensicherheit sowohl bei der Aus-

gungen auch für nichtlineare Berechnungsmetho-

48

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

den (Anwendungsbereiche, Modellierung, Mate-

Einleitende, allgemeine Bemerkungen zum HRP

rialgesetze) vorzugeben, beispielsweise in Richtli-

finden sich im Kap. 1.1.1 dieses Berichts, in dem

nien. Dies sollte nach Vorliegen der Erdbebenge-

die Resultate aus dem Bereich Brennstoff- und

fährdungsstudie aus dem PEGASOS-Refinement

Materia­lverhalten zusammengefasst sind.

Project erfolgen. Erkenntnisse aus diesem Projekt

Die Forschungsarbeiten im Bereich Mensch-Tech-

können als Grundlage zur Definition dieser Rand-

nik-Organisation (MTO) umfassen hauptsächlich

bedingungen dienen.

Studien zur menschlichen Zuverlässigkeit bzw.

Der stetige internationale Erfahrungsaustausch ist

Leis­tungsfähigkeit, die Konzeption und Bewer-

in diesem Fachgebiet wichtig und soll unter ande-

tung von Schnittstellen zwischen Mensch und

rem mit solchen Projekten weiter gepflegt werden.

technischen Systemen (Human-System Interface HSI), elektronische Visualisierungs-Instrumente so-

1.4 Menschliche Faktoren

wie die Verlässlichkeit von Computer-Software. ­Diese Themen spielen eine wichtige Rolle für den sicheren Betrieb bestehender Kernanlagen, für die

Übergeordnetes Ziel in diesem Bereich ist unter an-

Modernisierung von Kontrollräumen und digitalen

derem die Reduktion der Unsicherheiten bei der

Systemen sowie für die Auslegung zukünftiger

Quantifizierung der Zuverlässigkeit menschlicher

Kernkraftwerke.

Handlungen im Rahmen der Probabilistischen Silen in Kernkraftwerken quantitativ erfasst. Der Be-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

reich umfasst vor allem zwei Schwerpunkte. Einer-

Von den Arbeiten des Jahres 2011 werden die fol-

seits geht es um den Einfluss menschlicher Hand-

genden, teils wegen Bezug zur Schweiz, exempla-

lungen auf Störfälle und deren Beherrschung.

risch herausgegriffen:

Dabei wird vor allem die Zuverlässigkeit des Opera-

Im Bereich der menschlichen Zuverlässigkeit wird

teurverhaltens unter verschiedenen Bedingungen

der Einfluss von Arbeitsumgebung und Organisa-

mit der sogenannten Human Reliability Analysis

tion auf die Sicherheit untersucht. Ein Ziel der ak-

(HRA) untersucht. Während die versehentliche Un-

tuellen Forschung ist es, Methoden für die Ana-

terlassung erforderlicher Eingriffe relativ gut un-

lyse menschlicher Zuverlässigkeit (Human Reliabili-

tersucht ist, sind fehlerhafte Handlungen, welche

ty Analysis HRA) bewerten zu können. Grundlage

den Verlauf eines Störfalls negativ beeinflussen

für die Bewertung sind Daten, die in Experimenten

können, weniger gut erforscht. Diese sogenann-

mit Operateur-Teams unter simulierten Notfallbe-

ten Errors of Commission werden daher im Pro-

dingungen im Halden Man-Machine Laboratory

jekt HRA systematisch identifiziert und quantifi-

(HAMMLAB) gewonnen wurden. Die seit mehre-

ziert. Zweiter Schwerpunkt im Bereich «Mensch-

ren Jahren laufenden Vergleichsstudien verschie-

liche Faktoren» ist der Einfluss der Kontrollraum-

dener HRA-Methoden mit empirischen Daten aus

gestaltung auf die Leistung der Operateure (Hu-

Simulatortests, an denen massgeblich auch das

man-System Interface).

Paul Scherrer Institut PSI beteiligt ist, wurden 2011

cherheitsanalyse (PSA), die das Risiko von Störfäl-

mit einer Studie an einem amerikanischen Kernkraftwerk fortgesetzt. Diese wurde von der ameri-

1.4.1 OECD Halden Reactor Project – Bereich Mensch-TechnikOrganisation

kanischen Aufsichtsbehörde geleitet, das HRP war daran unterstützend beteiligt. Die Studie war stärker praktisch ausgerichtet als die vorherigen, bestätigte aber die bisherigen Ergebnisse grossteils.

Auftragnehmer: Halden Reactor Project, Norwe-

Unterschiede zwischen Operateurgruppen zeigten

gen

sich vor allem in den komplexen Störfallszenarien,

ENSI-Projektbegleiter: Reiner Mailänder, Markus

die sich von den standardmässig trainierten Szena-

Straub

rien unterschieden. Damit konnten auch die Ope-

Bericht der Forscher im Anhang A

rateurgruppen tiefere Einsicht in konkrete Szenarien und Abläufe gewinnen.

Einleitung

Eine Studie zum Einfluss unterschiedlicher Kultur

Das OECD Halden Reactor Project (HRP) verfolgt

auf das Operateurverhalten ist deshalb interessant,

die zwei Stossrichtungen Brennstoff- und Mate-

weil damit die Generalisierbarkeit von Forschungs-

rialverhalten und Mensch-Technik-Organisation.

ergebnissen zum Zusammenspiel von Mensch und

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

49

Maschinen getestet wird. Dafür wurde ein Sche-

Sicherheitsvorschriften, die Rollenverteilung der

ma des niederländischen Anthropologen Geert­

Operateure, die Arbeitsorganisation usw. Der neue

Hofstede verwendet, welches davon ausgeht,

HRP-Bericht fasst die Erfahrung zu ISV-Prozessen in

dass sich kulturelle Differenzen auf vier verschie-

verschiedenen Modernisierungsprojekten in Kern-

denen Ebenen äussern. Die auf dieser Basis erstell-

kraftwerken zusammen.

ten Messskalen wurden dazu benutzt, um sechs

Im Hinblick auf Strahlungsbelastungen von Per-

Operateurgruppen aus Korea, Schweden und den

sonal bei Revisionen sind zwei neue Berichte des

USA zu vergleichen. Es zeigten sich überraschend

HRP im Bereich der elektronischen Visualisierungs-

geringe Unterschiede zwischen den Gruppen. Dies

Instrumente interessant. Der erste beschäftigt sich

könnte darauf hindeuten, dass sich Merkmale ei-

mit Software für 3D-Anwendungen zur Visuali-

ner gemeinsamen Industriekultur zeigen. Das HRP

sierung von Strahlenfeldern, der zweite mit der

interpretiert das Ergebnis aber vorsichtig, weil Kul-

Planung von Revisionen mit komplexen radiolo-

tur nicht der einzige Faktor ist, der die Generalisier-

gischen Bedingungen.

barkeit von Forschungsergebnissen beeinflusst. So

Um die wichtigsten Resultate der Projektperiode

sind zum Beispiel auch Kompetenzen, Regelungen

2009–2011 und damit zusammenhängende Ent-

und Arbeitsweisen der Operateure in den Ländern

wicklungen in den Mitgliedsländern vorzustellen

unterschiedlich.

und zu diskutieren, wurde im Oktober 2011 ein

Ganz spezifisch zu Mensch-Maschine-Schnittstel-

Treffen der erweiterten Halden Programme Group

len stellte das HRP im Jahre 2011 einen Bericht fer-

veranstaltet. An den beiden Diskussionsgruppen

tig, der die Modernisierung von Kontrollräumen

für die Themenbereiche Brennstoff- und Materia­

betrifft. Am Ende des Prozesses für die Auslegung

lverhalten

der Kontrollräume müssen diese genau getestet

nahmen insgesamt 300 Vertreter der Mitgliedsor-

werden. Dabei ist besonders wichtig, dass validiert

ganisationen teil.

sowie

Mensch-Technik-Organisation

wird, inwiefern das neue Design die menschliche ser Prozess wird oft als Human Factors Integrated

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

System Validation (ISV) bezeichnet. Er betrach-

Die Studien im Bereich HRA dienen dazu, Analyse-

tet die Funktionalität des Kontrollraums gesamt-

methoden für Auslöser und Wahrscheinlichkeit von

heitlich, d.h. er bezieht nicht nur die Mensch-Ma-

menschlichem Versagen weiter zu verbessern. Die

schine-Schnittstelle selbst ein, sondern auch die

immer grösser werdende Abhängigkeit auch der

Leistungsfähigkeit tatsächlich gut unterstützt. Die-

Abbildung 11: Im Halden-Labor für virtuelle Realität (Quelle: Halden Reactor Project).

50

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

nuklearen Sicherheitstechnik von rechnerbasierten

Errors of Commission (EOC): Es ist Stand der Tech-

Systemen ist ein zentrales Forschungsthema im HRP.

nik, mit der HRA Fehlerwahrscheinlichkeiten für

Die diesbezüglichen Arbeiten dienen dazu, die Zu-

Handlungen zu bestimmen, die während eines

verlässigkeit solcher Systeme weiter zu verbessern.

Störfalls gefordert sind, aber unterlassen werden.

Das Ziel im Bereich HSI-Design ist es, Stärken und

Hingegen fehlt ein etabliertes Verfahren zur sys­

Schwächen der Schnittstellen zwischen Mensch

tematischen Identifizierung und Quantifizierung

und technischen Systemen zu bestimmen und Lö-

von ungeplanten menschlichen Handlungen, wel-

sungen zu deren Optimierung zu erarbeiten. Da-

che den Verlauf eines Störfalls negativ beeinflus-

raus folgen auch innovative Ansätze, wie Kontroll-

sen, den sogenannten EOC. In diesem Zusammen-

räume am benutzerfreundlichsten zu gestalten

hang soll die vom PSI bereits entwickelte Methode

sind. Experimente zeigen, inwieweit die Einfüh-

verfeinert und für Schweizer Kernkraftwerke an-

rung neuer Technologien die Leistungsfähigkeit

gewendet werden.

der Operateure in kritischen Situationen beein-

Anwendung von Simulatorstudien: Es soll unter-

flusst. Die Resultate liefern gleichzeitig erste Ant-

sucht werden, inwieweit Simulatorstudien für die

worten auf die Frage, wie die Operateure in Zu-

Bewertung wie auch für die Verbesserung der

kunft geschult werden sollen. Elektronische Vi-

HRA-Methoden verwendet werden können.

sualisierungs-Instrumente, die mit virtueller Rea-

Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erdbe-

lität arbeiten (siehe Abbildung 11), können dazu

ben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Die dies-

beitragen, die Strahlenexposition bei Arbeiten im

bezügliche internationale Erfahrung soll erfasst

Kernkraftwerk zu reduzieren.

werden.

Ausblick Die Arbeiten des Projekts liegen grösstenteils gut

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

im Zeitplan. In der neuen Dreijahresperiode ab

Die Projektziele und deren Umsetzung für das Jahr

2012 werden insbesondere organisatorische As-

2011 lassen sich wie folgt zusammenfassen:

pekte, die als Folge des Unfalls von Fukushima

EOC: Bereits im Rahmen eines Vorgängerprojekts

grösseres Gewicht erhalten, einzuarbeiten sein. Zu

wurde die sogenannte Commission Errors Search

diesen Themen werden im Jahre 2012 noch Details

and Assessment Methode (CESA) entwickelt. Im

diskutiert werden.

Berichtsjahr wurde die Methode wie geplant überarbeitet, um die Quantifizierung der EOC nachvollziehbarer zu gestalten. Mit einem vom PSI erstell-

1.4.2 Human Reliability Analysis

ten Programm kann die Quantifizierung der EOC nun computergestützt erfolgen. Dadurch wird si-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

chergestellt, dass der Anwender der CESA-Metho-

ENSI-Projektbegleiter: Gerhard Schoen

de die für die Quantifizierung benötigten Daten

Bericht der Forscher in Anhang A

(welche auf Basis der internationalen Betriebserfahrung erhoben wurden) auf strukturierte und

Einleitung

nachvollziehbare Weise selektiert. Ferner wird mit

Mit der Human Reliability Analysis (HRA) wird der

dem Programm die der EOC-Quantifizierung zu-

Einfluss menschlicher Handlungen auf Störfälle in

gehörige Unsicherheitsrechnung weitgehend au-

Kernkraftwerken untersucht. Die HRA analysiert

tomatisiert. Zur Auswahl eines weiteren Schwei-

diese Handlungen und bewertet sie unter Berück-

zer Kernkraftwerks für die Anwendung von CESA

sichtigung der entsprechenden Randbedingungen

wurden verschiedene Gespräche geführt und mit

wie zum Beispiel das für die Handlung zur Verfü-

einem Betreiber eine entsprechende Analyse ver-

gung stehende Zeitintervall, die Komplexität der

einbart. Wegen Ressourcenmangels beim PSI wur-

Handlung, die Ausbildung der Operateure und de-

den die entsprechenden Arbeiten im Berichtsjahr

ren Hilfsmittel (insbesondere Vorschriften).

noch nicht begonnen.

Das übergeordnete Ziel der Forschung im Bereich

Anwendung von Simulatorstudien: Den Schwer-

HRA ist die Reduktion der Unsicherheit bei der

punkt dieses Teilprojekts bildet zunächst eine US-

probabilistischen Bewertung von Operateurhand-

amerikanische Simulatorstudie, die dazu genutzt

lungen. Vor diesem Hintergrund bearbeitet das PSI

werden soll, verschiedene HRA-Methoden zu be-

im Rahmen dieses Forschungsprojektes folgende

werten. Im Rahmen dieser Studie wurden drei Sze-

drei Hauptthemen:

narien von (abhängig vom Szenario) jeweils drei

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

51

bis vier Schichtmannschaften im Simulator durch-

die Grundlagen zur EOC-Analyse weiter zu verbes-

gespielt. Unabhängig davon wurden die entspre-

sern, so dass eine realistischere Risikoanalyse er-

chenden Operateurhandlungen mit vier verschie-

möglicht wird.

denen Methoden von jeweils mindestens zwei

Neben der langfristig genaueren Bestimmung des

HRA-Expertenteams bewertet. Diese Arbeiten wur-

Anlagerisikos bewirkt dieses Forschungsvorha-

den im Berichtsjahr abgeschlossen und eine ers­te

ben auch eine Betrachtung der Störfallvorschriften

Auswertung vorgenommen. Es zeigte sich, dass

aus der Optik der EOC. Für Fallbeispiele werden

die Experten den Schwierigkeitsgrad und die Ver-

Störfallvorschriften von Kernkraftwerken in der

sagenswahrscheinlichkeiten mit den HRA-Metho-

Schweiz herangezogen und aus dem Blickwinkel

den richtig einordneten. Auch wurden die Schlüs-

dieser Forschung hinterfragt. Die EOC-Analyse für

selelemente der Operateurhandlungen, welche für

ein weiteres schweizerisches Kernkraftwerk wird

die Versagenswahrscheinlichkeiten bestimmend

deshalb als sehr positiv bewertet.

sind, richtig vorhergesagt. Jedoch wurde die Zu-

Die Untersuchungen zur Nutzung von Simulator-

verlässigkeit von zwei Handlungselementen mög-

studien sowie zur Wirkung von Erdbeben auf die

licherweise zu optimistisch eingeschätzt. Es ist ge­

menschliche Zuverlässigkeit zielen darauf ab, die

plant, die vorliegenden Daten vertieft zu analysie-

Unsicherheit der HRA-Methoden längerfristig zu

ren und die Ergebnisse zu veröffentlichen.

reduzieren, was im Sinne einer Verbesserung der

Wissensbasis bezüglich der Wirkungen von Erd-

Risikoanalyse sinnvoll ist.

beben auf die menschliche Zuverlässigkeit: Im

Das im HRA-Projekt erarbeitete Wissen steht dem

Berichtsjahr wurde die Datenerfassung zu vorlie-

ENSI im Rahmen seiner Aufsichtstätigkeit zur Verfü-

genden Angaben des Verhaltens der Operateure

gung. Seit 1999 liefern die PSI-Forscher Expertisen zur

nach Erdbebenereignissen fortgesetzt. Diese Infor-

Überprüfung von werkspezifischen HRA-Studien.

mationen sollen dazu dienen, die wichtigen Einflussfaktoren von Erdbeben auf die Zuverlässigkeit

Ausblick

menschlicher Handlungen zu belegen und daraus

Das Projekt hat sich aufgrund Ressourcenmangels

Empfehlungen für die Anwendung von HRA-Me-

beim PSI verzögert. Für das kommende Berichts-

thoden abzuleiten. Von Interesse sind dabei As-

jahr sollen die offenen Stellen besetzt, die Anwen-

pekte wie Arbeitsbelastung, Beeinflussung der

dung der CESA-Methode für ein weiteres Schwei-

Operateure durch nicht die nukleare Sicherheit

zer Kernkraftwerk begonnen sowie die Datenaus-

betreffende Arbeiten nach einem Erdbeben, er-

wertung bezüglich Simulatorstudien und Erdbebe-

schwerende Arbeitsbedingungen, Zusammenar-

nereignisse fortgeführt werden.

beit der Notfallorganisationen und die Kommunikation. Es zeigt sich, dass die Datenlage für eine solche Auswertung im Allgemeinen gering ist.

1.5 Systemverhalten und Störfallabläufe Dieser Bereich betrifft die in der Reaktoranlage

Ereignisse in Kernanlagen zeigen, dass uner-

und im Containment ablaufenden Prozesse, aus-

wünschte Handlungen, die den Störfallablauf ne-

gehend vom Normalbetrieb über Änderungen des

gativ beeinflussen, von grosser Bedeutung sein

Reaktorverhaltens, die bei Störfällen in kurzer Zeit

können. EOC sind risikotechnisch bislang schwer

ablaufen können, bis hin zu Kernschmelz-Unfäl-

fassbar, da theoretisch sehr viele Möglichkeiten

len. Für so genannte deterministische Sicherheits-

für unerwünschte Handlungen bestehen. Der Ein-

analysen werden Computermodelle dieser Vor-

fluss nicht oder nur unvollständig ausgeführter

gänge erstellt und mit Hilfe von Experimenten vali-

Operateurhandlungen auf den Ablauf eines Stör-

diert. Sie dienen auch als Grundlage für die quan-

falls wird schon heute erfolgreich in Risikoanalysen

titative Ermittlung des Anlagenrisikos in probabi-

modelliert. EOC werden hingegen mangels eta-

listischen Sicherheitsanalysen. Zunehmend werden

blierter Analysemethoden in den Risikomodellen

verschiedene Modelle bzw. Rechenprogramme ge-

für Kernkraftwerke bislang kaum berücksichtigt.

koppelt, um das Anlageverhalten umfassender si-

Mit der vom PSI entwickelten CESA-Methode kön-

mulieren zu können. Das gilt insbesondere für das

nen potenzielle EOC mit relevantem Einfluss auf

Zusammenspiel der physikalischen Vorgänge, wel-

die Störfallbeherrschung effizient identifiziert und

che in der Reaktoranlage einerseits und dem um-

quantifiziert werden. Das Projekt zielt darauf ab,

gebenden Containment andererseits ablaufen.

52

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

1.5.1 STARS – Safety Research in Relation to Transient Analysis for the Reactors in Switzerland

­betrieben. Die Leistungsverteilung im Reaktor konnte damit sehr gut reproduziert werden, wobei aber noch grössere Abweichungen von der kritischen Borkonzentration festgestellt wurden,

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

die noch untersucht werden. Im Rahmen des EU-

ENSI-Projektbegleiter: Torsten Krietsch, Andreas

Projekts NURISP wurde das Brennstabgitter-Pro-

Gorzel

gramm APOLLO weiterentwickelt. Benchmark-

Bericht der Forscher in Anhang A

Rechnungen für Druck- und Siedewasserreaktoren (DWR, SWR) zeigten die Eignung für Uranoxid-

Einleitung

und Mischoxid-Brennstoff. Die Validierungsbasis

Mit dem Projekt STARS wird die seit 1988 erfolg-

für SWR-Stabilitätsanalysen mit dem Rechenpro-

reiche Zusammenarbeit zwischen dem ENSI und

gramm SIMULATE-3K wurde anhand älterer KKL-

dem PSI im Bereich der Sicherheitsanalysen fortge-

Stabilitätstests erweitert. Es zeigte sich eine sehr

setzt. Die Aufgabe des STARS-Projekts ist die Pfle-

gute quantitative Beschreibung des Schwingungs-

ge und Weiterentwicklung von Methoden und Re-

verhaltens. Nur bei einem weiter in der Vergan-

chenprogrammen für die Durchführung von de-

genheit liegenden Test (Zyklus 10) gab es grössere

terministischen Sicherheitsanalysen. Diese schlies-

konservative Abweichungen, die wohl auf die zu

sen das Anlageverhalten vom Normalbetrieb bis zu

diesem Zeitpunkt deutlich anderen Brennelement-

auslegungsüberschreitenden Störfällen (bis zum

typen zurückzuführen sind.

evtl. Kernschmelzen) ein.

Systemverhalten

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Die Modellierung der schweizerischen Kernan-

Brennstoffverhalten

STARS konsequent fortgesetzt. Es wurden me-

Die Weiterentwicklung und Validierung des Brenn-

thodische Neuentwicklungen für die bestehen-

stoffprogramms FALCON für die Simulation von

den schweizerischen Reaktoren durchgeführt. Die

Kühlmittelverlust- und Reaktivitätsstörfällen wur-

Modelle wurden anhand verschiedener Methoden

de fortgesetzt. Insbesondere wurde am OECD-

validiert: mittels Nachrechnungen für Transienten

Haldenreaktor anhand der Vorausberechnungen

bestehender Anlagen, Experimenten an grosstech-

mit FALCON ein Kühlmittelverlusttest mit einem

nischen Versuchsanlagen im Rahmen von Bench-

Brennstabsegment aus dem Kernkraftwerk Leib-

mark-Programmen oder durch den Vergleich mit

stadt (KKL) durchgeführt, der die Eignung von

anderen Rechenprogrammen, deren Eignung be-

FALCON bestätigte. Für Kühlmittelverlusttests im

reits nachgewiesen war.

Rahmen des japanischen ALPS-Forschungspro-

Weitere Schwerpunkte der Entwicklung liegen im

jekts konnten die wichtigsten Parameter sehr ge-

Bereich der Kopplung von Methoden, beispiels-

nau simuliert werden. Die Teilnahme an einem Ver-

weise des Systemcodes TRACE mit Simulations-

gleichstest (Benchmark) im Rahmen der OECD/

programmen für die Fluiddynamik (Computational

NEA für die Berechnung von Reaktivitätsstörfällen

Fluid Dynamics CFD). Erste Untersuchungen mit

zeigte ebenfalls die Eignung von FALCON auf, wo-

dem FLICA-4-Code für Unterkanalanalysen und

bei auch eine Schwachstelle hinsichtlich der quan-

für Abschätzungen des Filmsiedeabstandes (De-

titativen Beschreibung der Hüllrohrdehnung er-

parture from Nucleate Boiling DNB) bei Druckwas-

kannt und behoben wurde.

serreaktoren wurden durchgeführt. Kopplungen

lagen mit dem Systemcode TRACE wurde durch

zwischen TRACE und CFX wurden validiert un-

Reaktorkern

ter Verwendung von Ergebnissen des FLORIS-Ver-

Eine Unterkanal-Analysemethode für die Bestim-

suchsstands.

mung des Abstands zum Filmsieden (Departure

Im Bereich Multiphysik und Unsicherheitsanaly-

from Nucleate Boiling, DNB) in Brennelementen

sen erfolgen vorwiegend dynamische Kopplungen

wurde weiterentwickelt. Die Nachrechnung eines

der Thermohydraulik des Reaktors und des Primär-

OECD-Benchmarks zum DNB-Verhalten zeigte

kreislaufs mit der dreidimensionalen Kinetik des

eine gute Übereinstimmung, wobei die berech-

Reaktorkerns. Die Verifikation der Kopplung zwi-

nete DNB-Leistung meist etwas kleiner ausfiel, d.

schen TRACE und S3K wurde mit der Teilnahme

h. konservativ war. Die Einführung des Brennstab­

an der Analyse des OECD/NEA-Benchmarks zum

gitter-Programms CASMO-5M wurde verstärkt­

Frischdampfleitungsbruch an Druckwasserreak-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

53

Decks (Eingabedaten) für Transienten mit Versa-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

gen der Reaktorschnellabschaltung (ATWS) entwi-

Das STARS-Projekt ist zertifiziert gemäss ISO

ckelt, bei denen eine Kopplung zwischen TRACE

9001:2008 und stellt mit seinen Methoden und

und dem 3D-Reaktorkernmodell S3K besteht. Auf

seinem hochqualifizierten Personal ein technisches

der Basis dieser Kopplung hat STARS die Berech-

Zentrum für die Durchführung von Sicherheitsana-

nung des auslegungsüberschreitenden Störfalls

lysen für Leichtwasserreaktoren dar. Es unterstützt

«Schliessen aller Frischdampf-Isolationsventile un-

das ENSI bei seinen sicherheitstechnischen Bewer-

ter ATWS-Bedingungen hinsichtlich des Einflusses

tungen, z. B. hinsichtlich Anlageänderungen oder

von Brennelementen mit teillangen Brennstäben

Vorkommnissen. Die dazu notwendigen Arbeiten

sowie des Speisewasser-Runbacks» durchgeführt

sind die Durchführung von Forschungstätigkeiten

und weiterentwickelt.

zur Weiterentwicklung der eingesetzten Analyse-

TRACE ist ein dem Stand von Wissenschaft und

methoden und die Durchführung von unabhän-

Technik entsprechendes Programm für die Simu-

gigen Sicherheitsanalysen und anderen Analysen

lation des Systemverhaltens von Leichtwasserre-

auf Anforderung des ENSI aus seiner Aufsichtstä-

aktoren. Die gemeinsame Nutzung des System-

tigkeit heraus (On-Call). Dank der Kapazität der

codes TRACE durch das PSI (STARS) und das ENSI

Projektgruppe STARS können stationäre und insta-

auf der Basis des CAMP-Vertrages mit der amerika-

tionäre neutronenphysikalische und thermohyd­

nischen Aufsichtsbehörde U.S.NRC befähigt auch

raulische Berechnungen für Systeme,

das ENSI, eigene Transientenanalysen durchzufüh-

kerne und andere Konfigurationen wie Lager oder

ren. Dies ist ein wichtiger Beitrag für die Entwick-

Behälter durchgeführt werden. Damit kann das

lung und Nutzung deterministischer Analyseme-

ENSI im Rahmen seiner Aufsicht über die schwei-

thoden am ENSI. Die vom PSI durchgeführten Ent-

zerischen Kernkraftwerke sowohl die Einhaltung

wicklungen und Validierungen sind unabhängig

des gestaffelten Sicherheitskonzepts als auch die

von den eigenen, sehr praxisorientierten Entwick-

Wirksamkeit (Integrität) der hintereinander gestaf-

lungen des ENSI und bilden eine Basis für die wei-

felten Barrieren bei Störfällen fundiert beurteilen.

toren weiter verfolgt. Ferner wurden KKL-Input-

Reaktor-

tere Zusammenarbeit im Bereich der Sicherheits­ analysen. STARS bietet darüber hinaus im Bereich

Ausblick

Transientenanalysen Unterstützung und schult die

Es bleibt das Ziel, angemessene und dem Stand

Fachspezialisten des ENSI zur Weiterentwicklung

von Wissenschaft und Technik entsprechende Me-

der Input-Decks und bei der Arbeit mit TRACE, bei-

thoden bereitzustellen, um anspruchsvolle For-

spielsweise zur Einbindung der Punktkinetik in die

schungsaufgaben zum weiteren sicheren Betrieb

Input-Decks.

der Kernkraftwerke in der Schweiz bearbeiten zu können. Dazu sind weitere Qualifizierungen und

Sicherheitsanalysen

Validierungen der Methoden durch Teilnahme an

Ein wesentliches Ziel des Projekts ist die Durch-

internationalen Forschungsprogrammen und die

führung von Sicherheitsanalysen zu Fragestel-

Mitarbeit in internationalen Expertengruppen un-

lungen aus der regulatorischen Tätigkeit, für die

erlässlich. Darauf aufbauend soll das ENSI weiter-

das ENSI einen detaillierten und unabhängigen

hin beim Aufbau eigener Kompetenzen im Bereich

Analysebedarf sieht. Im Berichtszeitraum wurden

deterministische Sicherheitsanalysen unterstützt

durch STARS fünf Sicherheitsanalysen bearbeitet.

werden.

Zwei befassten sich mit Kühlmittelverlust-Störfäl-

Die Bearbeitung von On-Calls des ENSI soll mit der

len im Reaktor und im Brennelement-Lagerbecken

erreichten Qualität und Quantität fortgesetzt wer-

und wurden wegen des Ereignisses in Fukushima

den. Für das Jahr 2012 soll die Aktualisierung der

durchgeführt. Die anderen Themen waren die Flu-

Kernfolgerechnungen für alle schweizerischen An-

enzberechnung an Steuerstabspitzen, die Zyklus-

lagen weitergeführt werden. Im Bereich Transien-

vorausberechnung für eine Anlage im Rahmen des

tenanalysen ist beispielsweise das Input-Deck für

Brennelementwechsels und die Bewertung eines

das KKL an die im Rahmen des Projektes YUMOD

zur Freigabe beantragten neuen Brennstabausle-

geplanten Anlageänderungen anzupassen und zu

gungs-Programms.

verifizieren, damit neue unabhängige Begutachtungen von Störfallanalysen des Betreibers für das ENSI qualitätsgesichert durchgeführt werden können.

54

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

1.5.2 PASSPORT – Methodik für ­ die Analyse der Wirksamkeit von Sicherheitssystemen mit gekoppelten System- und Containmentprozessen

geführt und veröffentlicht. Weiterhin wurde mit der Recherche geeigneter Experimente als Datenbasis für die Modellentwicklung begonnen. Dabei wurden Experimente am PSI wie auch extern veröffentlichte Daten einbezogen. Als Ausgangspunkt für die Entwicklung der Modelle in TRACE

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

und GOTHIC wurde das am PSI durchgeführte Ex-

ENSI-Projektbegleiter: Thomas Wintterle

periment PANDA ISP-42 ausgewählt. Bei PANDA

Bericht der Forscher in Anhang A

handelt es sich um eine Grossversuchsanlage zur Untersuchung des Containmentverhaltens. Eben-

Einleitung

falls wurde mit der Kopplung der beiden Rechen-

Das ursprüngliche Ziel des Projekts PASSPORT war,

codes TRACE und GOTHIC begonnen, und die ers­

das Verhalten und die Wirksamkeit von passiven

ten Ergebnisse wurden anhand der PANDA-Experi-

Sicherheitssystemen neuer KKW-Typen der dritten

mente überprüft.

Generation (z.B. AP1000) zu untersuchen. Passive onieren allein auf der Grundlage einfacher physi-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

kalischer Gesetzmässigkeiten wie der Schwerkraft.

Das Projekt liefert einen Beitrag zur Bewertung von

Daher gelten sie als zuverlässiger im Vergleich zu

Vorgängen im Containment beispielsweise wäh-

aktiv betriebenen Komponenten wie beispielswei-

rend eines Störfalls mit Verlust von Kühlmittel. Vor-

se Pumpen. Die Besonderheit gegenüber den ak-

gelagert ist die Entwicklung einer engen Kopplung

tiven Sicherheitssystemen zur Beherrschung von

zwischen dem Systemcode TRACE und dem Con-

Auslegungsstörfällen besteht in einer wesentlich

tainmentcode GOTHIC. Beide Rechenprogramme

stärkeren Kopplung der Vorgänge im Primärkreis-

entsprechen dem Stand der Technik, womit das

lauf mit Prozessen im Sicherheitsbehälter (Con-

ENSI wie auch das PSI eigene Kompetenz aufbau-

tainment). Die thermohydraulischen Abläufe im

en können, um verbesserte sicherheitstechnische

Primärkreislauf können gut mit eindimensionalen

Bewertungen von Störfällen vornehmen zu kön-

Rechenprogrammen (sogenannten Systemcodes)

nen.

Systeme benötigen keine Hilfsenergie, sie funkti-

berechnet werden; hingegen werden die dreidimensionalen Vorgänge im Containment mit ein-

Ausblick

dimensionalen Rechenprogrammen nur unzu-

Die Kopplung zwischen dem Systemcode TRACE

reichend wiedergegeben. Dafür liefern die dem

und dem Containmentcode GOTHIC soll weiter-

Stand der Technik entsprechenden 3D-Rechenpro-

entwickelt und anhand von Daten, wie sie die PAN-

gramme gute Ergebnisse, diese sind aber wiede-

DA-Experimente geliefert haben, validiert werden.

rum nicht geeignet für die Berechnung der Vor-

Ebenfalls wird die Literaturrecherche laufend fort-

gänge im Primärkreislauf.

geführt, so dass die Datenbasis für die Modellent-

Aufgrund der sistierten Neubauprojekte wurde

wicklung erweitert wird.

beschlossen, die Anwendungsbasis so auszurichten, dass das Projekt den Fokus auf Containmentvorgängen bestehender Reaktoren hat. Dies beinhaltet die Entwicklung einer Methodik zur engen Kopplung der Thermohydraulik-Codes des Reaktors und des Containments.

1.5.3 LINX – Dynamik dünner Flüssigkeitsfilme in einer Umgebung mit Kondensation und Wiederverdampfung

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

Am Anfang des Jahres 2011 wurde die Einstellung

Bericht der Forscher in Anhang A

ENSI-Projektbegleiter: Werner Barten

zweier wissenschaftlicher Mitarbeiter (Post Docs) erfolgreich abgeschlossen, so dass das Projekt ge-

Einleitung

startet werden konnte. Im Berichtszeitraum wur-

Am Labor für Thermohydraulik des Paul Scher-

de wie geplant eine Literaturstudie über passive Si-

rer Instituts werden Experimente zur Thermohyd­

cherheitssysteme und Kopplungstechniken für die

raulik des Sicherheitsbehälters (Containment)

beiden Rechencodes TRACE und GOTHIC durch-

mit hoher Genauigkeit und Auflösung durchge-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

55

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Abbildung 12: Erläuterung der ver­ schiedenen optischen Messungen. Dargestellt ist ein PSI-Mitarbeiter, der eine Tasse heissen Wassers trinkt, wobei die obere Darstellung der gewohnten Sicht entspricht. Das mittlere Bild wurde im nahen Infrarotbereich (NIR) im optimalen Wellen­ längenbereich für die Messung der Dicke des Flüssigkeitsfilms und mit Beleuchtung durch eine Halogenlampe aufgenommen. Ent­ sprechend der Absorp­ tionseigenschaften des Wassers sieht die Tasse hier tiefschwarz aus, wie Kaffee. Das untere Bild ist die Darstellung im mittleren Infrarotbe­ reich (mid-wave infrared MWIR), wie es für die Temperaturmessung verwendet wird. Die heisse Tasse und das mit Dampf aus der Tasse beschlagene rechte Glas der Brille sind entspre­ chend besonders hell.

Wie geplant hat ein Doktorand Anfang 2011 seine Tätigkeit aufgenommen, die im ersten Jahr hauptsächlich auf dem experimentellen Teil lag, und sich in das Projekt einschliesslich der LINX-Anlage eingearbeitet. Diese Phase beinhaltete eine kritische Literaturstudie über die Dynamik von Flüssigkeitsfilmen (speziell für den Parameterbereich und die Bedingungen mit Kondensation und Wiederverdampfung), die Evaluation verschiedener instrumenteller Techniken für die Bestimmung der Dicke und Temperatur von Flüssigkeitsfilmen, die Anschaffung und Tests der entsprechend benötigten neuen Messinstrumente sowie die Auslegung und Entwicklung von Komponenten und Hilfsapparaturen für die geplanten Experimente am PSI. Erste Messungen zeigen, dass die Flüssigkeitsschicht sehr heterogen ist. Es bilden sich verändernde Tröpfchen und Tropfen verschiedener Grösse, die sich zu Rinnsalen (Rivulets) vereinigen. Die Dynamik des Flüssigkeitsfilms hängt sehr von den lokalen Eigenschaften der Platte ab, wobei es insbesondere wegen der Benetzungseigenschaften grosse Unterschiede zwischen reinem Metall und lackierten Oberflächen gibt. Deshalb werden, wie für die Temperatur, auch für die Messung der Dicke der Flüssigkeitsschicht optische Methoden, vornehmlich im nahen Infrarotbereich (Near InfraRed NIR) verwendet. Die optischen Methoden greifen weniger in den Versuch ein und sind daher geeigneter als die zunächst vorgesehene Methode mit einem aufgeklebten Maschensensor. In Abbildung 12 sind die Unterschiede der drei verwendeten optischen Messmethoden an einem Testbeispiel aufgezeigt. Für die gleichzeitige Anwendung der entsprechenden Kameras und weiterer Messtechniken wird derzeit das experimentelle SCAführt und mit Rechenprogrammen simuliert. Ne-

RAB-Modul entworfen, in dem hochpräzise Rand-

ben dem ENSI fördert das französische Institut de

bedingungen, z. B. für Oberfläche und Temperatur

Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) die-

der vertikalen Platte sowie den Massenstrom des

se Arbeiten. In dem damit zusammenhängenden

Flüssigkeitsfilms, vorgegeben werden können. Für

Doktorandenprogramm wird das dynamische Ver-

Versuche bei Atmosphärendruck genügt das Mo-

halten von dünnen Flüssigkeitsfilmen auf einer

dul selbst. Für Experimente mit erhöhtem Druck

beheizten vertikalen Oberfläche in einer Wasser-

soll es in den LINX-Behälter eingebaut werden, der

dampfatmosphäre untersucht. Darüber hinaus

auf 10 bar ausgelegt ist.

werden die Auswirkungen des sich räumlich und fizienz des Wärmeübergangs betrachtet. Aus den

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

gemessenen Daten soll ein verbessertes physika-

Während Störfällen in einem Leichtwasserreaktor

lisches Modell für Simulationsprogramme des Si-

können auf den Oberflächen des Containments

cherheitsbehälters (Containment-Codes) wie AS-

Wasserfilme kondensieren, sich bewegen und an-

TEC oder GOTHIC entwickelt werden.

schliessend wieder verdampfen. Diese physika-

zeitlich verändernden Flüssigkeitsfilms auf die Ef-

56

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

lischen Phänomene sind relevant für die Sicher-

stattfinden, direkt gefolgt von einer Reihe von

heit der Anlage. Sie beeinflussen unter anderem

­Experimenten zur Flüssigkeitsfilm-­Dynamik in ­einer

den Druck und die Temperatur im Containment

Umgebung mit Kondensation und Wiederver-

sowie die Verteilung und den Transport der Gase

dampfung. Die ersten Experimentreihen werden

(Luft, Dampf, Wasserstoff) und der Radioisotope

zunächst mit Atmosphärendruck durchgeführt.

innerhalb der verschiedenen Abschnitte im Containment. Diese Faktoren sind entscheidend für die Beurteilung der Integrität des Containments und eine allfällige Freisetzung von radioaktiven Stoffen (Quellterm).

1.5.4 MELCOR – Methods for Estimation of Leakages and Consequences of Releases

Derzeit sind die mit der Wärme- und Massenbilanz zusammenhängenden Prozesse in einem sich be-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

wegenden Flüssigkeitsfilm auf einer Oberfläche in

ENSI-Projektbegleiter: Peter Zinniker

den meisten Rechencodes für Leichtwasserreak-

Bericht der Forscher in Anhang A

toren nur unzureichend abgebildet. Dies betrifft neben den Codes, die effektive Parameter und

Einleitung

Korrelationen verwenden, auch aktuelle Simulati-

Das Rechenprogramm MELCOR dient der Simula-

onsprogramme für die Fluiddynamik (Computati-

tion von schweren Unfällen in Leichtwasserreak-

onal Fluid Dynamics CFD) und deren Behandlung

toren. Es bildet Unfallverläufe vom auslösenden

der Filmdynamik.

Ereignis bis zur Freisetzung radioaktiver Substan-

Das Hauptziel dieses Projekts ist ein verbessertes

zen in die Umgebung ab. Das Programm wurde

Verständnis der raum-zeitlichen Dynamik eines

von den Sandia National Laboratories (SNL) für die

Flüssigkeitsfilmes, das heisst der Kondensati-

amerikanische Aufsichtsbehörde USNRC entwi-

on, Bewegung und Wiederverdampfung, an be-

ckelt und wird laufend den aktuellen Erkenntnis-

heizten vertikalen Oberflächen. Mit den hochprä-

sen der Unfallforschung angepasst. In der Schweiz

zisen Experimenten am PSI soll ein physikalisches

wird MELCOR vom ENSI und von einigen Betrei-

Modell entwickelt werden, um es in Rechenpro-

bern der Schweizer Kernkraftwerke benutzt.

grammen für Sicherheitsanalysen von Leichtwas-

Ein bedeutendes Phänomen bei schweren Unfällen

serreaktoren, zum Beispiel für die Berechnung der

ist die Oxidation der Brennstoff-Hüllrohre bei Luft-

Containment-Thermohydraulik, einsetzen zu kön-

zufuhr, wenn die Brennstäbe bei ungenügender

nen.

Kühlung abgedeckt werden. Sauerstoffeinbruch

Der fortgeschrittene ASTEC-Code soll dann in Zu-

kann die Zerstörung des Kerns beschleunigen und

sammenarbeit mit der französischen IRSN vom

die Freisetzung von Spaltprodukten erhöhen. Die

Doktoranden als Referenz-Code zum Testen und

Hüllrohre bestehen aus Zirkoniumlegierungen und

Validieren der neuen Modelle verwendet werden.

werden ständig weiterentwickelt. Mit MELCOR soll

Die Projektzusammenarbeit trägt zur internationa-

der Aufheiz- und Oxidationsprozess realistisch be-

len Vernetzung des PSI und des ENSI bei. Parallel

rechnet werden können, wobei die neusten Ent-

zum ASTEC-Code wird der GOTHIC-Code am PSI

wicklungen berücksichtigt werden.

verwendet werden.

Die bestehenden Luft-Oxidationsmodelle bilden die relevanten physikalischen Prozesse nicht voll-

Ausblick

ständig ab, und daher ist nicht unter allen Umstän-

Die herausfordernden Aufgabenstellungen des

den gewährleistet, dass die Ergebnisse konserva-

ers­ten Projektjahres wurden einschliesslich der ge-

tiv sind. Typischerweise erfolgt die Oxidation un-

planten Testmessungen erfüllt. Die Einarbeitung

ter sauerstoffreichen Bedingungen anfänglich sehr

des Doktoranden in das Modul des ASTEC Codes

schnell (parabolische Kurve) und geht mit dem An-

für die Behandlung von Kondensationsphäno-

wachsen der schützenden Oxidschicht nach eini-

menen im Containment ist für das Jahr 2012 vor-

gen Minuten in einen linearen Verlauf über. Durch

gesehen, mit Unterstützung durch die französische

Reaktionen der Oxidschicht mit Stickstoff können

IRSN. Im Jahr 2012 soll auch das voranschreitende

Teile der Oxidschicht jedoch abbrechen, womit sich

Design des experimentellen SCARAB-Moduls fer-

an diesen Stellen die Oxidationsreaktion wieder

tiggestellt werden. Die Konstruktion dieses ­Moduls

beschleunigt und ein quasi-zyklischer Verlauf von

einschliesslich der Montage der relevanten Instru-

Wachstum und Abbrechen der Oxidschicht entste-

mentierung soll ebenfalls noch im selben Jahr

hen kann. Das PSI entwickelte auf der Grundlage

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

57

von Experimenten des Forschungszentrums Karls-

Sicherheitsanalysen (PSA) und dient der Optimie-

ruhe FZK (heute Karlsruher Institut für Technolo-

rung von Accident Management Massnahmen.

gie KIT) ein Modell, welches diesen Oxidationsver-

Die Richtlinie ENSI-A05 (PSA: Umfang und Quali-

lauf des gängigen Hüllrohrmaterials Zircaloy-4 bes-

tät) nennt MELCOR als einen der Rechencodes, die

ser beschreibt. Mit diesem Projekt wird das Mo-

dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Tech-

dell weiterentwickelt, nochmals anhand von Da-

nik entsprechen.

ten aus Experimenten verifiziert und in MELCOR

Das Projekt dient zudem der Erhaltung von Fach-

implementiert. Das PSI ist im Rahmen der MEL-

wissen in der Schweiz. Das PSI verfolgt und be-

COR-Weiterentwicklung auch an entsprechenden

einflusst die Entwicklung von MELCOR und von

Versuchsprogrammen am KIT und des OECD NEA

anderen Rechenprogrammen für schwere Unfäl-

Sandia Fuel Projects der SNL (Projekt SFP) beteiligt.

le und gibt sein Wissen den Schweizer Benutzern weiter.

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Ausblick

Weiterentwicklung des Oxidationsmodells

Mehrere Experimente zeigen beim Oxidationspro-

Das Modell wurde im Berichtsjahr anhand von

zess für verschiedene Hüllrohrmaterialien grössere

Daten aus verschiedenen internationalen Experi-

Unterschiede, insbesondere im unteren Tempera-

menten weiter verifiziert und angepasst. Der neue

turbereich. Die Modellerweiterungen im Rahmen

Programm-Code wurde erfolgreich für Analysen

dieses Projekts werden helfen, Unfallsituationen

von Testergebnissen benutzt. Die Russian Acade-

mit Lufteinbruch in Brennelemente-Lagerbecken

my of Science (RAS) hat das neue Modell des PSI in

besser zu simulieren. Das Oxidationsmodell soll bis

MELCOR 1.8.6 implementiert. Ein Teilprozess die-

2012 in MELCOR integriert und validiert sein und

ser MELCOR-Implementierung wurde bereits vali-

damit das Programm MELCOR als eine Grundlage

diert, die vollständige Validierung anhand von wei-

für die PSA weiter verbessern.

teren experimentellen Daten wird fortgesetzt.

Aus verschiedenen Experimenten ist ein Einfluss von Stickstoff auf den Oxidationsprozess erkenn-

Beteiligung am Projekt SFP

bar. Das Abbrechen der Oxidschicht scheint emp-

Im Rahmen des Projekts SFP werden zwei Experi-

findlich auf Zirkonium-Nitrid (ZrN) zu reagieren.

mente mit originalgetreuen Nachbildungen von

Die Bildung von ZrN erfolgt unter Ausschluss von

Brennelementen für Druckwasserreaktoren durch-

Sauerstoff und ist besonders ausgeprägt bei vor­

geführt. Diese dienen der Validierung von MEL-

oxidierten Hüllrohren. Die Berücksichtigung dieses

COR und anderen Programmen zur Berechnung

Effekts könnte eine sinnvolle Erweiterung des Mo-

von schweren Reaktorunfällen. Das erste Experi-

dells sein.

ment mit einem einzelnen Brennelement wurde im März 2011 durchgeführt und simulierte den Antrockener Luft bis zum Brand durch die oxidations-

1.5.5 ARTIST II – Aerosol Trapping in the Steam Generator

bedingte Zündung. Der beobachtete Temperatur-

Auftragnehmer: Internationales Forschungskon-

und Oxidationsprozess zeigte gute Übereinstim-

sortium unter der Leitung des Paul Scherrer Insti-

mung mit den Werten, die mit dem MELCOR-Mo-

tuts PSI

dell berechnet wurden.

ENSI-Projektbegleiter: Thomas Schange

stieg der Temperatur bei natürlicher Konvektion an

Bericht der Forscher in Anhang A

Einleitung

Die Oxidation von Hüllrohren bei Luftzufuhr kann

Im Projekt ARTIST-II (2008-2011) wurden die For-

bei Unfällen mit Kernbeschädigung je nach Szena-

schungsarbeiten des Vorgängerprojekts ARTIST-I

rio Brennelemente im Reaktorbehälter, im Brenn-

(2002-2007) fortgesetzt. Untersucht wurden be-

stoff-Lagerbecken oder im Transportbehälter be-

stimmte Unfallsequenzen bei Druckwasserreak-

treffen. Die Weiterentwicklung des MELCOR-Pro-

toren, die verbunden sind mit Kernschmelzen und

gramms und dessen Anpassung an neue Erkennt-

einem Bypass des Containments (d.h. Freisetzung

nisse aus der Unfallforschung zur Simulation sol-

von Stoffen unter Umgehung der Barrieren) beim

cher Vorgänge verbessert die Risikoabschätzung

Bruch eines oder mehrerer Dampferzeuger-Heiz-

schwerer Unfälle im Rahmen von Probabilistischen

rohre und fehlerhafter Isolation des Dampferzeu-

58

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

gers. Solche Unfallsequenzen haben eine ausser-

maulförmiger und ringförmiger Bruch mit ver-

ordentlich geringe Eintretenshäufigkeit. Da bei

schiedenen Öffnungsquerschnitten) auf das

diesem Unfalltyp jedoch radioaktive Stoffe direkt

Strömungsverhalten in der unmittelbaren Umge-

an die Umwelt abgegeben werden können, sind

bung des Rohrbruches untersucht. Diese Mes-

sie für Risikobetrachtungen von Kernkraftwerken

sungen wurden mit Hilfe optischer Messverfah-

trotzdem von grosser Bedeutung. Deshalb ist es

ren durchgeführt und erfolgreich abgeschlossen.

wichtig zu wissen, welcher Anteil der bei einem

Simulationsrechnungen

solchen Unfall freigesetzten Spaltprodukte in Form

wurden mit strömungsmechanischen Rechen-

von Wassertropfen und in Form von Aerosolen

programmen (Computational Fluid Dynamics

(feinste Partikel im Mikrometer-Bereich) auf der

CFD) durchgeführt und mit den Messergebnis-

Primär- und Sekundärseite eines Dampferzeugers

sen ver­glichen.

des Strömungsfeldes

zurückgehalten werden. tungsprozesse zu identifizieren und zu quantifizie-

Rückhaltung von Tropfen im Dampftrockner (Phase VI)

ren. Die gewonnene Datenbasis soll anschliessend

Das Tropfenverhalten mit den darin enthaltenen

in die Risikobetrachtungen von Unfallsequenzen

Spaltprodukten wird in dieser Phase untersucht.

mit Bruch von Dampferzeuger-Heizrohren integ­

Die Bruchstelle des Heizrohres befindet sich am

riert werden.

oberen Ende des Dampferzeuger-Rohrbündels, so

Das Forschungsprojekt wurde in einem internatio-

dass feinste primäre Flüssigkeitstropfen erzeugt

nalen Konsortium durchgeführt, an dem sich ins-

und durch die Tropfenabscheider und den Dampf-

gesamt 12 Organisationen aus den USA, Japan,

trockner transportiert werden. Zur gezielten Cha-

den Niederlanden, Finnland und der Schweiz be-

rakterisierung des Tropfenverhaltens im Dampf­

teiligten. Die Leitung erfolgte durch das PSI.

trockner werden Versuche zur Tropfenrückhaltung

Das Ziel des ARTIST-Projekts ist es, diese Rückhal-

in einer speziell dafür konzipierten Teststrecke

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

durchgeführt. In einer sehr umfangreichen Mess-

In ARTIST-II wurden verschiedene Einzelaspekte

ren Rückhaltung für verschiedene primäre Trop-

des Aerosol- und Tropfentransports und deren

fengrössen bei unterschiedlichen Durchflussraten

Abscheidungsverhaltens untersucht, die im Laufe

des Trägergases ermittelt werden (siehe Abbil-

von ARTIST-I zusätzliche Bedeutung erlangt hat-

dung 13). Hiermit liegt nun eine Datenbasis vor,

ten. Das Projekt war nach räumlichen Gesichts-

mit der die Rückhaltung für unterschiedliche Par-

punkten der untersuchten Effekte im Dampfer-

tikelgrössenklassen durch entsprechende Modelle

zeuger in verschiedene Teile, die sogenannten

beschrieben werden kann.

Projektphasen, gegliedert. In jeder Projektpha-

Im Berichtsjahr wurden vier grundlegende expe-

se wurden bestimmte lokale Aspekte untersucht.

rimentelle und analytische Arbeiten in Form von

kampagne konnte das Tropfenverhalten und de-

Im letzten Projektjahr konzentrierten sich die ex-

Abbildung 13: Tropfenrückhaltung als Funktion der Stokes-Zahl der Trop­ fen (kennzeichnet den Tropfendurchmesser) für verschiedene Durch­ flussraten des Träger­ gases. Quelle: PSI

perimentellen und analytischen Arbeiten im Wepunkte der Projektziele und deren Umsetzung für das Jahr 2011 lassen sich wie folgt charakterisieren:

Aerosol-Rückhaltung im Nahbereich des Heizrohrbruches (Phase II) Im Nahbereich des Heizrohrbruches können ­­sehr hohe Gasgeschwindigkeiten auftreten, die die Rückhaltung von Aerosolen entscheidend beeinflussen können. Zur Entwicklung von Modellen, die das Aerosolverhalten unter diesen Bedin-

100

prozentuale Rückhaltung, %

sentlichen auf zwei Projektphasen. Die Schwer-

90 80 70 60 50 40

20

gungen beschreiben, ist die Kenntnis des drei­

10

dimensionalen Geschwindigkeitsfeldes notwen-

0

dig. In zahlreichen Tests wurde der Einfluss des

Durchflussrate Trägergas 50 kg/h 100 kg/h 200 kg/h 600 kg/h 800 kg/h

30

Stk, 1

Gasdurchsatzes und der Bruchgeometrie (fisch-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

59

Doktorarbeiten durchgeführt. Hierbei erfolgten einerseits Untersuchungen zum Verständnis des physikalischen Verhaltens des Partikel- und Aero-

1.5.6 MSWI – Melt-Structure-Water-Interactions during Severe Accidents in LWR

soltransports in einem durch einen Temperaturgradienten erzeugten Strömungsfeld. Andererseits

Auftragnehmer: Königlich-Technische Hochschule

wurden Studien zum Auseinanderbrechen von Ae-

(KTH), Stockholm

rosolpartikeln bei der Impaktion auf Oberflächen

ENSI-Projektbegleiter: Rainer Hausherr

für verschiedene Aerosolmaterialien, Morpholo-

Bericht der Forscher in Anhang A

gien und Partikelgeschwindigkeiten durchgeführt. Des Weiteren werden Experimente zum Blasenver-

Einleitung

halten in einer Rohrbündelgeometrie mit verschie-

Das Programm MSWI wird von der schwedischen

denen Bruchgeometrien, Gasdurchflussraten und

Königlich-Technischen

Wasserüberdeckungen vorgenommen.

Stockholm durchgeführt. Neben dem ENSI för-

Die geplanten Experimente der Projektphasen

dern als weitere Partner die schwedische Sicher-

wurden in den verschiedenen ARTIST-Testeinrich-

heitsbehörde (SSM), schwedische Kraftwerksbe-

tungen durchgeführt und die Ergebnisse doku-

treiber, das Nordic Nuclear Safety Research Pro-

mentiert. Die wesentlichen Ergebnisse des gesam-

gram (NKS) sowie die EU (SARNET-Programm)

ten Projekts wurden in einem Abschlussbericht zu-

die Projektarbeiten. Seit dem Beginn seiner Teil-

sammengefasst.

nahme am Programm (1996) kann das ENSI di-

Hochschule

(KTH)

in

rekt auf alle erarbeiteten Resultate zugreifen und

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

hat die Möglichkeit, die Forschungsziele mitzubestimmen.

Durch das Projekt können die komplexen Phänogungen besser verstanden werden. Diese Erkennt-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

nisse können zudem in PSA-Studien integriert wer-

Seit 2006 liegt der Schwerpunkt der Forschungs-

den. Möglicherweise können auch Empfehlungen

arbeiten bei der Untersuchung von Phänomenen,

für die Massnahmen zur Unfallbeherrschung (Acci-

welche bei einem schweren Unfall in einem Sie-

dent Management) in den Kernkraftwerken abge-

dewasserreaktor (SWR) auftreten könnten. Bei

leitet werden. Ferner kann das vertiefte Verständ-

schweren Unfällen kann der Reaktorkern wegen

nis dieser Störfallabläufe zu einer realistischeren

fehlender Kühlung schmelzen. Gelingt es im Zuge

Quellterm- und somit Dosisprognose beitragen

der Unfallbeherrschung nicht, die Kernschmelze

und so helfen, die effektiv notwendigen Notfall-

zu kühlen, kann der umgebende Reaktordruckbe-

schutzmassnahmen vorzubereiten.

hälter (RDB) versagen und die Kernschmelze aus-

mene des Aerosoltransports unter Störfallbedin-

treten.

Ausblick

Die MSWI-Projektarbeiten lassen sich in folgende

Das ARTIST-II-Projekt endete am 31.12.2011. Es

vier Bereiche einteilen:

ist geplant, das ARTIST-Projekt im Rahmen einer

❚ Kühlbarkeit einer Kernschmelze im RDB und Un-

internationalen Kooperation zum Informationsaustausch in den Jahren 2012–2014 fortzusetzen («ARTIST-Ex»). Ziele des Extensionsprojekts sind eine Konsolidierung des Verständnisses zur Behandlung des Quellterms bei derartigen Unfallse-

fallbeherrschungsstrategien (INCOSAM) ❚ Formation von Schmelzpartikelschüttungen in-

nerhalb und ausserhalb des RDB (DEFOR) ❚ Kühlbarkeit einer Schmelzpartikelschüttung in-

nerhalb und ausserhalb des RDB (POMECO)

quenzen, die Weiterentwicklung von Modellen zur

❚ Risikobeurteilung von Dampfexplosionen (SERA)

Implementierung in Rechencodes, die Anwendung

Das übergeordnete Projektziel besteht darin, das

des gewonnenen Datenmaterials und Modellie-

Verständnis der bei einem schweren Unfall ablau-

rungen für Analysen von Unfallsequenzen in Kern-

fenden Prozesse zu verbessern. Dafür werden Ex-

kraftwerken. Da der regulatorische Nutzen des ge-

perimente durchgeführt, Methoden und Modelle

planten Folgeprojekts vom ENSI als nicht ausrei-

erforscht und Computercodes entwickelt. Durch

chend beurteilt wird, verzichtet das ENSI auf eine

diese Arbeiten sollen unter anderem die Unsicher-

weitere Beteiligung.

heiten bei der Quantifizierung der Risiken eines schweren Unfalles reduziert werden. Die wichtigsten Arbeiten im Jahre 2011 waren:

60

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

INCOSAM (In-vessel Coolability and Severe Accident Management):

Schüttbett durch die Nachwärme erzeugte Ener-

Für einen Siedewasserreaktor (Nordic BWR) wur-

zu einer Austrocknung des Schüttbettes führt. Die­

de unter anderem untersucht, ob nach einer Kern-

se Kühlbarkeitsgrenze wird als Dryout Heat Flux

schmelze die Führungsrohre der Instrumentierung

(DHF) bezeichnet. Zur Validierung des Codes wur-

(Instrumentation Guide Tube, IGT) im Bereich der

den die ermittelten Daten aus den POMECO-HT-

Durchflussbegrenzer verklemmen. Dies würde das

Experimenten verwendet. Die in diesen Experi-

Herausfallen dieser Führungsrohre aus der Boden-

menten gemessenen DHFs liessen sich durch den

kalotte des RDB nach dem Aufschmelzen der IGT-

Code mit guter Genauigkeit (Differenzen kleiner

Schweissnähte verhindern. Für die Analyse wur-

5%) vorhersagen. Die Forschungsresultate zeigen,

den der maximale Schmelzepool (1.9 m) sowie ein

dass der DHF stark von der Schüttbettform abhän-

möglichst mittig positioniertes Führungsrohr ge-

gig ist.

giedichte (in kW pro Kubikmeter Schüttbett) nicht

wählt. Die durchgeführte Analyse zeigt, dass das Führungsrohr nicht verklemmt und somit der Re-

SERA (Steam Explosion Risk Assessment):

aktordruckbehälter zuerst im Bereich der IGT ver-

Mittels sogenannter Einzeltropfen-Experimenten

sagt. Bei anderen Mächtigkeiten des Schmelze-

wird das Phänomen Dampfexplosion erforscht. Da-

pools und anderen IGT-Positionen könnten die Re-

bei werden Tropfen eines flüssigen Kernsimulati-

sultate unterschiedlich sein, was weiter zu unter-

onsmaterials in eine Wasservorlage fallen gelassen

suchen sein wird.

und die Reaktionen analysiert. Es wurden weitere Experimente mit geringer Überhitzung (100 °C

DEFOR (Debris Formation):

über dem Schmelzpunkt) durchgeführt. Dabei be-

Wenn die Kernschmelze als Strahl aus dem RDB

stätigte sich die Vermutung, dass die Material­

austritt und auf eine Wasservorlage trifft, so wird

effekte (z.B. Mechanismen wie «mushy-phase»)

der Strahl mit zunehmender Eintrittstiefe in die

erst in diesem Überhitzungsbereich eine wesent-

Wasservorlage immer weiter aufgetrennt, bis

liche Rolle spielen. Die Unterschiede zwischen eu-

schliesslich nur noch Tropfen vorhanden sind. Dies

tektischen und nicht-eutektischen Mischungen bei

wird als «Jet-Breakup» bezeichnet und die dazu

der Erstarrung wurden mittels Analyse der durch

benötigte Wassertiefe als «Jet-Breakup Length».

die Dampfexplosionen erzeugten Feinpartikel wei-

Die Analysen zeigen, dass wenn die Wasservorlage

ter erforscht. Mit einem CFD-Rechenprogramm

mehr als 2 Meter tiefer als die Jet-Breakup Length

(Computational Fluid Dynamics) wurde die Defor-

ist, keine signifikante Agglomeration von Schmelz-

mation der Schmelztropfen simuliert. Die vorläu-

partikeln zu erwarten ist. Diese Agglomeration ist

figen Resultate zeigen unter anderem die Bedeu-

unerwünscht, da das Schüttbett dann schlech-

tung der Eigenschaften der Schmelze auf die Vor-

ter kühlbar ist. Der Einfluss der Überhitzung der

konditionierung (Bedingungen für eine nachfol-

Schmelze auf die Streuung der Resultate ist deut-

gende Dampfexplosion).

lich geringer als der der Jet-Breakup Length. In der die Mächtigkeit der Wasservorlage, welche erfor-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

derlich ist, um eine unerwünschte Agglomerati-

Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom-

on von Schmelzpartikeln zu vermeiden, in Abhän-

plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen.

gigkeit des Strahldurchmessers dargestellt. Im Be-

Je umfassender das Verständnis der Unfallphä-

trachtungsjahr konnte eine erste Version dieser

nomene ist, desto präziser können diese model-

Agglomeration Mode Map entwickelt werden. Mit

liert werden. Dadurch werden z.B. belastbarere

dem entwickelten DECOSIM (Debris Coolability Si-

Risikoquantifizierungen in der Stufe 2 der Proba-

mulator) Code wird die Ausbildung des Schütt-

bilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) möglich. Sie

bettes simuliert, wenn die Kernschmelze kontinu-

spielen beim Entscheid über technische Nachrüs­

ierlich in die Wasservorlage fällt.

tungen und auch bei der Optimierung von Unfall-

sogenannten «Agglomeration Mode Map» wird

beherrschungsstrategien (SAMG) und der Not-

POMECO (Porous Media in- and ex-vessel Coolability):

fallplanung eine wesentliche Rolle. So liefern die

Zur Bestimmung, ob ein Schüttbett kühlbar ist,

darüber, mit welchen Methoden und Erfolgsaus-

wird der MEWA 2D Code (Universität Stuttgart)

sichten die Kernschmelze vor oder nach einem Ver-

eingesetzt. Ein Schüttbett ist kühlbar, wenn die im

sagen des Reaktordruckbehälters gekühlt werden

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Forschungsresultate beispielsweise Erkenntnisse

61

kann. Bemerkenswert ist die konsequente Ausrich-

1.6.1 Strahlenschutzforschung

tung der MSWI-Forschungsarbeiten auf unmittel-

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

bare Anwendbarkeit der Resultate in den oben ge-

ENSI-Projektbegleiter: Franz Cartier

nannten Bereichen, insbesondere für SWR, wel-

Bericht der Forscher in Anhang A

che – wie beispielsweise die Schweizer Anlagen – als zentrale Massnahme bei einem Kernschmelz-

Einleitung

unfall das Containment fluten. Ferner ermöglicht

Die Sektion Messwesen der Abteilung für Strahlen-

die Mitwirkung am MSWI-Projekt dem ENSI den

schutz und Sicherheit des PSI ist von der Schweize-

direkten Zugang zum aktuellen Stand des Wissens

rischen Akkreditierungsstelle SAS als akkreditierte

auf dem Gebiet der Leichtwasserreaktor-Schwer-

Stelle zugelassen. Unter anderem gehören zum

unfallforschung (auch über die Projektthemen hi-

Aufgabengebiet der Sektion:

naus).

❚ das Betreiben einer anerkannten Dosimetrie- und

Ausblick

❚ die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess-

Inkorporationsmessstelle, Die Arbeiten an der KTH sind bislang insgesamt

geräten,

sehr zufriedenstellend verlaufen. Der Forschungs-

❚ das Betreiben eines Radioanalytiklabors.

vertrag wurde deshalb verlängert. In der neuen

Die Personendosimetrie, also die Messung der äus-

Projektperiode (2012 – 2016) sollen determinis­

seren und inneren Strahlenexposition von Men-

tische und probabilistische Analysen kombiniert

schen, ist eine wichtige Aufgabe des Strahlen-

werden, um den Einfluss der Unfallszenarien auf

schutzes. Die Dosimetrieverordnung stellt hohe

die Kühlbarkeit der Kernschmelze nach RDB-Ver-

technische Anforderungen an die Dosimetriestellen.

sagen und auf Dampfexplosionen systematisch be-

Die Kalibrierung und Eichung von Strahlenmess-

rücksichtigen zu können, Dafür wird die «Risk Ori-

geräten ist eine wichtige Voraussetzung zum

ented Accident Analysis Methodology (ROAAM)»

Nachweis der Einhaltung von gesetzlichen Grenz-

herangezogen. Die Forschungsaktivitäten für die

werten. Grosse Bedeutung haben auch die Mes-

Projektperiode 2012 – 2016 können wie folgt un-

sungen zur Freigabe von Materialien aus kontrol-

terteilt werden:

lierten Zonen und zur Überwachung der Abgaben

❚ Risikoevaluation und Synthese (RES)

radioaktiver Stoffe an die Umgebung.

❚ Analyse, wie die Kernschmelze aus dem RDB aus-

In der Radioanalytik werden chemische und phy-

tritt – Melt ejections mode (MEM) ❚ Kühlbarkeit des Schüttbettes – Debris coolabili-

ty map (DECO) ❚ Auswirkungen einer Dampfexplosion – Steam

explosion impact map (SEIM)

sikalisch-chemische Untersuchungen in Verbindung mit Kernstrahlungsmessungen an verschiedensten radionuklidhaltigen Proben durchgeführt. Die Radioanalytik hat im Strahlenschutz einen hohen Stand erreicht. Dennoch ergeben sich immer neue Anforderungen aus der Praxis, denen mit

1.6 Strahlenschutz

Neuentwicklungen von Messmethoden und mit neuen Lösungsansätzen begegnet werden muss. Beispiele sind Freigabemessungen von Schlämmen

Die Arbeiten im Bereich Strahlenschutz umfassen

sowie Messungen von Umweltproben im Rahmen

ein breites Spektrum anwendungsbezogener The-

der Immissionsüberwachung oder von Proben zur

men. Sie reichen von der Überprüfung und Kalib­

Überwachung der Inkorporation.

rierung von Messsystemen für ionisierende Strah-

Für das ENSI führt die Sektion Messwesen der Ab-

lung und der von Helikoptern aus durchgeführten

teilung für Strahlenschutz und Sicherheit des PSI

Messung der Ortsdosisleistung in der Umgebung

Expertisen sowie Entwicklungs- und Forschungs-

von Kernanlagen (Aeroradiometrie) bis hin zur Ent-

arbeiten auf dem Gebiet der Strahlenmesstechnik

wicklung neuer Analysemethoden für Radionukli-

und der Radioanalytik durch.

de. Zudem trägt die Mitarbeit an internationalen rung im Strahlenschutz bei. Mit diesen Aktivitäten

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

werden der Strahlenschutz in der Schweiz auf dem

Generische Strahlenschutzforschung

Stand der Technik gehalten und die Ausbildung

Im Berichtsjahr wurde die Doktorarbeit zur Ent-

von Nachwuchskräften gefördert.

wicklung eines Modells zur atmosphärischen Aus-

Normen zur länderübergreifenden Harmonisie-

breitung von Radionukliden, das die Topografie

62

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

und die Gebäude des PSI berücksichtigt und tur-

Im Jahr 2012 nahm die Sektion Messwesen an

bulente Strömungen mit hoher Auflösung berech-

Vergleichsmessungen im Bereich der Radioana-

nen soll, weitergeführt. Nach einem Wechsel zu

lytik und Neutronendosimetrie sowohl auf natio-

besser geeigneten Rechencodes und dem Einsatz

naler wie auch internationaler Ebene teil. Bei al-

vereinfachter Modelle der PSI-Topografie konn-

len Vergleichsmessungen liess sich eine gute Über-

ten wichtige Grundlagen für die Simulationen mit

einstimmung der PSI-Resultate mit den Referenz-

der rea­len PSI-Topografie erarbeitet werden. Zu-

werten feststellen.

sätzlich ist geplant, das Modell mit Hilfe von Mes-

In der Gruppe Radioanalytik wurde ein neues Flüs-

sungen der Luft-Aktivitätskonzentration von Posi-

sig-Szintillationsspektrometer mit Dreifach-Dop-

tronenstrahlern in der Umgebung des PSI zu über-

pel-Koinzidenz-Messtechnik erfolgreich kalibriert

prüfen. Die Positronenstrahler werden von den Be-

und seine Alpha-Beta-Trennung optimiert. Im Be-

schleunigeranlagen des PSI kontinuierlich im Rah-

richtsjahr untersuchte ein Industriepraktikant des

men der zulässigen Grenzwerte an die Umgebung

NE-Masterkurses der ETHZ die CR-39-Neutronen-

abgegeben. Dazu wurde im Berichtsjahr ein erster

Detektor-Materialien von drei verschiedenen Her-

Prototyp einer gammaspektrometrischen Messsta-

stellern. Dabei wurden Untergrunddetektoren

tion mit einem 3-x-3-Zoll-NaJ-Detektor im Mess-

und vorgängig bestrahlte Detektoren untersucht.

feld PSI-OASE in Betrieb genommen.

Die Ergebnisse der Studie werden 2012 auf einem

Am Testaufbau des neuen Probenahmesystems

Kongress der International Radiation Protection

des Hochkamins Ost wurden die Gesamtübertra-

Association (IRPA) in Glasgow präsentiert.

gungsraten von Aerosolpartikeln durch zwei auf diese Prüfung spezialisierte Firmen gemessen. Die

Praktische Strahlenschutzforschung

Analyse zeigte eine gute Übereinstimmung der

Im Rahmen des Teilprojekts «Teilnahme an und

Messergebnisse beider Firmen. Auch stimmte die

Berichterstattung über die jährlichen Aeroradio­

vom PSI durchgeführte Modellrechnung für klei-

metrieübungen» wurden die Routine-Messge-

ne und mittlere Partikel mit den Messergebnissen

biete um die Kernkraftwerke Mühleberg (KKM)

gut überein. Für grosse Partikel vernachlässigte das

und Gösgen (KKG), das Reuss-Delta und Gebiete

Modell die Resuspension einmal abgelagerter Teil-

im Kanton Tessin aeroradiometrisch ausgemes-

chen, so dass das Modell eine Übertragungsrate

sen. Zusätzlich wurde gemeinsam mit den Einsatz-

von Null vorhersagte, was der Wirklichkeit nicht

kräften des Kantons Tessin eine Einsatzübung mit

entsprach. Die vom PSI zur Verfügung gestellten

einem simulierten Transportunfall durchgeführt.

Prüfaerosole im mittleren Grössenbereich lagen

Es konnten mit Ausnahme der Betriebsareale der

deutlich unter den erwarteten Werten, was die

Kernkraftwerke keine erhöhten Messwerte regist­

Hypothese einer zusätzlichen Abscheidung durch

riert werden. Auf den Betriebsarealen wurden die

elektrostatische Kräfte für diese Art von Partikel

gesetzlichen Grenzwerte eingehalten.

nahelegte.

Im Jahr 2011 wurden die Neutronen-Bestrah-

Im Gebiet der internationalen Strahlenschutznor-

lungseinrichtungen der PSI-Kalibrierstelle neu

mung arbeitet je ein Vertreter des PSI in den Ar-

­charakterisiert. Dazu wurden die Felder der 241Am-

beitsgruppen WG14 und WG17 der Internatio-

Be- und der

nal Organization for Standardization ISO aktiv mit.

derator (Schwerwasser) ausgemessen und model-

Die WG14 hat mit der Neuerstellung von zwei ISO-

liert. Auch wurde der Photonenanteil dieser Quel-

Normen begonnen. Die eine behandelt die Raum-

len mit sieben verschiedenen Messgeräten be-

luftüberwachung am Arbeitsplatz und die ande-

stimmt. Für die

re die Raum- und Fortluftüberwachung von Be-

des ISO-Wasserphantoms, das zur Kalibrierung

schleunigern zur Herstellung von Radionukliden

von Dosimetern verwendet wird, auf die Streu-

für die Positronen-Emissionstomographie (PET).

strahlung im Raum mit Messung und Monte-­

In der WG 17 wird weiter an der Revision der ISO

Carlo-Simulation untersucht. Ein Phantom ist ein

7503, einer Norm über die Messung und Beurtei-

– in diesem Fall mit Wasser gefüllter – Behälter,

lung von Oberflächenkontaminationen, gearbei-

der stellvertretend für lebendes Gewebe verwen-

tet. Die Sektion Messwesen ist in mehreren Ar-

det wird. Phantome sollen eine dem lebenden

beitsgruppen von EURADOS (European Radiation

­Gewebe vergleichbare Durchlässigkeit für ionisie-

Dosimetry Group) vertreten, die die Zusammenar-

rende Strahlung aufweisen.

beit auf dem Gebiet der ionisierenden Strahlung

Im KKM wurde die Cs-137-Bestrahlungsanlage

im europäischen Raum fördert.

durch die akkreditierte Kalibrierstelle des PSI er-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

252

Cf-Quelle ohne und mit D2O-Mo-

252

Cf-Quelle wurde der Einfluss

63

folgreich überprüft. Das KKG hat zur Überwa-

lysen durchführen lassen kann. Ein wesentlicher

chung der Oberflächenkontamination von Per-

Gewinn ist die Umsetzung des Stands der Tech-

sonen fünf neue Endmonitore gekauft. Da diese

nik der chemischen Trenn- und Analyseverfahren

Monitore auch für die Triagemessung zur Inkor-

in der Radioanalytik und die nationale Zusammen-

porationsmessung gemäss Dosimetrieverordnung

arbeit in diesem Spezialgebiet.

verwendet werden sollen, hat die Eichstelle des PSI

Bedeutend ist auch die Ausbildung von Nach-

einen Monitor im Sinne eines Prototyps mit dem

wuchskräften, die nur dank der Attraktivität von

Blockphantom IGOR erfolgreich kalibriert.

Verfahren nach dem neuesten Stand der Technik

In der Radioanalytik wurden vier Messmethoden

für dieses Gebiet gewonnen werden können.

entwickelt und erfolgreich getestet: ❚ Mikrowellenaufschluss von aktiviertem Beton

und Bestimmung der Aktivität der Aktiniden 241

Am,

239

Pu,

240

Pu,

234

U,

238

U,

230

Th und

232

Th

❚ Bestimmung der Aktiniden aus dem Boden mit

Ausblick Die Zusammenarbeit in der Strahlenschutzforschung wird fortgesetzt. Für das Jahr 2012 sind ­Arbeiten an folgenden Projekten im Bereich der

einem Diglycolamide-Harz (DGA-Resin) als Vor-

generischen Strahlenschutzforschung geplant:

konzentrationsschritt

❚ Durchführung und Fachbegleitung einer Doktor-

❚ Optimierung der radiochemischen Schnellme-

thode für die simultane Bestimmung von U, Pu, Am und Cm in Abwasserproben ❚ Analysemethode zur Bestimmung von 210Pb/210Po

und

226

Ra/

228

Ra in Trink- und Mineralwässern

Zusätzlich konnte durch die Radioanalytik die Bestimmung des Nuklidvektors von HotlaborSchlammproben abgeschlossen werden. Das Projekt zur Charakterisierung des PSI-Ganzkörperzählers mittels Messungen und Monte-Car-

arbeit auf dem Gebiet der radioaktiven Ausbreitung ❚ Dokumentation der Bestimmung von Aerosol-

verlusten in komplexen Leitungssystemen ❚ Erstellung

neuer radiologischer Karten der

Schweiz ❚ Mitarbeit bei der internationalen Normung in

Strahlenmesstechnik ❚ Teilnahme der Radioanalytik an internationalen

Vergleichsmessungen

lo-Simulationen in Zusammenarbeit mit dem In-

❚ Anwendung der validierten ISOCS/LABSOCS-

stitut de Radiophysique in Lausanne (IRA) wurde

Software für Dichte, Summations- und Geomet­

auch im Berichtsjahr weitergeführt. Im Jahr 2011

rie-Korrekturen in der Gamma-Spektrometrie

wurden nach Abschluss der Charakterisierung mit

❚ Absolutmessungen reiner Beta-Strahler mit der

einfachen Geometrien die Messungen und Rech-

TDCR-Methode für Halbwertszeitbestimmungen

nungen mit komplexen Geometrien fortgesetzt.

langlebiger Nuklide (10Be, 32Si, 63Ni, 93Zr, 129I)

Für die Rechnungen wurden neben den Rechnern

❚ Dokumentation der Studien in Neutronen-Do-

der IRA zusätzlich der Supercomputer des Swiss

simetrie mit neuer Auswertetechnik für CR-39-

National Supercomputing Centre (CSCS) bei Lugano verwendet.

Detektoren ❚ Mitarbeit in EURADOS-Programmen mit di-

rektem Bezug zu aktuellen Fragestellungen in

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Für die praktische Strahlenschutzforschung sind es

Die Entwicklungs- und Forschungsarbeit auf dem

die folgenden Arbeiten:

Gebiet der Strahlenmesstechnik fördert die nukle-

❚ Begleitung der Aeroradiometrieübungen mit Be-

are Sicherheit und stärkt die Rechtssicherheit. Dies gilt insbesondere für die Überprüfung und Kalib­

der Schweiz

richterstattung ❚ Charakterisierung der Neutronen-Bestrahlungs-

rierung von Messsystemen. Auch wird ein erheb-

einrichtungen (Messung und Simulation)

licher Beitrag zur Qualitätssicherung der technisch

❚ Evaluation von aktiven Personendosimetern

immer komplexer werdenden Messeinrichtungen

❚ Messungen zum Thema «Übernahme der Clea-

und Messaufgaben geleistet.

rance-Werte aus dem zukünftigen europäischen

Die vom PSI geleisteten Arbeiten bei der Revision

Regelwerk für die maschinelle Freimessung»

der ISO-Normen tragen zu einer international har-

❚ Mitarbeit bei metrologischen und legalen Fra-

monisierten Erhebung und Beurteilung von Mess-

gestellungen des Bundesamts für Metrologie

werten bei. Dank der Zusammenarbeit in der Radioanalytik ist gewährleistet, dass das ENSI jederzeit Probenana-

64

­(METAS) ❚ Weiterentwicklung

und Optimierung einge-

führter Messmethoden in KKW

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

❚ Bestimmung von Aktiniden in Sedimentproben

«EAWAG-Klingnau-Projekt» ❚ Bestimmung von Aktiniden aus Strahlkompo-

nenten Target »M» ❚ Optimierung extraktionschromatischer Trennung

nicht-radioaktiven Abfälle. Sie betreffen unter anderem die Abfallminimierung, den Umgang mit organikahaltigen radioaktiven Abfällen und die Verbringung metallischer Werkstoffe in geologische Tiefenlager.

von Am und Cm aus Bodenproben mittels DGA-

In der Schweiz wird die Bewirtschaftung nicht-ra-

Resin

dioaktiver Abfälle im Umweltschutzgesetz, die Bewirtschaftung radioaktiver Abfälle im Kernener-

1.7 Entsorgung

gie- bzw. Strahlenschutzgesetz geregelt. Im Vergleich bestehen einige wichtige Unterschiede, die beispielsweise die Verbringung organischer Abfäl-

Mit dem Fortschreiten des Verfahrens gemäss dem

le oder metallischer Werkstoffe in unterirdische

Sachplan geologische Tiefenlager wird auch die

Deponien anbelangen. So gilt für nicht-radioak-

Forschung im Bereich Entsorgung immer wich-

tive Abfälle im Bezug auf den Organikagehalt ein

tiger. Bei der geologischen Tiefenlagerung radio-

verbindlicher Grenzwert, während für radioaktive

aktiver Abfälle spielt die Untersuchung geeigneter

Abfälle bzgl. geologischer Tiefenlagerung die or-

Gesteinsformationen eine zentrale Rolle. Dazu

ganischen Stoffe zwar zu minimieren sind, dafür

werden hydrogeologische, geochemische und

aber keine quantitative Beschränkung besteht (im

felsmechanische Eigenschaften des Opalinustons

Extremfall handelt es sich bei den einzulagernden

im Felslabor Mont Terri untersucht. Die Auslegung

Abfällen um bituminierte Ionenaustauscherharze

eines Tiefenlagers und dessen Überwachung wird

aus Kernkraftwerken). Gemäss Umweltschutzge-

ebenso beleuchtet wie die Eigenschaften der da-

setz gelten Metalle als Rohstoffe, welche von den

rin einzulagernden Abfälle. Zudem werden die in

übrigen Abfällen zu trennen und der Wiederver-

einem Tiefenlager ablaufenden physikalisch-che-

wertung zuzuführen sind. Die metallischen Kom-

mischen Prozesse betrachtet, darunter insbeson-

ponenten der radioaktiven Abfälle sind jedoch

dere die Gasentwicklung. Darüber hinaus beschäf-

häufig durchgehend aktiviert, und eine direkte

tigen sich die Projekte mit langfristigen Prozessen,

Wiederverwertung des Materials ist meistens nicht

welche die Sicherheit eines geologischen Tiefenla-

möglich.

gers beeinträchtigen können, nämlich die Tiefen­ ge grossräumiger tektonischer Hebung der Land-

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

schaft.

Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich»

erosion durch Gletscher und die Abtragung als Fol-

beinhaltet eine systematische Analyse der heutigen Bewirtschaftungspraxis für radioaktive und nicht-

1.7.1 Abfallbewirtschaftung im Vergleich

radioaktive Abfälle. Es wird geprüft, ob relevante Regelungen und Prinzipien des Umweltschutzgesetzes in der Gesetzgebung zur Bewirtschaftung

ENSI-Projektbegleiter: Markus Hugi

radioaktiver Abfälle genügend berücksichtigt werden. Die Studie zeigt auf, wo bei der Entsorgung

Einleitung

radioaktiver Abfälle diesbezüglich Handlungsbe-

Das Projekt «Abfallbewirtschaftung im Vergleich»

darf besteht und welche Massnahmen angezeigt

ist Teil des Forschungsprogramms «Radioaktive Ab-

sind. In Bereichen, wo kein Handlungsbedarf be-

fälle» der Arbeitsgruppe des Bundes für die nuk­leare

steht, soll die Studie dafür überzeugende Begrün-

Entsorgung (AGNEB). Das ENSI bearbeitet dieses

dungen liefern.

Projekt gemeinsam mit dem Bundesamt für Umwelt

Im Berichtsjahr wurden die vorgesehenen Arbeiten

(BAFU), dem Bundesamt für Gesundheit (BAG) so-

bezüglich Vermeidungspotenzial und Behand-

wie der Kommission für nukleare Sicherheit (KNS).

lungsverfahren mit einem Fachgespräch am Paul

Nach Bedarf wurden die Abfallverursacher und die

Scherrer Institut (PSI, Sektion Rückbau und Ent-

Nationale Genossenschaft für die Lagerung radioak-

sorgung) abgeschlossen. Das Gespräch bezog sich

tiver Abfälle (Nagra) als Experten beigezogen.

auf die Bewirtschaftung der radioaktiven Abfäl-

Das Projekt beinhaltet sowohl strategische als auch

le aus dem Zuständigkeitsbereich des BAG (Medi-

technisch-wissenschaftliche Überlegungen zur ak-

zin, Industrie und Forschung). Im Hinblick auf eine

tuellen Bewirtschaftung der radioaktiven und

möglichst geringe Gasproduktionsrate im geolo-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

65

gischen Tiefenlager stand einmal mehr die Vermei-

Abbau Gase produzieren. Die Abbauprodukte

dung metallischer Abfälle im Vordergrund. Wich-

können die Wirkung der technischen und natür-

tige Behandlungsverfahren zu diesem Ziel sind Ab-

lichen Barrieren beeinträchtigen und dadurch die

falltrennung, Wiederverwertung, Abklinglagerung

Freisetzung der Radionuklide aus einem Tiefenla-

und Freimessung. Brennbare (organische) Abfälle

ger beschleunigen.

werden kompaktiert und anschliessend in der Plas-

Eine Reduktion der in den radioaktiven Abfällen

ma-Anlage des ZWILAG (Würenlingen) verbrannt.

enthaltenen metallischen bzw. organischen In-

Der Einsatz von radioaktivem Graphit aus dem DI-

haltsstoffe wird damit zu einer längerfristig erhöh-

ORIT-Forschungsreaktor als Zuschlagsstoff für Ze-

ten Sicherheit eines geologischen Tiefenlagers füh-

mentmörtel und dessen Verwendung zur Kondi-

ren.

tionierung von metallischen DIORIT-Abfällen stellt ein innovatives, eigens am PSI entwickeltes Verfah-

Vorläufige Projektergebnisse

ren dar. Die Ausbildung der Mitarbeitenden in Hin-

Obschon zunehmend als wichtig erachtet, wird

blick auf die Vermeidung radioaktiver Abfälle hat –

die Thematik einer «konsistenten» Abfallbewirt-

wie bei anderen Abfallverursachern – am PSI einen

schaftung (radioaktive vs. nicht-radioaktive Abfäl-

hohen Stellenwert. Das Inventar der Stilllegungs-

le) in anderen Ländern durch die nationalen Ent-

abfälle aus den Grossforschungsanlagen (PSI-West

sorgungsorganisationen und Aufsichtsbehörden

und CERN) wird derzeit in Zusammenarbeit mit der

nicht proaktiv bearbeitet. «Inkonsistenzen» beste-

Nagra überprüft, und die Nachführungen werden

hen in der schweizerischen Gesetzgebung in ers­

dokumentiert.

ter Linie bezüglich der Bewirtschaftung von orga-

Die Ergebnisse und Schlussfolgerungen aus der

nischen und metallischen Abfällen.

mittlerweile abgeschlossenen Bestandesaufnah-

Die Arbeiten haben bestätigt, dass Harze, Konzent­

me wurden in einem Berichtsentwurf zusammen-

rate und Mischabfälle aus dem Betrieb der Kern-

gefasst und den Projektpartnern am 24. Oktober

kraftwerke sowie Abfälle aus der Nachbetriebs-

2011 anlässlich der vierten Projektsitzung vorge-

phase besonders bedeutungsvoll sind. Aus Grün-

stellt.

den der radiologischen Sicherheit und der Kosten ist speziell in Kernkraftwerken die Abfallvermei-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

dung oberstes Gebot. Dazu verhelfen optimierte

Das Verhalten von Abfällen in einem geologischen

Verfahren zur Dekontamination der Abfälle mit an-

Tiefenlager hängt von den physikalisch-che-

schliessender Freimessung. Alternative Abfallbe-

mischen (Umgebungs-)Bedingungen des Einlage-

handlungsmethoden unterliegen allerdings stren-

rungsbereichs und von den Materialeigenschaften

gen Prüfkriterien: Sicherer Betrieb/nukleare Sicher-

des Abfallprodukts ab. In Hinblick auf die zentralen

heit, Strahlenschutz, industrielle Reife, technische

Fragestellungen des Projekts erweisen sich die fol-

Umsetzbarkeit, Kosten usw.; dabei sind die Be-

genden radioaktiven Abfälle als besonders bedeu-

treiber in ihren Möglichkeiten stark von den Sys­

tungsvoll: Harze, Konzentrate und Mischabfälle

temlieferanten abhängig. Die Möglichkeiten für

aus dem Betrieb der Kernkraftwerke sowie Abfäl-

eine alternative Behandlung organischer Ionen-

le aus deren Nachbetriebsphase. Die Zusammen-

austauscherharze oder das Potenzial einer verlän-

setzung dieser Abfälle (insbesondere Organika und

gerten Abklinglagerung speziell für metallische

Metalle) ist bekannt und in den entsprechenden

Grosskomponenten aus den Sekundärkreisläufen

Abfallsortenberichten umfassend dokumentiert.

wurden im Rahmen des vorliegenden Projekts von

Verschiedene Inhaltsstoffe sind von sicherheitsre-

der Nagra geprüft.

betriebliche Abläufe, aber auch weiter entwickelte

levanter Bedeutung, indem sie die Mobilität der

Organische Abfälle

spiel dafür sind organische Stoffe, deren Degrada-

Bezüglich organischer Abfälle sind Ionenaustau-

tionsprodukte in Form von Komplexbildnern die

scherharze (IAH) aus dem Betrieb der bestehenden

Rückhaltung der Radionuklide im Tiefenlager ver-

Kernkraftwerke in Hinblick auf die zentralen Fra-

mindern und zu einer beschleunigten Degradation

gestellungen des Projekts massgebend. Sie tragen

der Zementbarrieren im Nahfeld führen können.

nach Aufsättigung des verschlossenen Tiefenla-

Dazu kommen Materialien, die im Fall metallischer

gers durch mikrobiellen Abbau zur Produktion von

Werkstoffe durch anaerobe Korrosionsprozesse

Gasen bei, erhöhen durch komplexierende Abbau-

oder bei organischen Stoffen durch mikrobiellen

produkte die Mobilität der Radionuklide und füh-

66

Schadstoffe bzw. Radionuklide erhöhen. Ein Bei-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

ren unter Umständen zu einer beschleunigten De-

sungen aus der Wiederaufarbeitung) stammen

gradation der Zementbarrieren im Nahfeld.

98 % der produzierten Gesamtgasmenge von den

Als Massnahme zur Reduktion der IAH-Mengen

Lagerbehältern aus Stahl. Deren Vorteile liegen in

stehen ein optimaler Reaktorbetrieb (d.h. dichter

der einfachen Herstellung und dem Verschluss, der

Brennstoff) und der Einsatz von adäquaten (kor-

mechanische Stabilität, der Handhabung (insbe-

rosionsresistenten) Werkstoffen im Vordergrund.

sondere Rückholbarkeit) sowie den verhältnismäs-

­Ionenaustauscherharze liessen sich in einem

sig geringen Kosten. Unter Umständen kann den

­Pyrolyseprozess (evtl. in einer Gemeinschafts­

Stahlbehältern aber auch eine Funktion als Ele-

anlage) mineralisieren. Für höher aktivierte er-

ment der Langzeitmarkierung eines geologischen

schöpfte IAH können separate Sammeltanks zur

Tiefenlagers HAA zukommen. Als Massnahme zur

Verfügung gestellt werden, während normal ak-

Reduktion der produzierten Gasmenge steht die

tivierte IAH der Verbrennung (ZWILAG) zugeführt

Verwendung alternativer Behältermaterialien wie

werden können.

Kupferummantelung oder keramische Werkstoffe im Vordergrund. Die Entsorgungspflichtigen ha-

Metallische Abfälle

ben entsprechende Abklärungen veranlasst.

Bei den metallischen schwach- und mittelaktiven Abfällen (SMA) handelt es sich vorwiegend um

Ausblick

Stilllegungsabfälle aus Eisen oder Stahl aus Kern-

Gemäss aktuellem Terminplan wird das Projekt

kraftwerken und Grossforschungsanlagen (PSI,

mit der Bereinigung des Schlussberichts im ersten

CERN). Mengenmässig ist der eigentliche Rohab-

Halbjahr 2012 abgeschlossen. Eventuelle Nachfol-

fall massgebend, während die Metallkomponen-

geprojekte in Bezug auf eine systematische Un-

ten der Lagercontainer und Abfallgebinde weniger

tersuchung einer risiko-orientierten Abfallbewirt-

ins Gewicht fallen.

schaftung sowie bezüglich alternativen Behälter-

Trennen, dekontaminieren, freimessen und wieder

materialien für hochaktive Abfälle sind prüfens-

verwenden erweisen sich als erfolgversprechende

wert.

und prüfenswerte Massnahmen zur Reduktion der Abfallmengen, die teilweise durch die Abfallverursacher bereits umgesetzt wurden. Es gilt, zwischen inaktiven metallischen Behältermaterialien sowie

1.7.2 Forschungsprojekt Felslabor Mont Terri

kontaminierten und aktivierten Metallen zu unterscheiden.

Auftragnehmer: Forschungsgruppe Ingenieur­

Bei optimaler Prozessführung resultieren durch das

geologie der ETH Zürich

Einschmelzen aktivierter Metalle weitgehend in-

ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank

aktive Giesslinge, die gegebenenfalls wieder ver-

Bericht der Forscher in Anhang A

wertet werden können, während die radioaktive Schlacke der Entsorgung zugeführt wird. Zumin-

Einleitung

dest aber führt das Umschmelzen zu einem güns­

Mit dem internationalen Forschungsprojekt Mont

tigeren Oberflächen-Volumen-Verhältnis und da-

Terri werden Grundlagedaten zu den hydrogeo-

mit zu einer geringeren Gasproduktionsrate für die

logischen, geochemischen und felsmechanischen

metallischen Abfälle. Die Realisierung einer ent-

­Eigenschaften des Opalinustons erhoben. Diese

sprechenden Gemeinschaftsanlage wird durch die

­Eigenschaften sind für die Beurteilung der Sicher-

Abfallverursacher geprüft.

heit und die Abklärung der grundsätzlichen bau-

Durch eine verlängerte Abklinglagerung ist zu er-

technischen Machbarkeit geologischer Tiefen­

warten, dass sich die Entsorgungssituation für

lager in Tongesteinen massgebend. Anhand von

KKW-Abfälle nicht signifikant ändern würde. Hin-

Demonst­rationsexperimenten wird ferner das Ma-

gegen würde für Abfälle aus Grossforschungsanla-

terialverhalten einzelner technischer Barrieren (u.a.

gen (die einen grossen Teil von metallischen Kom-

Bentonit, Zement, Stahl) – in Wechselwirkung zum

ponenten beinhalten) eine Verlängerung der Ab-

Opalinuston – untersucht. Am Forschungsprojekt

klinglagerung über die gesetzlich erlaubten 30

beteiligen sich aktuell 14 Organisationen aus 7 Län-

Jahre hinaus potenziell eine Reduktion der einzula-

dern (Schweiz, Frankreich, Deutschland, Spanien,

gernden Abfälle bedeuten.

Belgien, Japan und USA). Das ENSI beteiligt sich seit

Bei den hochaktiven Abfällen (HAA – verbrauchte

2003 am Mont-Terri-Projekt mit eigenen Arbeiten

Brennelemente und verglaste Spaltproduktlö-

im Rahmen seiner regulatorischen Forschung.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

67

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

hoben und für die Rechensimulationen verfügbar

Der Schwerpunkt der Forschungsarbeiten lag

gemacht werden. Am RC-Experiment beteiligen

2011 auf der Fortführung und Auswertung des

sich neben dem ENSI und der ETH die deutsche

RC-Experimentes (Rock Mass Characterisation-

Bundesanstalt für Geowissenschaften und Roh-

Experiment), welches von der Ingenieurgeologie

stoffe BGR (geophysikalische Messungen) und die

der ETH Zürich im Rahmen einer Dissertationsar-

Swisstopo (geodätische Messungen).

beit durchgeführt wird. Zielsetzung dieses vierjäh-

Neben dem RC-Experiment beteiligt sich das ENSI

rigen Experimentes ist einerseits die Untersuchung

weiterhin an zwei kleineren Experimenten. Das Cy-

der durch den Bau der Galerie-08 (Ausbruchquer-

clic Deformation-Experiment untersucht das zy­k­

schnitt von 22 m ) infolge von Spannungsumlage-

lische Austrocknungsverhalten der Stollenwand in

rungen hervorgerufenen Deformationen im Opa-

Abhängigkeit des Stollenklimas (Temperatur, Luft-

linuston (Entstehung der sogenannten Auflocke-

feuchtigkeit). Mit dem Evaporation Logging-Expe-

rungszone in unmittelbarer Umgebung des Stol-

riment evaluiert das ENSI zusammen mit der Swiss­

lens). Andererseits geht es um die Erfassung der

topo eine neue Methode der Durchlässigkeitsbe-

sehr langsam ablaufenden, langfristigen Verfor-

stimmung in Bohrungen.

mungen im Gebirge (Konsolidation, Kriech- und

Die Auswertungen zum RC-Experiment sind be-

Quellprozesse) mittels verschiedener Bohrloch-

reits weit fortgeschritten und umfassten in der Be-

Monitoring-­Systeme. Ergänzt werden diese Unter-

richtsperiode folgende Arbeitspakete:

suchungen durch umfangreiche felsmechanische

❚ Auswertung des Verformungsverhaltens des

Laborversuche an der ETH Zürich, mit welchen die

Opalinustons im Sohlenbereich der Galerie-08,

2

Abbildung 14: Darstellung der kumu­ lierten longitudinalen Verformungsbeiträge an­ 7 Messpunkten entlang der vertikalen Bohrung BRC-1 während und nach Ausbruch der ­Galerie-08.

felsmechanischen Kennwerte des Opalinustons er-

gemessen in der vertikalen Bohrung BRC-1 während und nach dem Ausbruch der Galerie-08 (Abbildung 14): Die Orientierung und Längen der gemessenen Verschiebungsvektoren weisen auf ein unterschiedliches zeitabhängiges Verformungsverhalten entlang der vertikalen Bohrung hin. Für die Periode des Ausbruchs der Galerie-08 zeigen die meisten Messungen Verformungsvektoren senkrecht zur Schichtung. Demgegenüber weisen die Verformungsmessungen näher zur Tunnelsohle bzw. in Bereichen stärkerer tektonisierter Zonen flacher liegende Verschiebungsvektoren auf, wobei in der späteren Ausbruchphase höhere Verschiebungsbeträge zu beobachten sind. Für die Periode nach Ausbruch der Galerie-08 (post-excavation phase I mit 199 Tagen und post-excavation phase II mit 270 Tagen) konzentrieren sich die Verformungen auf die oberen 4 m der Bohrung, mit kumulierten vertikalen Hebungskomponenten aller vier oberen Bewegungsvektoren von 4.9 bzw. 5.3 mm. Aus diesen Ergebnissen können folgende vorläufige Schlussfolgerungen gezogen werden: a)  Das Verformungsbild im Sohlenbereich der Galerie-08 entlang der vertikalen Bohrung BRC-1 ist zeitlich und räumlich heterogen. b)  Die durch den Ausbruch der Galerie-08 induzierten Spannungsumlagerungen haben zu Verformungen bis zur Endteufe der Bohrungen von 7 m geführt. c)  Nach dem Ausbruch sind wesentliche Verformungen (90 % der kumulierten Verfor-

68

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

mungen) nur in den oberen 4 m der Bohrung

rung kontrollieren. Das Auftreten stärker defor-

zu beobachten.

mierbarer Zonen führt somit zu Spannungskon-

d)  Ausmass und Verteilung der Verformungen

zentrationen im angrenzenden, steiferen Gebir-

während des Vortriebes lassen darauf schlies-

ge und folglich zu grösseren Verformungen. Die

sen, dass sich das Gebirge in 2 bis 4 m Tie-

Synthese strukturgeologischer Detailaufnahmen

fe unterhalb der Sohle der Galerie-08 als dis-

und Verformungsmessungen im Tunnelabschnitt

kreter Block bewegt hat.

zeigt, dass Verformungen im Gebirge auf eine

e)  Die hohen Verformungsbeträge nach dem

Kombination von Gleitverschiebungen entlang

Ausbruch lassen vermuten, dass neben Span-

bestehender Trennflächen (Störungen, Scherzo-

nungsumlagerungsprozessen auch Quellpro-

nen, Klüfte), Scherversagen entlang der Schich-

zesse der Tonminerale eine Rolle gespielt ha-

tung sowie spröden Bruchprozessen zurückge-

ben. Zur Klärung dieser Frage sind hydrau-

führt werden können.

lisch-mechanisch gekoppelte Modellierungen

❚ Auswertung der Verformungsmessungen in der

vorgesehen, die Aufschluss darüber geben

horizontalen Bohrung BRC-2 (Magnet-Extenso-

sollen, wie weit das Verformungsverhalten

meter und Chain-Deflectometer): Die grössten

des Opalinustons zu Änderungen des Poren-

umlagerungsbedingten Verformungen während

wasserdrucks im Gebirge geführt hat.

des Ausbruchs der Galerie-08 wurden im Bereich

❚ Auswertung der durch den Ausbruch der Ga-

der RC-Startnische sowie im Bereich der Haupt-

lerie-08 induzierten Verformungen im Tunnel-

störung (Main Fault) gemessen. Die horizontalen

abschnitt GM 110 bis GM 124 im Bereich der

Komponenten der Verformungen erweisen sich

Seitenwände und des Firsts der Galerie-08: Die

dabei als deutlich grösser als die vertikalen, was

hochauflösenden geodätischen Messungen als

sich mit der räumlichen Ausbreitung und Geo-

auch die Laserscanaufnahmen zeigen ein he-

metrie der Spannungsumlagerungsfront an der

terogenes Verformungsbild (Abbildung 15) mit

Brust des Stollens erklären lässt. In der Phase

den höchsten Verformungen im Firstbereich der

nach dem Ausbruch wurden nur noch sehr ge-

Galerie-08. Die Bereiche mit den grössten Ver-

ringe Verformungen, beschränkt auf tektonische

formungsbeträgen (bis zu 40 mm) liegen jeweils

Schwächezonen, festgestellt.

vor bzw. nach der etwa 4 m breiten Hauptstö-

❚ Laboruntersuchungen an Opalinustonproben:

rung (Main Fault), die hier den RC-Experiment-

Wie anhand von Spaltzugversuchen (Brazili-

bereich quert. Diese unerwarteten Ergebnisse

an Tensile Strength Tests BTS) gezeigt wurde,

zeigen deutlich, dass das Verformungsverhalten

hängt die Zugfestigkeit stark vom Wassergehalt

des Opalinustons stark durch diese Störungszo-

der Probe ab. In weiteren Versuchsserien wurde

ne bestimmt wird, insbesondere dem Kontrast

auch der Einfluss des Karbonatgehalts auf die

der Deformierbarkeit zwischen wenig und stark

Zugfestigkeit analysiert, welche aber keine Ab-

tektonisierten Zonen, die die Spannungsumlage-

hängigkeit zeigte. Im Opalinuston kann der Kar-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

69

Abbildung 15: Zusammenstellung der kumulativen Verformun­ gen im Tunnelabschnitt GM 107 bis GM 124 der Galerie-08 (abge­ wickelte Aufnahme der Tunnelparamente «side walls» und des Firsts «crown»). a) Verformungsbild unterlegt mit der geolo­ gischen Karte, b) farbcodiertes Verfor­ mungsbild in Metern: Positive Werte geben Hebungen, negative Werte Senkungen an.

bonatanteil gänzlich an Bioklasten (biogene Ge-

von Fachpublikationen oder Tagungsbeiträgen vor

steinsbruchstücke) gebunden sein, die isoliert in

(siehe Referenzverzeichnis, Forschungsbericht in

der Ton-Quarz-Matrix liegen. Einaxiale Druckver-

Anhang A).

suche (UCS) zeigen nun, dass die Druckfestigkeit des Opalinustons tendenziell mit höherem Bioklastengehalt abnimmt. Eine mögliche Erklä-

1.7.3 OECD-NEA Clay Club

rung dazu liefern rasterelektronische Untersuchungen von Klinkenberg et al. 2009 (siehe An-

Auftragnehmer: OECD-NEA

hang A). Diese Untersuchungen zeigen, dass bei

ENSI-Projektbegleiter: Erik Frank

geringerem Anteil an Bioklasten induzierte Mik­ ro-Risse in der Matrix enden, bei höherem An-

Einleitung

teil jedoch zusammenwachsen und dadurch die

Die Sicherheit geologischer Tiefenlager für radio­

Spitzenfestigkeit der Gesteinsprobe reduzieren.

aktive Abfälle wird im Rahmen der OECD-NEA «Radioactive Waste Management Committee»-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Aktivitäten in der Arbeitsgruppe «Integration

Das Mont-Terri-Forschungsprojekt liefert dem ENSI

Eine Untergruppe der IGSC, die «Working Group

wichtige Grundlagendaten, die für die Beurteilung

on Measurements and Physical Understanding of

der Sicherheit und bautechnischen Machbarkeit

Groundwater Flow through Argillaceous Media»

eines geologischen Tiefenlagers im Opalinus­ton

oder kurz «Clay Club» genannt, befasst sich da-

von grosser Bedeutung sind. Das RC-Experiment

bei seit 1991 mit spezifischen Aspekten des Stoff-

ermöglicht, Rückschlüsse über das mechanische

transportes in Tongesteinen, dem in der Schweiz

Gebirgsverhalten und die Mechanismen der Ver-

bevorzugten Wirtgestein für geologische Tiefenla-

formungen zu ziehen. Die Ergebnisse des CD-Ex-

ger. In der Untergruppe sind Behörden und Orga-

perimentes zeigen das zyklische Austrocknungs-

nisationen aus 9 Ländern vertreten, die sich mit der

verhalten der Stollenwand in Abhängigkeit des

sicheren Entsorgung radioaktiver Abfälle in Tonge-

Stollenklimas (Temperatur, Luftfeuchtigkeit) und

steinen befassen.

geben Einblick in die damit verknüpften Prozesse

Ziel des Clay Clubs ist es, den internationalen Stand

(Aufsättigungs- und Entsättigungsvorgänge). Mit

der Wissenschaft in der Tongesteinsforschung zu

dem FM-D-Experiment werden Grundlagen zur

verfolgen, den Kenntnisstand der sicherheitsrele-

Messung lokaler Gesteinsdurchlässigkeiten ge-

vanten Prozesse und Parameter von Tongesteinen

schaffen, die für die Interpretation hydraulischer

zu diskutieren, allfällige Lücken zu erkennen und

Bohrlochmessungen und das Verständnis verschie-

mit gemeinsamen Projekten zu schliessen.

Group for the Safety Case» (IGSC) bearbeitet.

dener Prozesse (Selbstabdichtungsvermögen des Die Beteiligung am Mont-Terri-Forschungsprojekt

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

liefert dem ENSI unabhängige Vergleichsdaten, die

In der Berichtsperiode standen insbesondere fol-

für Beurteilungen im Rahmen des Sachplans geo­

gende Tätigkeiten im Vordergrund: Erstens wur-

logische Tiefenlagerung verwendet werden. Die

den zwei vom «Clay Club» erarbeitete Review-

Forschungsarbeiten stellen zudem den Erhalt und

und Syntheseberichte abgeschlossen («Claytrac-

die Förderung der Fachkompetenz beim ENSI und

Project: Natural Tracer Profiles Across Argillaceous

bei seinen Experten sicher.

Formations» und «Self-sealing of Fractures in Ar-

Opalinustons) wichtig sind.

gillaceous Formations»). Zweitens wurde eine in-

70

Ausblick

ternationale Fachtagung zum Thema «Imaging

Das RC-Experiment hat eine grosse Anzahl wissen-

and Nano Scale Characterisation of Clays» an der

schaftlicher Messdaten und Ergebnisse geliefert

technischen Hochschule in Karlsruhe (D) durchge-

und befindet sich nun in der Phase der Auswer-

führt. Die Tagung zeigte, dass der Stofftransport in

tung und Dokumentation. Die Arbeiten schreiten

Tongesteinen stark vom Konsolidierungsgrad des

planmässig voran, ein abschliessender wissen-

Gesteins, von der Porosität und Architektur des Po-

schaftlicher Arbeitsbericht wird im Rahmen einer

renraumes, der Permeabilität, der Wasserchemie

ETH-Dissertation für Ende 2012 erwartet. Einige

sowie der Tonmineralogie (Sorptionsprozesse) ab-

Ergebnisse zur felsmechanischen Charakterisie-

hängt. Als Beispiele seien die für Anionen zugäng-

rung des Opalinustons liegen bereits in Form­

liche Porosität, makroskopische Effekte (chemische

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Osmose, Hyperfiltration), Gastransportpfade so-

ren Hochskalierung für die Sicherheitsanalyse»

wie felsmechanische Eigenschaften (Gesteinsfes­

(2013).

tigkeiten) erwähnt. Zum besseren Verständnis dieser Phänomene ist ein Einblick in den Nano-Ska-

❚ Workshop zum Thema «Gastransport in Tonge-

steinen» (koordiniert durch IGSC in 2013).

lenbereich notwendig. Ziel des Workshops war es

Zum Thema «Anomale Druckhöhen in Tongestei-

deshalb, den aktuellen Stand von Wissenschaft

nen» ist an der nächsten internationalen Clay Con-

und Technik auf diesem Gebiet aufzuzeigen. Die

ference in Montpellier (F) im September 2012 eine

heute verfügbaren Techniken sind klassische rönt­

spezielle Session geplant.

genografisch-elektronenmikroskopische-spek­tro­

Um die Zusammenarbeit mit Industrie und Akade-

skopische Methoden wie μ-XRF/XAS (micro-X-Ray

mie zu verstärken, ist für 2014 geplant, das Clay

Fluorescence/micro-X-Ray Absorption Spectrosco-

Club Steering Meeting zusammen mit der Jahres-

py), TEM-EDS (Transmission Electron Micro­scopy

tagung der Clay Mineral Society (CMS) durchzu-

coupled to Energy Dispersive detection System),

führen. Der Clay Club schlägt für die Tagung ei-

SEM-EDX (Scanning Electron Microscopy coupled

nen Programmbeitrag zur geologischen Tiefenla-

to Energy Dispersive ­X-ray Spectroscopy), nano-

gerung in Tongesteinen unter dem Spezialthema

SIMS (nano-Secondary Ion Mass Spectro­scopy).

«Further development of microscopic observation,

Dazu kommen Neuentwicklungen wie QENS (Qua-

modelling technique and upscaling of argillaceous

sielastic Neutron Scattering), ­FIB-nt ­(Focused Ion

formations for PA» vor.

Beam nano-tomography) sowie die Verwendung von Spallationsneutronen- oder Synchrotron-Quellen (z.B. μ-XANES = micro X-ray ­Absorption Near Edge Structure). Mit diesen Verfahren ist heute eine Auflösung bis in den ­Nanometer-Bereich

1.7.4 Forschungsprojekte zu den Themen Monitoring, Pilotlager und Lagerauslegung

möglich. Ein eindrückliches Beispiel der Anwendung verschiedenster Methoden präsentierte

ENSI-Projektbegleiter/in:

D. Grolimund ­(PSI-SLS) anhand der Abbildung

ring), Ann-Kathrin Leuz (Pilotlager), Meinert Rahn

Erik

Frank

(Monito-

eines Cäsium-­Migrationsversuches an Kernproben

(Lager­auslegung)

von Opalinuston.

Einleitung Bedeutung des Projekts für die nukleare Sicherheit

Die drei hier beschriebenen Projekte werden vom

Der Clay Club der OECD/NEA ist eine wichtige

schungsprogramms «Radioaktive Abfälle». Dieses

internationale Plattform für die Tongesteinsfor-

Forschungsprogramm wurde von der Arbeits-

schung, in der Vertreter der Sicherheitsbehörden,

gruppe des Bundes für die nukleare Entsorgung

der Hochschulen, der Industrie sowie der Endlager-

(Agneb) initiiert.

projektanden ihr Wissen einbringen und austau-

Ein geologisches Tiefenlager für radioaktive Abfäl-

schen können. Die Mitwirkung des ENSI im Clay

le besteht gemäss Kernenergieverordnung (KEV)

Club liefert wichtige Grundlagen für die sicher-

aus einem Hauptlager, aus einem Pilotlager und

heitstechnische Beurteilung geologischer Tiefen-

aus Testbereichen. Das Pilotlager enthält einen

lagerprojekte.

kleinen, aber repräsentativen Anteil des Lagerin-

ENSI geleitet, sind aber zugleich Teil des For-

ventars. Mit Hilfe des Pilotlagers ist das Verhalten

Ausblick

der Abfälle, der Verfüllung und des Wirtgesteins

Für die nächsten zwei Jahre haben sich die Mit-

bis zum Ablauf der Beobachtungsphase zu über-

glieder des OECD-NEA Clay Clubs auf folgende

wachen. Die Ergebnisse dienen der Erhärtung des

vier Arbeitsschwerpunkte geeinigt:

Sicherheitsnachweises und müssen auf das Haupt-

❚ Ausarbeitung eines Dokumentes über die für die

lager übertragbar sein. Die Ergebnisse aus dem Pi-

Sicherheitsbeurteilung von Tongesteinen rele-

lotlager bilden somit eine Grundlage für den nach

vanten FEP’s (Features, Events, Processes).

der Beobachtungsphase erfolgenden Entscheid

❚ Dokumentation der Tagungsergebnisse «Ima-

des Lagerverschlusses.

ging and Nano Scale Characterisation of Clays»

Das schweizerische Standortauswahlverfahren er-

in einem NEA-Bericht bis Mitte 2012.

folgt gemäss dem Sachplan geologische Tiefen-

❚ Vorbereitung eines Workshops zum Thema

lager. In dessen Etappe 1 wurden von der Natio-

«Molekulare Modelle für Tongesteine und de-

nalen Genossenschaft für die Lagerung radioak-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

71

tiver Abfälle (Nagra) sechs geologische Standort-

men des Sachplans um etwa ein Jahr verzögert.

gebiete für ein SMA-Lager (schwach und mittel

Die Projekte besitzen viele Schnittstellen unterei-

aktive Abfälle) und drei Standortgebiete für ein

nander, was eine enge Koordination und Koo-

HAA-Lager (hochaktive Abfälle) identifiziert und

peration voraussetzt. Im Berichtsjahr erfolgte für

für die weitere Standortevaluation vorgeschla-

die beiden Projekte «Pilotlager» und «Lageraus-

gen. Dies geschah anhand eines schrittweisen Ein-

legung» der Beginn regelmässiger Sitzungen. Für

engungsprozesses und vorgegebenen sicherheits-

beide Projekte wurden externe Experten verpflich-

technischen Kriterien. Ende November 2011 hat

tet und Vertreter der Kantone einbezogen.

der Bundesrat zugestimmt, diese Standortgebiete

Das Projekt «Pilotlager: Auslegung und Inven-

in die Raumplanung aufzunehmen, nachdem die

tar» untersucht die notwendigen Anforderungen

Behörden und die verschiedenen Expertengremien

an das Pilotlager, an dessen Platzierung, Bestückung

in ihren Gutachten bzw. Stellungnahmen den Vor-

und die wichtigen zu überwachenden Parameter.

schlägen der Nagra zugestimmt haben. Als Ergeb-

Im Berichtsjahr wurden die damals von der Ex-

nis der Etappe 1 werden in der Schweiz nur ton-

pertengruppe Entsorgungskonzepte für radioak-

reiche Wirtgesteine für die geologische Tiefenla-

tive Abfälle (EKRA) formulierten Empfehlungen

gerung weiter betrachtet. Aspekte des Pilotlagers,

für ein Pilotlager (diese wurden später in KEG/KEV

der Überwachung (Monitoring) und der Lageraus-

übernommen) mit ehemaligen EKRA-Mitgliedern

legung können daher in Zukunft auf tonige bzw.

diskutiert. Zusätzlich wurde über den aktuellen

tonreiche Gesteine fokussiert betrachtet werden.

Stand der Forschungs- und Entwicklungsarbeiten

In drei Projekten wird gegenwärtig fundiert abge-

zum Monitoring der französischen Organisation

klärt, ob über die heutige Richtlinie ENSI-G03 hi-

für die Entsorgung radioaktiver Abfälle in geolo-

naus gehend zusätzliche Anforderungen an die

gischen Tiefenlagern (Andra) und über bisherige

Auslegung eines geologischen Tiefenlagers, das

Ergebnisse des laufenden EU-Monitoring-Projekts

darin integrierte Pilotlager und das Monitoring zu

MoDeRn informiert.

stellen sind.

Das Projekt «Auslegung und Inventar des Pilot­

Das Forschungsprogramm der Agneb umfasst

lagers» wurde aufgrund der oben erläuterten Ver-

zwei eng miteinander verknüpfte Projekte, welche

zögerungen bis Juni 2013 verlängert.

sich einerseits mit dem Pilotlager (Projekt 4.3, «Pi-

Das Projekt «Monitoringkonzept und -einrich-

lotlager: Auslegung und Inventar») und anderer-

tungen» fokussiert auf alle Schritte der Überwa-

seits mit Aspekten der Überwachung eines geo-

chung, angefangen bei einer dem Bau eines Fels-

logischen Tiefenlagers (Projekt 4.4, «Monitoring-

labors vorangehenden Umweltüberwachung (Er-

konzepte und -einrichtungen») auseinanderset-

fassung der ungestörten Umweltbedingungen),

zen. In Ergänzung dazu hat das ENSI ein Projekt zu

der Messung der durch den Bau hervorgerufenen

Aspekten der Lagerauslegung gestartet, das nach-

Veränderungen bis hin zur Möglichkeit, nach Ver-

träglich ins Agneb-Forschungsprogramm aufge-

schluss des Lagers die Überwachung zur Kontrol-

nommen worden ist.

le des Lagerverhaltens fortzusetzen. Das Projekt

Alle drei Projekte haben zum Ziel, den aktuellen

soll dem ENSI einen möglichst breiten und voll-

Stand von Wissenschaft und Technik bezüglich der

ständigen Überblick über mögliche Monitoring-

aufgeführten Themenbereiche zu ermitteln, um

konzepte und -techniken verschaffen. Es soll zu-

dem ENSI die notwendigen Grundlagen für Ent-

dem Entscheidungsgrundlagen liefern, die für

scheide im Rahmen des Sachplanverfahrens geo-

die Festlegung der Anforderungen an die Über-

logische Tiefenlager zu verschaffen. Dazu werden

wachung eines Pilotlagers erforderlich sind. Die

national wie international Expertenmeinungen

Aktivitäten des Projekts sind eng an die umfang-

eingeholt, ausgewertet und in Berichten doku-

reichen Aktivitäten und Resultate des laufenden

mentiert.

EU-Forschungsprogramms MoDeRn (Monitoring Developments for Safe Repository Operation and Staged Closure) geknüpft. Der Schwerpunkt der

Die Projekte «Lagerauslegung», «Pilotlager: Ausle-

sem Jahr auf die Sichtung der bisherigen Ergeb-

gung und Inventar» und «Monitoringkonzept und

nisse des MoDeRn-Forschungsprogrammes und

-einrichtungen» wurden in der zweiten Jahres-

auf die Teilnahme an einer von der EU-Projektlei-

hälfte 2010 lanciert, jedoch wurde ein tiefer Ein-

tung organisierten Fachtagung, bei der Zielset-

stieg in die Projekte durch die Aktivitäten im Rah-

zungen, Strategien und Techniken des Monito-

72

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

Projektarbeiten konzentrierte sich deshalb in die-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

wurden.

Bedeutung der Projekte, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Das Projekt «Monitoringkonzept und -einrich-

Das etappenweise Vorgehen des Sachplans erlaubt

tungen» läuft unter Berücksichtigung der Dauer

eine schrittweise Realisierung eines geologischen

des EU-Projekts MoDeRn bis Dezember 2013 mit

Tiefenlagers unter Berücksichtigung des jeweiligen

dem Ziel, die Schlussergebnisse des MoDeRn-For-

aktuellen Standes von Wissenschaft und Technik.

schungsprogrammes in das Agneb-Projekt einbe-

Dabei hat die Sicherheit oberste Priorität. Ferner

ziehen und für das schweizerische Lagerkonzept

ist auch das in der Richtlinie ENSI-G03 geforderte

nutzbar zu machen.

Optimierungsgebot zu berücksichtigen, gemäss

Das Projekt «Lagerauslegung» beschäftigt sich

dem ein Projektant bei jedem Realisierungsschritt

mit der Auslegung der verschiedenen Lagerteile

auch Alternativen (z.B. in der Lagerauslegung) auf-

und deren Beziehung zueinander, wobei die lo-

zuzeigen hat und seine Wahl sicherheitstechnisch

kale geologische Situation und die Eigenschaften

begründen muss. Die drei Projekte bilden dabei

des Wirtgesteins zu berücksichtigen sind. Für den

eine wichtige Plattform, anhand derer diese Wahl

ersten Teil der Projektarbeit wurde ein Fragebogen

im Kreis von Experten diskutiert wird.

mit ca. 60 Fragen erstellt. Dieser wird gegenwär-

Die Elemente eines geologischen Tiefenlagers

tig seitens der Experten beantwortet, und die Ant-

umfassen gemäss Kernenergiegesetzgebung das

worten werden an gemeinsamen Sitzungen dis-

Hauptlager zur Aufnahme der Abfälle, das Pilot-

kutiert.

lager und Testbereiche. Das Hauptlager wird da-

Aufgrund der zu Beginn des Jahres 2012 erfolgten

bei so ausgelegt, dass nach Einbringung der Abfäl-

Präsentation von Vorschlägen der Nagra zu Stand-

le die Stollen verfüllt und versiegelt werden, um si-

orten für die Oberflächenanlagen in den Standort-

cherzustellen, dass die erforderliche passive Lang-

gebieten bzw. in den darum herum befindlichen

zeitsicherheit durch das Mehrfachbarrierensystem

Planungsperimetern hat die Frage der Zugangs-

gewährleistet ist, auch wenn die Zugänge der Ge-

bauwerke eine hohe Priorität erhalten. Die Ober-

samtanlage (Erschliessungsbauwerke) noch nicht

flächenanlage und die unterirdischen Anlagenteile

verschlossen sind. Die Gesetzgebung schreibt vor

können entweder durch einen Schacht oder eine

dem ordnungsgemässen Verschluss des Tiefenla-

Rampe oder eine Kombination aus beiden verbun-

gers eine so genannte Beobachtungsphase (Mo-

den werden. Dabei muss auch bei einer Schacht-

nitoring) vor. Das Pilotlager dient dabei der Über-

verbindung nicht zwangsweise die Oberflächenan-

wachung des Verhaltens der technischen Barri-

lage direkt oberhalb der untertägigen Anlagen zu

eren des Nahfelds und der Geosphäre und der

liegen kommen. Jedoch sind sicherheitstechnische

Überprüfung der Prognosemodelle, mit denen

Vor- und Nachteile von Schacht und Rampe früh-

die Langzeitsicherheit aufgezeigt wurde. Abwei-

zeitig abzuklären, damit bei der Platzierung der

chungen von den Modellen oder unerwartete Ent-

Oberflächenanlagen keine sicherheitstechnischen

wicklungen des Lagersystems sollen damit recht-

Bedenken zu den Zugangsbauwerken einmal vor-

zeitig erkannt werden können. Das Pilotlager hat

geschlagene Standorte diskreditieren.

somit die Funktion eines Nachweislagers, welches

Aufgrund der Fachgespräche innerhalb des Pro-

über die Versiegelung des Hauptlagers hinaus eine

jekts lässt sich bezüglich Schacht und Rampe fest-

Langzeitkontrolle ermöglicht und die Grundlagen

halten: Sowohl Schächte wie auch Rampen sind

zum späteren Verschluss des geologischen Tiefen-

grundsätzlich bautechnisch machbar, für beide be-

lagers liefert.

rings in einem internationalen Rahmen erörtert

stehen weltweit grosse Erfahrungen. Beide Arten der Zugangsbauwerke können auch länger als 100

Ausblick

Jahre unterhalten werden. Beide Varianten ha-

Der Ende 2011 erfolgte Abschluss von Etappe 1

ben Vor- und Nachteile, welche standortspezifisch

des Sachplanverfahrens bedeutet bezüglich der in

vertieft zu betrachten sind. Keiner dieser Aspekte

der Schweiz angestrebten Wirtgesteine eine Ein-

schliesst jedoch aus sicherheitstechnischen Grün-

schränkung auf tonige bzw. tonreiche Gesteine.

den die eine oder andere Option aus. Damit erge-

Dieser Entscheid ist in den zukünftigen Arbeiten

ben sich für ausserhalb der Standortgebiete plat-

an den drei Agneb-Forschungsprojekten zu be-

zierte Oberflächenanlagen keine grundsätzlichen

rücksichtigen. Die für 2012 vorgesehenen Fach-

Nachteile.

sitzungen und Expertenbefragungen konzentrie-

Parallel zum Projekt «Pilotlager» wird das Projekt

ren sich deshalb ausschliesslich auf Tiefenlagerpro-

«Lagerauslegung» bis Juni 2013 dauern.

jekte und Monitoringkonzepte in Tongesteinen.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

73

1.7.5 FORGE – Fate of Repository Gases

Projektziele des Berichtsjahrs und deren Umsetzung Das Ziel des Arbeitspakets WP1.2 ist, ein Bench-

ENSI-Projektbegleiter: Manuel Lorenzo Sentís

mark-Modell eines Zwei-Phasen-Flusssystems für ein ganzes geologisches Tiefenlager zu definieren.

Einleitung

Dabei werden verschiedene Werte wie Gas- und

FORGE ist ein Projekt der EU im Rahmen des 7.

Wasserdruck,

Rahmenprogramms. Es hat zum Ziel, die sicher-

berechnet. Ausgehend von einem zweidimensio-

heitstechnische Bedeutung der durch Gase verur­

nalen System werden im Laufe des Projekts sukzes-

sachten Prozesse im Nah- und Fernfeld eines Tie-

sive Benchmark-Modelle bis zu einer vollständigen

fenlagers zu untersuchen, beispielsweise den

Modellierung des gesamten Lagerkavernensystems

Druckaufbau im Tiefenlager oder den Transport

definiert. In allen diesen Modellen wird der Einfluss

von Gasen und Radionukliden aus dem Tiefenla-

der Grenzflächen zwischen Materialien untersucht.

ger ins Wirtgestein. Im EU-Projekt FORGE werden

Das erste Benchmark-Modell wurde Ende 2009

Teilaspekte der Gasentstehung in einem Tiefenla-

definiert, und die meisten Gruppen (darunter auch

ger und des anschliessenden Gastransports durch

das ENSI) haben zwischen Ende 2009 und Anfang

das Wirtgestein untersucht. Die Arbeiten sind in 5

2011 Resultate abgeliefert. Das Gastransportver-

Pakete (Work packages WP) unterteilt:

halten wird in einem zweidimensionalen System

❚ WP1: Behandlung von Gas in Sicherheitsanalysen

(Abbildung 16) mit einer Grenzfläche («Interface»)

❚ WP2: Gasbildung

zwischen der Auflockerungszone und dem Abfall-

❚ WP3: Technische Barrieren

behälter betrachtet. Die geringe Ausdehnung die-

❚ WP4: Gestörte Wirtgesteine

ser Grenzfläche war eine Herausforderung bei der

Wasserstoffkonzentrationen,

etc.

❚ WP5: Ungestörte Wirtgesteine

Modellierung für alle involvierten Gruppen. Die Er-

24 Partner nehmen an FORGE teil, darunter sind

gebnisse zeigen, dass die Modellierung der Grenz-

neben dem ENSI weitere Aufsichtsbehörden (aus

fläche zwischen der Auflockerungszone und dem

Belgien, Tschechien und Frankreich) sowie entsor-

Behälter als eigenständige Schicht einen Einfluss

gungspflichtige Institutionen vertreten. Das Pro-

auf die Resultate der Gastransportsimulationen

jekt wurde im Februar 2009 gestartet, die Dauer

hat. Die verschiedenen Gruppen mussten vereinfa-

des Projekts umfasst 4 Jahre.

chende Annahmen treffen, um die komplexe Auf-

Das ENSI nimmt am Arbeitspaket WP1 («Treat-

gabenstellung zu lösen.

ment of Gas in performance assessments») teil.

Das ENSI führte mit den Programmen TOUGH2

Die Arbeiten beinhalten eine Bestandsaufnah-

und TOUGH2-MP alle Referenzfälle und Variati-

me des technischen und wissenschaftlichen Wis-

onen der in WP1.2 definierten ersten Benchmark-

sens zu der Gasproblematik in einem Tiefenla-

Berechnungen des Gastransportes in einem zwei-

ger (WP1.1) sowie die Definition und die Durch-

dimensionalen Modellsystem durch. Das ENSI und

führung von sicherheitstechnisch relevanten Ver-

die anderen Arbeitsgruppen erhielten für diese Be-

gleichsberechnungen (Benchmark) zum Gastrans-

rechnungen vergleichbare Resultate. Unterschiede

port (WP1.2).

zwischen den Resultaten der Gruppen sind auf die

Abbildung 16: Generisches Modell für das erste Benchmark.

74

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Point P4

verschiedenen Vereinfachungen und Annahmen im Modell zurückzuführen. Ein Auszug der Resultate wird in Abbildung 17 gezeigt. Ein dreidimensionales System (Abbildung 18) mit Grenzfläche zwischen Behältern und Auflockerungszonen wurde als zweite Vergleichsberechnung im Oktober 2010 definiert, und erste Resultate wurden in der Projekt-Sitzung im Januar 2011 in Brugg präsentiert. Vollständige Resultate liegen zurzeit nur von einer Gruppe vor. Das ENSI ist zurzeit daran, eine neue Software zu testen, um aufwendige dreidimensionale Zwei-Phasenfluss-Modelle mit dem Programm TOUGH2 zu erstellen. Mit den Kenntnissen aus dem FORGE-Projekt erwartet das ENSI einerseits, neue Modelle mit TOUGH2 erstellen zu können, die für die Beurteilung der Berechnungen der nächsten Etappen des Sachplans vom Vorteil sein können. Andererseits ermöglicht dieses Projekt, Programme kennenzulernen, die andere Teilnehmer benutzen. Ende 2011 wurde das vollständige Modell für das gesamte Lager (Abbildung 19) präsentiert. Das Modell besteht aus einer Zusammenstellung der C.NT.AEAP.10.xxxx

© Andra

Module des zweiten Benchmarks.

AGENCE NATIONALE POUR LA GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS – FORGE WP1.2 08-09/06/2010

Die Arbeitsgruppe des WP1.2 traf sich zweimal während des Jahres 2011. Am 17. und 18. Januar

um über den Stand der Modellierungsarbeiten des

organisierte das ENSI ein Treffen in Brugg, bei dem

Benchmarks 2 zu sprechen. In diesen regelmässigen

die aktuellsten Resultate des Benchmarks 1 prä-

Sitzungen (zweimal pro Jahr) werden der Stand der

sentiert wurden. Ende Juni 2011 traf sich die Ar-

Arbeiten sowie die Fortschritte der verschiedenen

beitsgruppe WP1.2 dann zum zweiten Mal in Paris,

Partner im WP1.2 diskutiert. Ausserdem wird das

Abbildung 17: Vergleich der Resul­ tate der verschiedenen Gruppen für Gas- und Porenwasserdruck des ersten generischen Benchmark-Modells. Die Unterschiede in den Resultaten sind auf die verschiedenen Vereinfa­ chungen und Annahmen in den Modellen zurück­ zuführen.

Abbildung 18: Generisches Modell für das zweite Benchmark.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

75

Abbildung 19: Generisches Modell für das dritte Benchmark.

weitere Vorgehen bei der Definition von neuen Ver-

nur langsam abgeführt werden, und es kommt zu

gleichsberechnungen (Benchmarks) festgelegt.

einem Druckaufbau in den Lagerstollen. Die für die

Die Arbeitsgruppe WP1.1 befasst sich mit der Ver-

Langzeitsicherheit eines Tiefenlagers wichtige Fra-

fassung eines Berichts über den Stand von Wissen-

ge ist, ob durch diesen Druckaufbau die Rückhal-

schaft und Technik und in Bezug auf die Gasbil-

tefähigkeit des Wirtgesteins durch die Bildung von

dung und den Gastransport in einem Tiefenlager.

Rissen gefährdet wird.

Die Projektpartner trafen sich in Barcelona im Mai

Das EU-Projekt FORGE bietet dem ENSI Gelegen-

2011, um Informationen über die verschiedenen

heit, sich bezüglich aller relevanten Fragestel-

Teilprojekte auszutauschen, um die in den ver-

lungen im Bereich von Gasbildung und Gastrans-

schiedenen Teilprojekten gewonnenen Erkennt-

portfragen in Tiefenlagern auf den neusten Stand

nisse ins Projekt WP1.1 zu integrieren und um die

von Wissenschaft und Technik zu halten. Die Er-

Zusammenarbeit zwischen den Partnern der Teil-

kenntnisse dieser Arbeiten werden in die Überprü-

projekte und den Modellierern des WP1.2 zu op-

fung der Dokumente der Nagra im Rahmen des

timieren. Es wurde beschlossen, die weiteren Fort-

Sachplans Geologische Tiefenlager einfliessen.

schritte des Projekts mit klar definierten Fragen zu

Weitere Informationen über das EU-Projekt FOR-

wichtigen Aspekten der Gasproblematik zu steu-

GE sind unter http://www.bgs.ac.uk/forge/home.

ern. In einem Treffen in London im Januar 2012

html erhältlich.

werden Teilnehmer der verschiedenen Arbeitspakete diese relevanten Aspekte in Form von Fragen

Ausblick

festhalten (siehe unten Kapitel Ausblick).

In den nächsten Projektschritten werden die Resultate der jeweiligen Berechnungen der Teilnehmer am WP 1.2 verglichen sowie Probleme und

Die in einem geologischen Tiefenlager eingela-

transportprozessen diskutiert. Das Ziel ist, inner-

gerten Metalle und organischen Stoffe produzie-

halb der Laufzeit des Projekts belastbare Berech-

ren durch Korrosionsprozesse oder aufgrund des

nungen eines 3D-Modells eines Tiefenlagers zu

Stoffwechsels von vorhandenen Mikroben Gase

entwickeln, um die sicherheitstechnische Bedeu-

wie Wasserstoff und Methan in den Einlagerungs-

tung der Gasentwicklung im Tiefenlager vertiefter

stollen. In dichten Wirtgesteinen kann dieses Gas

beurteilen zu können.

76

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Lösungen der numerischen Modellierung von Gas-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Im Januar 2012 in London werden Teilnehmer der

vor ca. 21 000 Jahren (letztes glaziales Maximum

verschiedenen Arbeitspakete im Zusammenhang

LGM), mit zwei unterschiedlichen Szenarien für die

mit dem WP1.1 spezifische Fragen für die verschie-

Höhe der Eisschilde im beginnenden Mittelwürm.

denen Arbeitsgruppen definieren. Die Fragen be-

Durch die Klimamodellierung werden Luftdruck-

treffen alle Arbeitsgruppen und werden im Laufe

verhältnisse, Sturmpfade und Niederschläge bei-

des Jahres 2012 behandelt. Die Antworten werden

der Eiszeitphasen jeweils als Differenz zur Nacheis-

zu den Schlussfolgerungen des FORGE-EU-Projekts

zeit dargestellt und untereinander verglichen. Als

beitragen. Die Fragen werden die folgenden As-

Referenz für die Nacheiszeit wird eine relativ küh-

pekte beinhalten:

le Klimaperiode verwendet, die sich im Spätmittel-

❚ Variabilität und Ungewissheit der Gasgenerati-

alter bis in die Mitte des 19. Jahrhunderts (1850

onsraten

A.D.) erstreckte und als Kleine Eiszeit bezeichnet

❚ Mechanismen für den Gastransport

wird. Ziel der Sensitivitätsstudie ist ein verbessertes

❚ Bedeutung der Zwischenräume an Materialgren-

Verständnis der atmosphärischen Zirkulation im

zen für den Gastransport ❚ Übertragung von Laborergebnissen und Ergebnis-

Verlauf einer Eiszeit und deren Abhängigkeit von der Eisschildgeometrie.

sen von in-situ-URL-Experimenten auf grosstechlager. Können experimentelle Ergebnisse für die

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse

nischen Massstab in einem geologischen TiefenSicherheitsanalyse erfolgreich umgesetzt werden?

Die Modellrechnungen für beide Zeiträume wur-

❚ W ie können Prozesse im Zusammenhang mit

den nach einer Erweiterung des ursprünglich pro-

Gasbildung und -migration die Sicherheitsfunk-

jektierten Simulationsumfanges von drei auf sie-

tionen in einem Tiefenlager beeinträchtigen?

ben Glazialsimulationen im Mai 2011 plangemäss beendet. Die anschliessend durchgeführten globalen Analysen der Daten haben gezeigt, dass die

1.7.6 Klimamodellierung WürmEiszeit

atmosphärische Dynamik und damit die Niederschlagsverteilung über dem Nordatlantik und Europa von der Höhe des Laurentischen Eisschildes

Auftragnehmer: Physikalisches Institut, Abteilung

(Nordamerika) massgebend beeinflusst wird: Je

Klima- und Umweltphysik, Universität Bern

höher das Laurentische Eisschild ist, desto mehr

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert

verschieben sich die Zugbahnen aussertropischer

Bericht der Forscher in Anhang A

Stürme nach Süden (Abbildung 20). Hierdurch erreicht auch weniger Feuchtigkeit den europä-

Einleitung

ischen Kontinent, speziell die Gebiete nördlich der

Im Rahmen des Sachplans geologische Tiefenlager

Alpen. Die Daten zeigen weiterhin, dass dieser Ef-

spielen zukünftige Erosions-Szenarien eine wich-

fekt besonders in den Wintermonaten zur Geltung

tige Rolle für die Beurteilung der Langzeitsicher-

kommt, mit den entsprechenden Folgen auf das

heit der Standortgebiete. Insbesondere für das Po-

Wachstum der europäischen Eischilde bzw. Glet-

tenzial linienhafter Tiefenerosion durch Gletscher

scher. Der Einfluss der Erdbahnparameter auf die

sind aus Sicht des ENSI weitere Untersuchungen

Niederschlagsverteilung ist hingegen nur von un-

vorzusehen. Das Erosionspotenzial vorrückender

tergeordneter Rolle. Zuverlässige Aussagen für die

Gletscher hängt stark vom Ausmass zukünftiger

Schweiz lassen sich jedoch nur beschränkt aus der

Vergletscherungen und damit vom Niederschlag in

Datenanalyse ableiten, da sich die beobachteten

den Alpen und in Mitteleuropa ab. Eine Abschät-

Ereignisse für das Gebiet der Schweiz knapp inner-

zung über das Ausmass zukünftiger Vorlandver-

halb der Modellunsicherheiten bewegen.

gletscherungen ist daher stark von der Klimaent-

Anfang Dezember 2011 wurde ein umfassender

wicklung abhängig.

Artikelentwurf zur wissenschaftlichen Begutach-

In der durch das ENSI in Auftrag gegebenen Studie

tung an die Fachzeitschrift Climate of the Past

soll die letzte Eiszeit (Würm) betrachtet werden,

(www.clim-past.net) eingereicht.

welche vor etwa 120 000 Jahren begann und vor lierung ist ein Vergleich zwischen der Frühphase

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

vor ca. 65 000 Jahren (Übergang vom Früh- zum

Bei der geologischen Tiefenlagerung hochak-

Mittelwürm) und der Hochphase der Würmeiszeit

tiver Abfälle mit einem Betrachtungszeitraum von

gut 10 000 Jahren endete. Ziel der Klimamodel-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

77

1 Million Jahre ist die glaziale Tiefenerosion ein

Ausblick

wichtiger, zu beachtender Prozess. Das Erosions­

Das Projekt hat ein grosses Datenvolumen gene­

potenzial vorrückender Gletscher hängt stark vom

riert. Es wurde beschlossen, diese Daten für spe­

Ausmass zukünftiger Vergletscherungen und da­

zielle Fragestellungen weiter auszuwerten. Durch

mit vom Niederschlag in den Alpen und in Mittel­

die Verlängerung des Projekts bis Ende März 2012

europa ab. Durch die Klimamodellierung werden

wird die bestehende Analyse des langfristigen

ein verbessertes Verständnis der atmosphärischen

mittleren klimatischen Zustandes durch die Unter­

Zirkulation im Verlauf einer Eiszeit gewonnen und

suchung von kurzfristigen Variationen, insbeson­

die entscheidenden Parameter evaluiert.

dere Veränderungen in den Grosswetterlagen und extreme Niederschlagsereignisse, erweitert. Es ist

Abbildung 20: Niederschlagsver-­ ­teilung in Millimeter­ pro Tag zwischen­ 90° W und 60° E. Oben: Referenz­periode Kleine Eiszeit 1850 A.D. Mitte: Differenz zwi­ schen 1850 A.D und LGM (vor 21 000 Jahren). Unten: Differenz zwischen 1850 A.D. und Beginn Mittelwürm (vor 65 000 Jahren) mit ausgeprägtem ­Eisschild über ­Nordamerika.

78

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

geplant, dass die Analyse stärker auf Europa eingegrenzt wird, um – soweit mit der aktuell benutzten Auflösung möglich – regionale Einflussfaktoren herauszuarbeiten. Hierdurch wird ein besseres Verständnis der entscheidenden Prozesse für die Akkumulationsrate und damit der Gletscherausbreitung und -variabilität im Alpenvorland erwartet. Zur Veröffentlichung der Ergebnisse ist eine zweite Fachpublikation vorgesehen. Die Nagra sieht bei den Standortgebieten für hochaktive Abfälle Modellierungen der Landschaftsentwicklung vor. Für diese Modellierungen benötigt sie entsprechende Klimadaten. Im Anschluss an das Forschungsprojekt sollen daher die generierten Klimadaten einer Landschafts- und Erosionsmodellierung als Eingangsdaten bzw. Randbedingungen zugeführt werden.

1.7.7 Datierung quartärer Sedimente im Alpenvorland

Projektziele des Berichtsjahres und wichtige Ergebnisse Im Jahr 2011 wurde an einem Vorprojekt gearbei-

Auftragnehmer: Institut für Geologie, Universität Bern

tet, um an Lokalitäten mit einfachen sedimentären

ENSI-Projektbegleiter: Andreas Dehnert

Lagerungsverhältnissen und klarer stratigrafischer Zuordnung die Methodik zu testen. Im Rahmen

Einleitung

des Vorprojekts waren an den Lokalitäten Man-

Die Nordschweiz, in der fünf der sechs Standort-

dach (Tiefere Deckenschotter) und Irchel (Höhere

gebiete für geologische Tiefenlager liegen, ist be-

Deckenschotter) vertikale Profile sowie in Siglis-

deckt mit den Sedimenten der quartären Eiszeiten.

dorf (Höhere Deckenschotter) ein horizontales Pro-

Die klassische Aufteilung der Ablagerungen in

fil aufgenommen und daran

vier grosse Eiszeiten ist in den letzten Jahrzehnten

durchgeführt worden (Akçar et al., in review). Für

durch ein differenzierteres Bild von mehr als einem

die Tieferen Deckenschotter bei Mandach konnte

Dutzend Eisvorstössen ersetzt worden. Während

so ein Minimalalter von 800 000 Jahren bestimmt

den Vorstössen wurden Täler zum Teil mehrfach

werden (Abbildung 21). Beide Vertikalprofile (Man-

ausgeräumt und anschliessend wieder gefüllt. Um

dach, Irchel) zeigen die charakteristischen, mit der

sowohl die Dynamik der glazialen Erosion zu ver-

Tiefe abnehmenden Isotopengehalte. Für eine ge-

stehen als auch genauere Erosionsraten bestim-

nauere Abklärung der Sedimentationsverhältnisse

men zu können, müssen die Alter der einzelnen

(das Irchel-Profil weist auf mehrere Ablagerungs­

quartären Schichten bekannt sein.

zyklen hin) soll jedoch im Rahmen des Hauptpro-

Gegenwärtig beschränken sich die vorhandenen

jekts eine deutlich dichtere Beprobung angestrebt

numerischen Alter auf die jüngeren Schichten,

werden. Für das Horizontalprofil bei Siglisdorf feh-

die mit den Methoden der Radiokohlenstoff-Da-

len gegenwärtig noch die 26Al-Werte, um aus den

tierung (14C) und der optisch stimulierten Lumi-

Proben Alterswerte bestimmen zu können.

10

Be-Bestimmungen

neszenz (OSL) bestimmt werden können. Diese­ 50 000 ( C) bzw. 200 000 Jahre (OSL). Ein lau-

Bedeutung des Projekts, Beitrag zur nuklearen Sicherheit

fendes, von Nagra und Schweizerischem National-

Die von der Nagra vorgeschlagenen Standort-

fonds unterstütztes Projekt führt OSL-Datierungen

gebiete liegen mit einer Ausnahme in der Nord-

an den Hoch- und Niederterrassenschottern der

schweiz, in der Geodäsie-Messungen auf aktuelle

Nordschweiz und eine methodische Ausweitung

Hebungsraten im Bereich von 0.0 bis 0.2 mm ­pro

der OSL-Datierung durch. Um die deutlich älteren

Jahr hinweisen. Für die Beurteilung der Langzeit-

Deckenschotter zu datieren, wird seitens ENSI und

sicherheit geologischer Tiefenlager müssen Prog­

der Universität Bern die Datierung mittels kosmo-

nosen für die Hebung (und gleichzeitige Erosi-

gener Nuklide ( Be und Al) angestrebt.

on) erstellt werden. Diese Prognosen orientieren

Alter erreichen methodenbedingt maximal circa 14

10

26

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

79

Abbildung 21: Gemessene 10Be-Kon­ zentrationen entlang der obersten 4 Meter eines Vertikalprofils in den Tieferen Dec­ kenschottern (TDS) bei Mandach. An die Kon­ zentrationswerte wurde mathematisch eine Kurve angepasst. Das daraus abgeleitete Mi­ nimalalter von 800 000 Jahren stellt die erste numerische Altersda­ tierung der Tieferen Deckenschotter in der Nordschweiz dar (Akçar et al., in review).

sich insbesondere an den langfristigen Erosions-

Phasen entsprechen. Mit Hilfe der Resultate sollen

und Hebungsraten. Beim Lager für schwach- und

anschliessend Erosionsraten bestimmt und ­diese

mittelaktive Abfälle (SMA) sind dabei die letzten

(unter Annahme einer erosiven Kompensation der

100 000 Jahre von Relevanz, beim Lager für hoch-

Hebung) mit den geodätisch bestimmten aktuellen

aktive Abfälle (HAA) die letzten 1 000 000 Jahre.

Hebungsraten verglichen werden. Das Datierungs-

Für die Bestimmung von Hebungsraten sind die

projekt wird in der ersten Hälfte 2012 gestartet

Deckenschotter als älteste, heute am höchsten ge-

und im Rahmen einer Doktorarbeit an der Univer-

legene quartäre Ablagerungen des Alpenvorlandes

sität Bern (mit gemeinsamer Betreuung durch die

gut geeignet. Sie sollen aufzeigen, ob die heute

Universität und das ENSI) umgesetzt.

gemessenen Hebungsraten einer nur kurzfristig

Das ENSI plant ausserdem eine Mitarbeit in einem

gültigen Rate oder einem mit langfristigen Raten

internationalen Bohrprojekt (ICDP) mit dem Titel

vergleichbaren Wert entsprechen. Aufgrund dieser

«Drilling Overdeepened Alpine Valleys». Unter der

Ergebnisse können gewisse Standortgebiete ab-

Leitung eines internationalen Konsortiums soll da-

hängig von der Tiefe der Wirtgesteine sicherheits-

rin im Alpenraum und in dessen Vorland ein aus-

technisch bessere oder schlechtere Bewertungen

gedehntes Bohr-, Charakterisierungs- und Datie-

erhalten.

rungsprogramm von quartären (und tertiären) Sedimenten in den von Gletschern periodisch aus-

Ausblick

geräumten Rinnen durchgeführt werden. Der ge-

Das Vorprojekt hat gezeigt, dass die Methodik

plante Start der Arbeiten ist 2014.

bei den dabei verwendeten Proben funktioniert, so dass Minimalalter hergeleitet werden können.

Zitierte Literatur

Das eigentliche Datierungsprojekt soll anhand von

Akçar N., Ivy-Ochs S., Alfimov V., Graf H.R., Kubik­

mehreren Schlüssellokalitäten die Alter für die ver-

P.,­ Meinert R., Kuhlemann J., Schlüchter C., in re-

schiedenen Deckenschottersedimente bestimmen

view. The challenge of dating Swiss Deckenschot-

und die Frage beantworten, ob die vorhandenen

ter with cosmogenic

Schotter tatsächlich einer Sedimentationsphase

Geo­chronology.

10

Be and

26

Al. Quaternary

oder mehreren zeitlich voneinander getrennten

80

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

2. Lehrreiche Vorkommnisse in ausländischen Anlagen Das ENSI ist in ein internationales Netzwerk zur Erfassung und Verbreitung von Betriebserfahrung eingebunden. Über diesen Verbund erhält das ENSI Information aus Kernanlagen rund um den Globus und stellt im Gegenzug Betriebserfahrung aus Schweizer Kernanlagen zur Verfügung. Vorkommnisse sind ein wichtiger Bestandteil dieser Betriebserfahrung. Zwei wesentliche Knotenpunkte dieses Netzwerks sind Dienste der Internationalen Atomenergieorganisation IAEA mit Sitz in Wien in Zusammenarbeit mit der Nuclear Energy Agency NEA der OECD mit Sitz in Paris (Abbildung 1): ❚ Das Incident Reporting System IRS sammelt Be-

richte über Vorkommnisse, bereitet diese auf und stellt sie in einer Datenbank den Mitgliedsländern zur Verfügung. ❚ Die internationale Ereignisskala INES wurde zur

Einstufung von nuklearen und radiologischen Er-

Ereignissen. Die Mitgliedsländer der IAEA haben

eignissen erstellt und dient als Kommunikations-

sich verpflichtet, Vorkommnisse von globalem In-

mittel gegenüber der Öffentlichkeit. Die Berichte

teresse oder ab der INES-Stufe 2 zeitnah an die

über Vorkommnisse werden in einer Datenbank

IAEA zu melden. Die IAEA ihrerseits verbreitet ak-

gesammelt, welche den Mitgliedsländern zur Ver-

tuelle Meldungen öffentlich über ihre News-Web-

fügung steht.

site (http://www-news.iaea.org/).

Das Netzwerk der nationalen IRS-Koordinatoren

Im Kalenderjahr 2011 wurden der IAEA 23 Vor-

und INES-Beauftragten ermöglicht einen raschen

kommnisse der INES-Stufen 2 oder höher gemel-

Informationsaustausch nach dem Auftreten von

det:

INESStufe

Bezeichnung

Kurzbeschreibung

2

Zwischenfall

Die meisten Vorkommnisse waren auf Bestrahlung von Personen mit resultierenden Strahlendosen oberhalb der zulässigen nationalen Grenzwerte in Industrie, Medizin und einem Kernkraftwerk zurückzuführen. Zudem wurden der Diebstahl einer Strahlenquelle und die Kontamination von Personal gemeldet. Das Kernkraftwerk Onagawa-2 in Japan wurde vom Erdbeben am 11. März 2011 mit nachfolgendem Tsunami betroffen. Es erfolgte eine automatische Reaktorabschaltung. Trotz des Ausfalls von zwei Notstrom-Dieselgeneratoren und eines Nachwärme-Abfuhrsystems konnte die Kühlung des Reaktors gewährleistet werden. Weitere Vorkommnisse sind in den Berichtsabschnitten 2.2 bis 2.5 näher beschrieben.

3

Ernsthafter Zwischenfall

Die Vorkommnisse im Kernkraftwerk Fukushima Dai-ni wurden durch das Erdbeben und den Tsunami am 11. März 2011 hervorgerufen. Eine ausführlichere Darlegung dieser Vorkommnisse erfolgt im Berichtsabschnitt 2.1.

4

Unfall ohne signifikante Gefährdung der Umgebung

Die Bestrahlung mehrerer Arbeiter in Bulgarien war die Folge der unsachgemässen Handhabung einer Strahlenquelle.

7

Schwerwiegender Unfall

Für die Auswirkungen des starken Erdbebens und des Tsunamis am 11. März 2011 auf das Kernkraftwerk Fukushima Dai-ichi nahe der Ostküste von Japan erfolgte nach zunächst tieferer Klassierung gesamthaft eine Höherstufung auf INES 7. Eine ausführliche Darlegung dieser Vorkommnisse erfolgt im Berichtsabschnitt 2.1.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

81

Abbildung 1: Sitz der OECD/NEA in Paris. Das Treffen der IRS-Koordinatoren zum Erfahrungsaustausch über Vorkommnisse im September 2011 fand an diesem Ort statt (Foto: ENSI).

Abbildung 2: Treffen der EU-­ Clearinghouse-Mit­ glieder zum Erfah­ rungsaustausch über Vorkommnisse in 2011 (Januar 2012 Petten, Niederlande) (Foto: ENSI).

Alle Einstufungen der Vorkommnisse in Japan

Vorkommnisse verfügt. Zudem sind die Betreiber

sind vorläufig, da eine abschliessende Bewertung

weiteren Vereinigungen angeschlossen, wie zum

durch Japan zurzeit nicht vorliegt.

Beispiel der Vereinigung der Grosskraftwerks-Be-

Seit dem Jahr 2008 gibt es in Europa einen wei-

treiber VGB in Europa, ebenfalls mit dem Ziel eines

teren Knotenpunkt im Erfahrungsnetzwerk: das

breit angelegten Erfahrungsaustausches.

European Clearinghouse on Operational Expe-

Die nachfolgenden Abschnitte beschreiben aus-

rience Feedback mit Sitz im niederländischen Pet-

gewählte wichtige Vorkommnisse aus dem Jahr

ten, an dem auch die Schweiz beteiligt ist. Diese

2011 und wie das ENSI ihre Relevanz für die

Institution unterstützt ihre Mitglieder bei der Be-

Schweiz bewertet. Den Anfang machen die Vor-

reitstellung und Umsetzung von Betriebserfah-

kommnisse in den Kernkraftwerken an den Stand-

rung auf nationaler Ebene und führt Analysen zu

orten von Fukushima. Von Interesse waren zudem

Schwerpunktthemen durch (Abbildung 2).

die Vorkommnisse in Frankreich mit Problemen

Als weitere Informationsquellen dienen perio-

bei Notstrom-Dieselgeneratoren, der Ersatz einer

dische Berichte oder Mitteilungsorgane auslän-

Pumpe im Kernkraftwerk Doel 4 in Belgien ohne

discher Anlagen und Behörden sowie die Teilnah-

vollständige Prüfung der erforderlichen Funktions-

me an internationalen Arbeitsgruppen, wie bei-

tauglichkeit und die nach einem Test nicht wieder

spielsweise die Working Group on Operational Ex-

funktionsfähig geschalteten Reaktorschutzsignale

perience WGOE der NEA. Auch Pressemeldungen

im Kernkraftwerk Laguna Verde 2 in Mexiko.

werden systematisch nach Vorkommnissen durchsucht. Liegen solche vor, wird versucht, über das fachliche Netzwerk nähere Informationen über den Vorfall einzuholen.

2.1 L'accident nucléaire de Fukushima1

Das ENSI verfolgt kontinuierlich eingehende Meldungen über Vorkommnisse in ausländischen An-

Le 11 mars 2011 à 14 h 46 heure locale, le Japon a

lagen und wertet diese durch Fachgruppen und

été frappé pendant 90 secondes par le plus impor-

-spezialisten aus. Es klärt, ob ein Vorkommnis

tant tremblement de terre jamais enregistré dans

Auswirkungen auf die Schweiz oder Relevanz für

ce pays. L’épicentre du séisme Tohoku-Chihou-Tai-

Schweizer Anlagen hat, und falls ja, welche Mass-

heyo-Oki se situait à 150 km à l’Est de la ville de

nahmen eingeleitet werden müssen.

Sendaï. Ce tremblement de terre de magnitude 9

Die Betreiber von Kernanlagen haben sich ihrer-

a généré un tsunami (de plusieurs vagues) pou-

seits zum Verband der «World Association of Nuclear Operators» (WANO) zusammengeschlossen, der über ein eigenes Informationsnetzwerk über

82

1 Le présent chapitre se base sur des informations valables à la fin février 2012.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

vant atteindre 38 mètres dans certaines régions de

de télécommunications ont également été gran-

la côte Est de l’île principale du Japon, Honshu, qui

dement affectés.

a touché une zone de près de 561 km , causant la

La centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi qui a

mort de plus de 15 000 personnes. A l’heure ac-

subi de multiples défaillances de ses systèmes, in-

tuelle, plus de 3 000 personnes sont toujours por-

cluant ici l’alimentation électrique, a relâché une

tées disparues. Ces chiffres ne tiennent pas comp-

quantité massive de radioactivité, mettant en dan-

te des nombreuses personnes blessées, évacuées

ger l’être humain ainsi que l’environnement. Cet

ou dont le village a purement et simplement été

événements a ainsi été classé en accident nucléaire

balayé par les flots.

majeur de niveau 7 sur l’échelle internationale de

A côté de ce désastre humain, ces catastrophes

classement des événements nucléaires (INES). Les

naturelles conjointes ont affecté de multiples in-

efforts mis en œuvre pour gérer la situation ont

stallations, y compris des centrales nucléaires. Au

été retardés par les dommages collatéraux causés

moment du tremblement de terre, trente-cinq

dans les environs par ces catastrophes naturelles.

2

tranches nucléaires étaient en exploitation et couplées au réseau dans le pays. Cinq centrales situées sur la côte Est ont été touchées par le séisme

2.1.1 Le Japon

et son tsunami: Higashi Dori, Onagawa, Fukushima Dai-ichi, Fukushima Daini et Tokai Daini. Toutes

Le Japon est constitué de plusieurs îles dans l’Asie

ont subi des dommages, mais les deux sites de Fu-

Orientale, à l’Est de la Corée et de la Russie, dans

kushima ont été les plus touchés. Ces événements

l’océan Pacifique. Ce sont près de 127 millions

n’ont pas seulement touché des installations nu-

d’habitants qui vivent sur 377 835 km2, dont 35

cléaires mais aussi d’autres industries comme des

millions dans l’aire urbaine de Tokyo, la capitale.

usines pétrochimiques ainsi que les infrastructures

Le Japon est une zone de subduction de trois pla-

de transports et le réseau électrique. Les moyens

ques tectoniques, engendrant annuellement des Figure 1: Carte du Japon (source: Forum nucléaire Suisse).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

83

internationales comme l’Agence Internationa-

Figure 2: Prise de vue aérienne de la centrale ­nucléaire de Fukushima Dai-ichi (source: TEPCO).

le pour l’Energie Atomique (AIEA) et l’Agence de 6 5

4

3

2

1

l’Energie Nucléaire de l’Organisation de Coopération et de Développement Economique (OCDEAEN). L’autorité de surveillance des installations nucléaires japonaises était au moment des faits l’Agence de sûreté industrielle et nucléaire (Nuclear and Industrial Safety Agency – NISA). Un deuxième avis pouvait être émis sur son travail par la commission de sécurité nucléaire (Nuclear Safety Commission – NSC) qui était aussi en charge de la définition de la philosophie nationale en matière

milliers de séismes de magnitude pouvant att-

de sécurité nucléaire et de l’élaboration de certains

eindre les niveaux 4 à 9 sur l’échelle de Richter. Un

textes règlementaires.

cinquième de tous les séismes supérieurs à 6 enregistrés dans le monde se situe au (ou aux alentours du) Japon. Un séisme se produisant en mer peut générer un tsunami, qui est d’ailleurs un mot japo-

2.1.2 L’événement de Fukushima Dai-ichi

nais (tsu signifiant port et nami signifiant vague). Les typhons et tempêtes tropicales sont fréquents

2.1.2.1 Le site de Fukushima Dai-ichi

entre juin et octobre.

Le site de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-

Le mix énergétique japonais est constitué à hau-

ichi se situe à 60 km de Sendai, le long de la côte

teur de 30% de nucléaire, avec une politique (au

Pacifique du Japon, dans la préfecture de Miya-

moment des faits) d’augmentation de cette part

gi, à 240 km au Nord de Tokyo. Tokyo Electric Po-

à 50%. Ses 48 000 MWel produits annuellement

wer Company (TEPCO) y exploite six tranches. Les

par ses centrales le classent 3ème plus grand pro-

réacteurs à eau bouillante (REB, BWR en anglais)

ducteur d’énergie d’origine nucléaire après les

de types et de puissances variés ont été construits

Etats-Unis d’Amérique (USA) et la France. A la fin

dans les années 1970 sur un modèle de concepti-

2010, dix entreprises de production d’électricité se

on de General Electric (GE). L’énergie totale pro-

partageaient l’exploitation des cinquante-quatre

duite sur le site était de 4 696 MWel.

tranches alors en opération dans le pays: trente

Lorsque le tremblement de terre a eu lieu, seules

réacteurs à eau bouillante (REB) et vingt-quatre

les tranches 1 à 3 étaient en exploitation. Les tran-

réacteurs à eau sous pression (REP).

ches 4, 5 et 6 subissaient une inspection pério-

La Japon est membre de plusieurs organisations

dique. Les tranches 1 à 4 ont été les plus touchées.

Figure 3: Schéma de l’alimen­ tation électrique des tranches 1 à 4 de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi avant le séisme (source: ENSREG).

84

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Tranches de Fukushima Dai-ichi

Type

Année

MWel

Concepteur

Tranche 1

BWR-3

1971

460

General Electric

Tranche 2

BWR-4

1974

784

GE/Toshiba

Tranche 3

BWR-4

1976

784

Toshiba

Tranche 4

BWR-4

1978

784

Hitachi

Tranche 5

BWR-4

1978

784

Toshiba

Tranche 6

BWR-5

1979

1 100

GE/Toshiba

2.1.2.2 Le tremblement de terre

2.1.2.3 Le tsunami

La succession de séismes affectant le site de la

Quarante-huit minutes après la secousse, le site

centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi, a débu-

a été touché par une vague d’environ 14 mètres

té avec un tremblement de terre de magnitude 7,3

de hauteur. La conception contre les tsunamis de

le 9 mars 2011 et a été suivi par une série de plus

la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi ne

«faibles» répliques (de magnitude comprise entre

prenait en considération qu’une vague de 5,7

7,0 et 7,7 jusqu’au 11 avril 2011). Le choc princi-

mètres de haut. Le site a donc été submergé.

pal, de magnitude 9,0 (aussi connu sous le nom de

L’eau s’est répandue sur l’installation, a entou-

Tohoku-Chihou-Taiheiyo-Oki) a eu lieu le 11 mars

ré les bâtiments qu’elle a inondés par les portes

2011 à 14 heures 46 heure locale et a duré 90 se-

d’accès situées au rez-de-chaussée, les chemins

condes.

de câbles ou encore les traversées (de murs). Les

Lors de la survenue du tremblement de terre, les

groupes électrogènes de secours à moteur Die-

réacteurs se sont arrêtés automatiquement et leur

sel situés 5 à 6 mètres au-dessus du niveau de la

refroidissement a débuté. Le réseau électrique de

mer ont été noyés (exception faite de l’un des

la région a cependant été détruit, entraînant une

Diesel de la tranche 6). Les stations de pompa-

perte totale d’alimentation électrique sur le site

ge d’eau de mer ont été détruites pour toutes

(Loss Of Off-site Power – LOOP). Les groupes élec-

les tranches.

trogènes de secours à moteur Diesel (deux pour

Le 11 mars 2011, à 15 h 36, toutes les sources

chaque tranche et trois pour la sixième), consti-

d’alimentation en courant alternatif triphasé étai-

tuant le mode d’alimentation électrique de se-

ent perdues pour les tranches de 1 à 4, le Station

cours, ont alors démarré, exception faite de l’un

Blackout (SBO) a eu lieu. Pourtant, l’évacuation de

de ceux de la tranche quatre qui était en révision

la puissance résiduelle nécessitait de l’électricité,

(cf ­­­figure 3)

l’énergie étant nécessaire au fonctionnement des

Tableau 1: Description des tranches de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi.

Figure 4: Schéma de l’alimen­ tation électrique des tranches 1 à 4 de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi après le tsunami (sour­ ce: ENSREG).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

85

2.1.2.4 Déroulement de l’événement Principaux événements sur la tranche 1 Après le séisme Le 11 mars 2011, après l’arrêt automatique du réacteur (SCRAM) et le déclenchement de l’alimentation électrique de secours à 14 h 47, en conséquence du LOOP, l’évacuation de la chaleur résiduelle a d’abord été assurée comme prévu par le condenseur d’isolement (Isolation Condenser IC). Compte tenu de la forte variation de température accompagnée d’une chute de pression, l’IC a été arrêté manuellement environ 10 minutes après le début des événements. Le circuit A de l’IC a par la suite été utilisé pour réguler la pression dans la cuve du réacteur. La mise hors fonction de l’IC a entraîné une Figure 5: Schéma d’un réacteur à eau bouillante du même type que les tranches 1 à 4 de Fukushima Dai-ichi.

montée en pression dans la cuve et le déclen-

Figure 6: Schéma de la structure condenseur d’isolement (IC) de la tranche 1 (source: NISA).

systèmes de sécurité chargés du refroidissement

chement du dispositif de décompression, tan-

des cœurs.

dis que la cuve du réacteur était maintenue

Le tsunami a également entraîné une perte de

en arrêt à chaud. Cet état ne permettait pas

l’instrumentation et des systèmes de contrôle. Les

d’atteindre le critère de déclenchement automa-

opérateurs sont donc demeurés dans le noir, avec

tique ­(niveau de remplissage du réacteur) de la

peu de moyens de communication ni aucune in-

pompe d’alimentation pour injection de calopor-

formation; et ce, pour ramener l’ensemble des in-

teur sous haute pression (High Pressure Coolant

stallations en état sûr.

Injection HPCI) qui aurait assuré l’injection de ­caloporteur. Après le tsunami Le 11 mars 2011 à 15 h 35, se sont produits le SBO et la perte de source froide d’ultime secours (Ultimate Heat Sink UHS – ici refroidissement par de l’eau de mer). Il ne restait donc plus que le torus pour absorber la chaleur résiduelle. La tranche 2, rencontrant les mêmes difficultés que la tranche 1, n’a pas pu venir en aide à cette dernière. En raison de l’indisponibilité des affichages (en salle des commandes) notamment de l’HPCI et des valves de l’IC, TEPCO a considéré que le HPCI n’était plus en mesure d’assurer ses fonctions. L’émission d’énergie résiduelle, couplée à la défaillance de la réalimentation en caloporteur de l’IC n’a eu de cesse de faire baisser le niveau d’eau dans la cuve du réacteur, entraînant le dénoyage des assemblages combustibles. La limitation de la pression s’est vraisemblablement effectuée par l’ouverture de valves dans le torus. Ces trois faits ont entraîné une augmentation de la température dans le torus et donc de la pression y régnant, et dans le drywell une fois la température d’ébullition atteinte dans le torus. La présence de décombres/débris sur le site a retardé l’arrivée et le branchement des groupes

86

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

électrogènes mobiles. L’alimentation électrique

ode importante jusqu’à la réalisation de l’éventage

de l’instrumentation et la surveillance du niveau

tenait de raisons techniques (préparation, appro-

de remplissage de la cuve ont été perdues dans

visionnement du matériel ou entraînement) et de

les heures qui ont suivi. Une injection alternative

raisons administratives (évacuation, communica-

d’eau était possible mais requérait des interven-

tion et autorisation). Cet après-midi-là, les événe-

tions humaines.

ments suivants se sont produits:

Le circuit A de l’IC a été ouvert brièvement à deux

❚ 15 h 36, endommagement de la structure du bâ-

reprises dans la soirée (il aurait été fermé manu-

timent réacteur par une explosion d’hydrogène

ellement 5 h après le début des événements sans que le chef de quart en soit informé).

dans sa partie supérieure. ❚ 18 h 25, évacuations obligatoire de la population

Le retour temporaire de l’éclairage et de

dans une zone de 20 km autour de la centrale et

l’alimentation en salle de commande permettaient

volontaire dans un rayon de 30 km.

de constater que le niveau d’eau dans la cuve était

❚ 19 h 04, début de l’injection d’eau de mer.

de + 200 mm au-dessus du haut de la hauteur ac-

❚ 19 h 55 et 20 h 05 autorisation du gouverne-

tive (top of active fuel).

ment et de la NISA pour injecter de l’eau borée.

Le 11 mars à 20 h 50, le gouvernement a décidé

Cette action a débuté à 20 h 45. Elle a été re-

d’évacuer la zone de 2 km de rayon autour de la

tardée en raison de sujétions d’ordre administra-

centrale, en raison de la suspicion de dommages

tif ou des déficits dans la communication. Cette

au cœur vers 22 h 20 (qui a en fait été entièrement

injection pourrait cependant avoir débuté avant

dénoyé environ 4,5 h après le SCRAM). A 21 h 20,

même l’aval des autorités.

l’évacuation a été étendue à la zone des 3 km, le

L’alimentation électrique externe a pu temporaire-

confinement dans les habitations dans un rayon de

ment être rétablie le 20 mars, l’éclairage dans la

10 km. L’accès au bâtiment réacteur a été condam-

salle de commande le 24 mars.

né en raison d’un débit de dose trop élevé. Vers minuit, la pression élevée imposait de recourir à un éventage de l’enceinte de confinement. La demande a été effectuée auprès des autorités à 01 h 30. Leur aval n’a été reçu qu’à 03 h 00, sous réserve d’achèvement de l’évacuation de la population. Le 12 mars au matin, le personnel de la salle de commande a eu pour ordre de porter des masques de protection individuels en raison de l’augmentation permanente de la dose locale avant d’être évacué vers la tranche 2. A ce moment, le gouvernement ordonnait l’évacuation d’une zone d’un rayon de 10 km autour de la centrale. Le 12 mars à 09 h 04 ont débuté les opérations d’éventage qui ne pouvaient être achevées manuellement en raison de débits de dose trop importants. Le déclanchement manuel a été remplacé par des alternatives mécaniques. Le 12 mars à 14 h 30 la pression du drywell diminue, soulignant le succès de l’éventage. Cette péri-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Figure 7: Dommages sur site à Fukushima Dai-ichi (source: TEPCO).

87

Figure 8: Schéma des doses mesurées sur les doubles portes du bâtiment réacteur de la tranche 1 les 11 et 12 mars 2011 (source: TEPCO).

Figure 9 & figure 10: Vues de la tranche 1 après l’explosion hydrogène (source: TEPCO).

Piscine de stockage des assemblages

Principaux événements sur la tranche 2

combustibles usés

Après le séisme

Le SBO de la tranche 1 a entraîné la perte de la

Le 11 mars 2011, après le SCRAM et le déclen-

fonction de refroidissement de la piscine.

chement de l’alimentation électrique de secours à

Le 12 mars 2011 à 15 h 36, moment de l’explosion

14 h 47, en conséquence du LOOP, l’évacuation

de la poche d’hydrogène ayant affecté la structure

de la chaleur résiduelle a été assurée comme pré-

du bâtiment réacteur, la piscine s’est retrouvée à

vu par le Reactor Core Isolation Cooling System

ciel ouvert. Le manque de refroidissement a ent-

(RCIC) mis en fonction manuellement; ce système

raîné un abaissement du niveau d’eau dans la pis-

ne nécessitait pas d’alimentation par le réseau

cine dans laquelle l’injection du caloporteur n’a pu

électrique. Mais en raison de la réception du si-

reprendre que le 31 mars 2011 par intermittence.

gnal «niveau de remplissage haut», le Système

Cette piscine contenait depuis le 27 septembre

RCIC s’est arrêté automatiquement à plusieurs

2010 392 assemblages combustibles dont 100

reprises. Jusqu’au 14 mars 2011 aux environs de

neufs. Leur état actuel n’est pas évaluable.

midi, l’injection d’eau à partir du torus et du réservoir des condensats froids a permis de maintenir ce mode de refroidissement.

Figure 11: Diagramme des paramètres initiaux de la tranche 1 au moment des faits. (source: TEPCO).

88

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Après le tsunami Le 11 mars 2011 à 15 h3 8, se sont produits le SBO et la perte de l’UHS. Le retour temporaire de l’éclairage et de l’alimentation en salle de commande ont permis de constater que le niveau d’eau était mesuré à + 3400 mm au-dessus du haut de la hauteur active. La pression dans le drywell augmentait. Le 12 mars 2011 à 02 h 55, le RCIC fonctionnant, la priorité a été accordée à la décompression de la tranche 1. Dans l’après-midi, le directeur de la centrale annonçait le début des préparatifs de l’éventage dont les procédures ont débuté le matin du 13 mars 2011. Les fonctions techniques de contrôle-commande et de mesure ont pu connaître des défaillances en raison de l’alimentation électrique ou de l’état du caloporteur. Le 14 mars à 11 h 01, l’explosion sur la tranche 3 a entraîné la perte de la fonction d’éventage ainsi que celle d’une partie des préparatifs effectués pour l’injection d’eau pourtant nécessaire en rai-

De 19 h 20 à 19 h 54, en raison d’une panne

son de l’augmentation de la pression et de la tem-

de carburant des groupes électrogènes mobiles,

pérature dans le torus.

l’injection d’eau de mer a été stoppée. Le point

Ce même jour, des brèches ont été effectuées

bas du cœur aurait été atteint d’après les estima-

dans la toiture afin d’éviter de nouvelles explosi-

tions, environ 76 h après l’arrivée du tsunami.

ons d’hydrogène. Dans l’après-midi, la perte tota-

Des mesures de réduction de pression ont été me-

le d’injection en eau et donc de refroidissement a

nées dans la nuit. Cependant, le 15 mars 2011

eu lieu. En conséquence, le niveau d’eau a atteint

vers 03 h 00, une nouvelle tentative s’est soldée

le haut de la hauteur active.

par un échec.

A 16 h 34 ont commencé les préparatifs pour

Le 15 mars 2011 à 06 h 14, une explosion hydro-

l’injection d’eau de mer après décompression de

gène a ébranlé la structure du bâtiment réacteur.

la cuve qui a eu lieu de 18 h 03 à 19 h 03 et a été

Elle se serait vraisemblablement produite dans la

suivie d’une augmentation de pression.

région du torus.

Figure 12: Schéma de la structure du système RCIC des tranches 2 et 3 (source: NISA).

Figure 13: Diagramme des para­ mètres initiaux de la tranche 2 au moment des faits (source: TEPCO).

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

89

Le 20 mars 2011 à 15 h 46 l’alimentation élec-

ment été rétabli dans la salle de commande princi-

trique externe était rétablie temporairement.

pale dans la soirée. Le 12 mars 2011, à 11 h 36, le RCIC s’est mis hors

Piscine de stockage des assemblages ­combustibles

fonction automatiquement tandis que le HPCI

usés

s’est lancé à 12 h 35 en raison d’un niveau d’eau

Le SBO de la tranche 2 a causé la perte de la fon-

insuffisant dans la cuve. Une chute de pression

ction de refroidissement de la piscine. Le man-

importante au niveau du réacteur a eu lieu dans

que de refroidissement a entraîné un abaisse-

l’après-midi laissant supposer une fuite vapeur au

ment du niveau d’eau dans la piscine dans laquelle

niveau du système HPCI. La pression du torus ne

l’injection du caloporteur n’a pu reprendre que le

cessant d’augmenter, TEPCO a annoncé le début

20 mars 2011 à 15 h 05.

des préparatifs pour l’éventage à 17 h 30.

Le dernier ajout d’assemblages combustibles dans

Le 13 mars 2011, à 02 h 42, l’HPCI a cessé de fon-

la piscine a eu lieu le 18 novembre 2010, portant le

ctionner. Plus aucune injection d’eau n’était dispo-

total des assemblages à 615 dont 28 neufs.

nible. La pression dans la cuve augmentant avec l’arrêt de l’HPCI confirmait les soupçons de fuite.

Principaux événements sur la tranche 3

Le cœur s’est retrouvé dénoyé dans la fin de nuit.

Après le séisme

Le matin débutait l’arrosage via l’eau diffusée

Le 11 mars 2011, après le SCRAM et le déclen-

de l’enceinte. L’injection d’eau a pu commencer

chement de l’alimentation électrique de secours à

après la décompression de la cuve à 09 h 08 (dont

14 h 47, en conséquence du LOOP, l’évacuation

les préparatifs ont été annoncés à 05 h 15). En mi-

de la chaleur résiduelle a été assurée comme pré-

lieu de matinée, la pression baissait. En raison de

vu par le Reactor Core Isolation Cooling System

débits de dose trop élevés dans la salle de com-

(RCIC) mis en fonction manuellement, relayé plus

mande, les opérateurs ont été évacués vers la tran-

tard par la pompe d’alimentation pour injection

che 4.

de caloporteur sous haute pression (High Pressure

Le 14 mars, suite à une courte interruption de

Coolant Injection HPCI). Tout comme pour la tran-

l’injection d’eau, le niveau de remplissage de la

che 2, le RCIC s’est arrêté plusieurs fois.

cuve a diminué.

La pression a augmenté. Les

préparatifs pour une nouvelle décompression Après le tsunami

ont commencé à 05 h 20. A 11 h 01 une explo-

Le 11 mars 2011 à 15 h 38, se sont produits le SBO

sion d’hydrogène s’est produite dans le bâtiment

et la perte de l’UHS. Le RCIC a été mis en fonction

réacteur et a provoqué d’importants dégâts au

manuellement à 16 h 03. L’éclairage a temporaire-

bâtiment et aux équipements de la tranche ainsi

Figure 14: Vue des tranches 3 & 4 après les explosions hydrogène (source: TEPCO).

90

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Figure 15: Diagramme des para­ mètres initiaux de la tranche 3 au moment des faits (source: TEPCO).

qu’au bardage du bâtiment de la tranche 4. Elle

Après le tsunami

a également interrompu les interventions sur la

Le 11 mars 2011 à 15 h 38, se sont produits le

tranche 2. Les décombres fortement irradiés ont

SBO et la perte de l’UHS, entraînant la perte de la

rendu les interventions encore plus difficiles.

fonction de refroidissement de la piscine et donc un abaissement progressif du niveau d’eau. Le

Piscine de stockage des assemblages

14 mars 2011, la température atteignait 84 °C.

combustibles usés

Le 15 mars 2011, au matin, un débordement

Le SBO de la tranche 3 a causé la perte de la fon-

d’hydrogène de la tranche 3 par la cheminée com-

ction de refroidissement de la piscine qui a entraî-

mune a probablement engendré l’explosion dans

né un abaissement du niveau d’eau dans la piscine

le bâtiment réacteur. Cette dernière est survenue

dans laquelle l’injection du caloporteur n’a pu re-

au même moment que celle de la tranche 2 et a

prendre que le 16 mars 2011.

provoqué des dégâts à la structure du bâtiment.

Depuis le 23 septembre 2010, elle contenait 566

Le 21 mars 2011, de l’eau a pu être injectée pour

assemblages combustibles, dont 52 neufs.

la première fois dans le bassin et s’est poursuivie

Compte tenu des graves dommages subis par le

de façon à assurer le refroidissement et la compen-

bâtiment réacteur et des décombres qui se sont ef-

sation de l’évaporation.

fondrés dans le bassin de stockage, il convient de

D’après des analyses de nucléides effectuées dé-

considérer que les assemblages combustibles pré-

but mai 2011, les 1535 assemblages combustibles

sents ont subi des dommages mécaniques, argu-

(dont 204 neufs) n‘ont presque pas été endom-

ment étayé par l’augmentation de débit de dose

magés.

après des émissions de vapeur du bassin et la présence de césium dans les analyses Figure 16: Vue des débris dans la piscine de stockage des assemblages combustibles usés de la tranche 3 (source: TEPCO).

Principaux événements sur la tranche 4 – ­ ­piscine de stockage des assemblages ­combustibles usés Après le séisme Les travaux de maintenance effectués sur la tranche 4 à l’arrêt ont entraîné l’indisponibilité d’un diesel de secours. Son jumeau a cependant démarré automatiquement. Les travaux ont tous été suspendus.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

91

Figure 17: Vue de la piscine de stockage des assem­ blages combustibles usés de la tranche 4 le 29 avril 2011 (source: TEPCO).

Piscine commune La piscine commune comportait quant à elle 6 375 assemblages combustibles. Le refroidissement du bassin a également été perdu à la suite du SBO. En l’absence d’injection de caloporteur, la température de l’eau a oscillé entre 30 °C et 60 °C. De l’eau a pu être injectée le 21 mars 2011 dans la journée et rétablie le 24 mars 2011 à 18 h 05,­permettant la stabilisation de la température sous 30 °C.

Principaux événements sur ­­les tranches 5 et 6 Après le tsunami

2.1.3 L’événement de Fukushima Dai-ni

Les réacteurs étaient tous deux en révision périodique et intégralement chargés (arrêt à froid pour

Le site de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-

le 6 et en test d’étanchéité pour le 5). De même

ni se situe à 12 km au Sud du site de Fukushima

que pour les autres, le 11 mars 2011 à 15 h 35, la

Dai-ichi. TEPCO y exploite 4 tranches. Les REB sont

deuxième vague du tsunami a entraîné la destruc-

de type BWR-5 et ont commencé leur production

tion de la station de pompage d’eau de mer, ent-

dans les années 1980. L’énergie totale produite sur

raînant ainsi la perte de l’UHS, la submersion de

le site était de 4 400 MWel. Au moment du trem-

tous les diesels de secours de la tranche 5 et donc

blement de terre, les quatre tranches étaient en

le SBO à 15 h 38. Un diesel de la tranche 6 n’a tou-

exploitation et couplées au réseau.

tefois pas cessé de fonctionner et a donc pu éviter

Tout comme à Fukushima Dai-ichi, le tremblement

à cette tranche d’être en SBO.

de terre a provoqué le SCRAM des réacteurs mais

Les piscines de stockage des assemblages combu-

n’a pas provoqué de perte de l’alimentation exter-

stibles des tranches 5 et 6 comportaient respec-

ne. Les groupes électrogènes de secours à moteur

tivement 994 et 940 assemblages.

Diesel ont cependant tout de même démarré.

Figure 18: Schéma de l’alimen­ tation électrique de la tranche 6 à la tranche 5 (source: TEPCO).

92

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Le tsunami a entraîné la perte des stations de pom-

Tranches de Fukushima Dai-ni

Type

Année

MWel

Concepteur

de l’UHS. La tranche 3 a atteint l’état d’arrêt à fro-

Tranche 1

BWR-5

1982

1 100

Toshiba

id dès le 12 mars 2011 à midi. La hauteur d’eau

Tranche 2

BWR-5

1984

1 100

Hitachi

au niveau des bâtiments était de 2,50 mètres.

Tranche 3

BWR-5

1985

1 100

Toshiba

L’alimentation en caloporteur a rapidement été

Tranche 4

BWR-5

1987

1 100

Hitachi

page des tranches 1, 2 et 4, provoquant la perte

rétablie, permettant d’atteindre l’arrêt à froid des autres tranches les 14 mars 2011 (tranches 1 et 2) et 15 mars 2011 (tranche 4).

tégories: la conception, la gestion de situations d’urgence, le retour d’expérience, la surveillance, la radioprotection et la culture de sécurité. Ce re-

2.1.4 Réactions de l’IFSN

Tableau 2: Description des tranches de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ni.

groupement entraîne des recouvrements car un même sujet doit parfois être considéré à partir de

Au début, l’IFSN a mis en place son organisation

plusieurs points de vue thématiques. On note aus-

d’urgence. Après environ 12 jours, elle a créé un

si que la culture de sécurité est transverse à toutes

groupe de travail dédié à l’analyse de la situation

les autres catégories.

à Fukushima: l’équipe Japon. Grâce aux informa-

Les points de contrôle font l’objet d’un monito-

tions récoltées et au travail effectué, l’IFSN a rapi-

rage constant à l’aide de plans d’action annu-

dement pris des mesures pour les centrales suisses.

els. L’IFSN prévoit d’avoir analysé tous les points

Les détails concernant les actions déjà entreprises

de contrôle et d’avoir adopté toutes les mesures

par l’IFSN en 2011 peuvent être consultés dans le

nécessaires qui en découlent d’ici à 2015. Le plan

rapport de surveillance 2011 de l’IFSN.

d’action 2012 est également disponible sur le site

Les rapports concernant le déroulement de

internet de l’IFSN www.ifsn.ch.

l’événements, la part des facteurs humains et organisationnels, les enseignements et l’analyse ra-

2.1.4.2 Principaux enseignements

diologique ainsi que les décisions de l’IFSN con-

S’il est des enseignements à retenir de Fukushima,

cernant Fukushima et ses enseignements sont dis-

ils se situent au niveau de la conception basée sur

ponibles sur le site internet de l’IFSN www.ifsn.

la défense en profondeur, de la préparation hors

ch. Les principaux enseignements pouvant être

site aux situations d’urgence, d’une amélioration

tirés de l’événements sont résumés dans les para-

de la surveillance et de la coopération internatio-

graphes ci-dessous.

nales ainsi que de la culture de la sécurité de la part de l’exploitant aussi bien que de l’autorité.

2.1.4.1 Analyse de l’événement: ­Lessons Learned et points de contrôle

Selon la philosophie de la défense en profondeur

Fin octobre 2011 a été publiée la troisième par-

ellement la mitigation des conséquences d’un

tie du rapport de l’IFSN, portant sur les enseigne-

accident; ainsi il est prioritaire de pouvoir gérer

ments tirés de l’accident de Fukushima, à savoir

l’accident avec les moyens dédiés au combat des

la prévention vient avant le contrôle et éventu-

les «Lessons Learned». Ce document regroupe

Tableau 3: Présentation des niveaux de défense en profondeur pour des réacteurs existants.

les 37 points de contrôle déterminés pour la SuNiveau de défense en profondeur

Objectif du niveau

«Chronologie des événements à Fukushima Dai-

Niveau 1

ichi et Daini à la suite du séisme Tohoku Chihou

Prévention du fonctionnement anormal et des défaillances

Conception originelle de la Niveau 2 centrale

isse à partir des 39 enseignements essentiels identifiés par l’équipe d’analyse à travers les rapports

Taiheiyou Oki du 11 mars 2011» et «Analyse approfondie de l’accident de Fukushima le 11 mars 2011 tenant particulièrement compte des facteurs

Niveau 3

Contrôle des accidents de dimensionnement

Niveau 4

Contrôle des conditions dégradées à la central, y compris prévention de la progression d’un accident et atténuation des conséquences des accidents graves

organisationnels et humains». Les enseignements de l’IFSN ont dans un premier temps été rassemblés sans prise en compte de leur pertinence ou de leur applicabilité en Suisse. A partir de ces enseignements, l’équipe d’analyse de l’IFSN a élaboré, après évaluation des conditions analogues suisses, des points de contrôles regroupés en six ca-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

Situations hors dimensionnement

Contrôle du fonctionnement anormal et détection des défaillances

Préparation aux situations Niveau 5 d’urgence

Atténuation des consequences radiologiques des rejets importants de matières radioactives.

93

accidents de dimensionnement (jusqu’au niveau de sécurité 3) avant qu’il ne se développe en accident grave (niveau de sécurité 4 puis 5).

2.2 Der Zwischenfall im Block 2 des Kernkraftwerks Laguna Verde

La gestion des accidents de dimensionnement doit donc mettre l’accent sur le troisième niveau de sé-

Gemäss IAEA-Dokumenten wurde am 19. Janu-

curité; plus particulièrement, le dimensionnement

ar 2011 im Block 2 des mexikanischen Kernkraft-

doit être en adéquation avec les hypothèses de ris-

werks Laguna Verde bei einer Reaktorleistung von

que. Ces dernières doivent régulièrement être dé-

rund 43% ein Leittechniktest durchgeführt. Ge-

finies et réévaluées d’après l’état de la science et

genstand des Tests war das Signal zur Auslösung

de la technologie avec des calculs spécifiques pour

eines Lastabwurfs. Bei einem Lastabwurf wird das

chaque site. En effet, la définition de ces hypo-

Kraftwerk vom externen Stromnetz getrennt und

thèses est cruciale pour définir correctement les

die Leistung rasch so weit reduziert, dass nur noch

événements auxquels l’installation doit faire face.

die vom Kraftwerk für den Eigenbedarf benötigte

Une fois que le niveau de sécurité 3 est optimisé,

Leistung produziert wird. Während des Tests stieg

il s’agit de prendre des dispositions pour le niveau

die Drehzahl der Turbine an, worauf die Turbinen-

4 (accidents hors dimensionnement). Les installa-

regelventile schlossen, um die Turbinendrehzahl

tions et les procédures qui régissent leur utilisati-

zu regeln. Im weiteren Verlauf kam es durch ein

on doivent en toutes situations être disponibles et

Signal des Beschleunigungsbegrenzers zu einem

accessibles, y compris en cas de SBO prolongé, de

Turbinenschnellschluss. Entgegen der Auslegung

perte de source froide d’ultime secours ou des Die-

führte dieses Signal nicht zu einer Reaktorschnell­

sels de secours. Des moyens d’intervention de se-

abschaltung. Hingegen löste das Signal «hoher

cours devront être prévus (ainsi que leur achemi-

Druck im Reaktordruckbehälter» eine Reaktor-

nement) pour le cas d’une destruction totale de

schnellabschaltung aus.

l’infrastructure externe en employant par exemple

Ursache dieses Anlageverhaltens war ein mensch-

des hélicoptères. De même, les problèmes pou-

licher Fehler nach einem vorangegangenen Test

vant être liés à la production d’hydrogène doivent

des Wasserabscheider-Zwischenüberhitzers. Wäh-

faire l’objet de mesures spécifiques.

rend des Tests war es erforderlich, das Turbinen-

En relation avec le niveau de sécurité 5, la gestion

schnellschluss-Signal zu deaktivieren. Nach Ab-

d’urgence hors-site doit également être préparée

schluss dieses Tests wurde es nicht wieder akti-

à affronter des conditions difficiles. Les mesures

viert. Deshalb stand das Reaktorschutzsignal infol-

d’évacuation et de protection de la population né-

ge Turbinenschnellschluss während rund 40 Minu-

cessitent des consignes claires.

ten nicht zur Verfügung.

Au-delà des facteurs typiquement associés à la con-

In der Schweiz ist ein derartiger Vorkommnisab-

ception, on remarque qu’il est nécessaire d’améliorer

lauf aus mehreren Gründen unwahrscheinlich.

la coopération et la surveillance au niveau internati-

Die vorhandenen Turbinenbypässe verfügen über

onal. Pour ce faire, il s’agit de mettre l’accent sur la

hohe Kapazitäten, so dass auch bei einem Turbi-

transparence sans laquelle les effets ne peuvent pas

nenschnellschluss keine Reaktorschnellabschal-

être ressentis. Différentes initiatives sont en marche

tung erforderlich ist. Daneben sorgt ein automa-

à ce sujet, voir le plan d’action de l’AIEA et les tests

tisches Einschiessen oder Einfallen ausgewählter

de résistance de l’Union Européenne.

Steuerstäbe für eine rasche Leistungsreduktion

Le dernier point qui mérite une réflexion approfon-

des Reaktors, bevor eine Anregung des Reaktor-

die relève de l’aspect culturel. Les cultures de sécu-

schutzsignals erforderlich wird. Zudem werden bei

rité et de surveillance sont au cœur de la sécurité

derartigen Funktionskontrollen standardmässig

nucléaire. Ces cultures se basent essentiellement

alle Änderungen einer unabhängigen Gegenkon-

sur la culture d’entreprise de l’exploitant, sur le rôle

trolle durch das Kraftwerkspersonal unterzogen.

ainsi que l’indépendance de l’autorité de sécurité,

Darüber hinaus inspiziert das ENSI derartige Tests

mais aussi des facteurs liés au contexte culturel du

der Anlage, welche durch den Betreiber durchge-

pays. Elles ne peuvent s’établir de manière posi-

führt werden. Das Beispiel verdeutlicht die Wich-

tive que par la favorisation d’une attitude de que-

tigkeit dieser Inspektionen.

stionnement de la part des différentes parties et ne changent que par un processus d’intériorisation requérant parfois des temps importants.

94

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

2.3 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Doel im Block 4

kraftwerken Tricastin 3 und 4 alle Notstrom-Dieselgeneratoren mit diesen Lagerschalen ausgestattet. Die ASN bewertete deshalb den Sachverhalt in

Der Block 4 des Kernkraftwerks Doel verfügt

diesen beiden Anlagen als schwerwiegender und

für den Ausfall des Hauptspeisewassersystems,

ordnete ihn der INES-Stufe 2 zu. Bei den anderen

welches im Normalfall die Bespeisung der Dampf-

betroffenen Kernkraftwerken (Blayais, Bugey, Chi-

erzeuger gewährleistet, über weitere Systeme, um

non, Cruas, Dampierre, Gravelines und Saint-Lau-

die Dampferzeuger mit Kühlwasser zu versorgen.

rent) steht mindestens ein Notstrom-Dieselgenera-

Hierfür stehen das Hilfsspeisewassersystem und

tor zur Verfügung, welcher keine derartigen Lager-

das Notspeisewassersystem zur Verfügung. Ge-

schalentypen enthält. Für diese Standorte ordnete

mäss Dokumenten der IAEA und des European

die ASN den Befund der INES-Stufe 1 zu. Als So-

Clearinghouse on Operational Experience for NPP

fortmassnahme verlangte die ASN vom Betreiber

stellte der Betreiber am 18. März 2011 bei einem

EDF einen Vorgehensplan zur Bereinigung der er-

Test des Hilfsspeisewassersystems fest, dass eine

kannten Schwachstellen. EDF sieht den Ersatz der

der Pumpen für bestimmte Störfallverhältnisse ei-

Lagerschalen und neue Betriebsvorschriften bei

nen nicht ausreichenden Durchfluss aufweist, was

den betroffenen Notstrom-Dieselgeneratoren vor.

den Annahmen im Sicherheitsbericht widerspricht.

Für die Kernkraftwerke Beznau, Leibstadt und

Der Test war durch die Aufsichtsbehörde angeregt

Mühleberg ist keine Übertragbarkeit gegeben, da

worden, da diese Pumpe im Jahr 2009 als Ersatz

dort keine Dieselmotoren des betreffenden Her-

für eine ausser Betrieb genommene Pumpe ein-

stellers und entsprechende Lagerschalen in Ver-

gebaut wurde. Beim Betrieb der neuen Hilfsspei-

wendung sind. Im Kernkraftwerk Gösgen (KKG)

sewasserpumpe traten Vibrationsprobleme auf,

sind einige Dieselmotoren dieses Herstellers im

weshalb als Gegenmassnahme die Pumpensoll-

Einsatz. Pleuellagerschalen des fehlerhaften Typs

drehzahl reduziert wurde. Die Pumpe wurde da-

werden allerdings im KKG nicht verwendet. Die

nach auf die Betriebstauglichkeit getestet, aber die

vom KKG vorgenommene Auswertung werksin-

Durchfluss-Druck-Kennlinie wurde nicht verifiziert.

terner Vorkommnisse bei Notstrom-Dieselgene-

In den Kernkraftwerken der Schweiz wird nach In-

ratoren über den Zeitraum der letzten 10 Jahre

standhaltungseingriffen an sicherheitsrelevanten

zeigte keine Probleme mit Lagerschalen auf. Das

Pumpen ein Systemfunktionstest durchgeführt,

KKG weitete darüber hinaus präventiv die Motor-

um die geforderten Betriebsparameter zu kontrol-

ölanalysen der Notstrom-Dieselgeneratoren aus,

lieren. Das ENSI inspiziert gezielt derartige Funkti-

um eventuelle Schädigungen von Pleuellagerscha-

onstests im Anschluss an vorangegangene Anla-

len frühzeitig erkennen zu können. Der Hersteller

geänderungen und Arbeiten an Systemen.

leitete Motortests ein, um die aufgetretenen Schäden erklären zu können. Das KKG und das ENSI

2.4 Der Zwischenfall im ­Kernkraftwerk Tricastin Die französische Aufsichtsbehörde Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) meldete am 16. Februar

verfolgen die Testergebnisse.

2.5 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk Cattenom in den Blöcken 2 und 3

2011 ein INES-2-Vorkommnis für das Kernkraftwerk Tricastin. Bei einem periodischen Test eines

Nach Angaben der ASN führte der Betreiber des

Notstrom-Dieselgenerators im Kernkraftwerk Bla-

Kernkraftwerks Cattenom (EDF) am 21. Dezem-

yais am 7. Februar 2011 hatte dieser versagt. Ge-

ber 2011 aufgrund der Lehren aus den Unfallab-

mäss den Ergebnissen einer ersten Untersuchung

läufen von Fukushima eine Inspektion in der Anla-

durch den Betreiber Électricité de France (EDF) und

ge durch. Dabei fand EDF heraus, dass in den Ein-

seinen Lieferanten ist das Versagen beim Test auf

speiseleitungen der Brennelementlagerbecken der

die vorzeitige Qualitätsverschlechterung der Pleuel­

Blöcke 2 und 3 keine Öffnungen (Siphonbrecher)

lagerschalen des Dieselmotors zurückzuführen. In

vorhanden sind, um ein Ansaugen von Wasser zu

den französischen Kernkraftwerken sind mehre-

verhindern, wodurch es zu einer ungenügenden

re Notstrom-Dieselgeneratoren mit diesem Lager-

Wasserüberdeckung oder sogar Abdeckung der

schalentyp ausgestattet. Im Unterschied zu den

gelagerten Brennelemente kommen könnte. In

anderen betroffenen Anlagen sind in den Kern-

den beiden anderen Blöcken 1 und 4 sind diese

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

95

96

Öffnungen vorhanden. Nach der Meldung durch

klappen in den Tauchrohren vorhanden, und das

die EDF kontrollierte die ASN diesen Sachverhalt

Kernkraftwerk Leibstadt verfügt über Vakuum-

und forderte sofortige Gegenmassnahmen gegen

brecher im Brennelement-Beckenkühlsystem. Das

ein unfallbedingtes Entleeren des Brennelementla-

Kernkraftwerk Mühleberg hat geplant, in jeder

gerbeckens sowie die rasche Behebung des Man-

Leitung des Brennelementbeckens als diversitäre

gels. Am 3. Februar 2012 war der Mangel in bei-

Absicherung für den Fall eines Versagens der Rück-

den Blöcken behoben.

schlagklappe eine Anti-Siphon-Bohrung anzubrin-

Als Vorkehrungen gegen die ungewollte Entlee-

gen. Das Kernkraftwerk Leibstadt überprüft auf-

rung von Brennelementlagerbecken sind beispiels-

grund des Befunds in Cattenom regelmässig die

weise im Kernkraftwerk Mühleberg Rückschlag-

Vakuumbrecher.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

3. Internationale Zusammenarbeit Die internationale Behördenzusammenarbeit für

heitsregimes und wurde dabei von zahlreichen

die Sicherheit der Kernenergie dient in erster Linie

Staaten unterstützt: Einerseits soll die nukleare Si-

der Weiterentwicklung und Harmonisierung der

cherheit in allen Kernenergieländern periodisch

Sicherheitsvorgaben, um den Kernenergiestaaten

von internationalen Experten im Hinblick auf die

ein Instrumentarium für die Regulierung zur Verfü-

Erfüllung der Anforderungen der IAEA überprüft

gung zu stellen. Das Fundament für diese Sicher-

werden, andererseits sollen die Resultate dieser

heitsvorgaben bilden die internationalen Überein-

Überprüfungen auch öffentlich gemacht werden.

kommen Convention on Nuclear Safety, Conventi-

Die Forderungen fanden Eingang in einen Akti-

on on the Physical Protection of Nuclear Materials,

onsplan der IAEA, jedoch nur in Form von Mass-

Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Ma-

nahmen, die auf Freiwilligkeit beruhen. Zu diesen

nagement and on the Safety of Radioactive Waste

Massnahmen gehören Überprüfungen der staat-

Management, Convention on Early Notification of

lichen Aufsicht über die Kernenergie im Rahmen

a Nuclear Accident und Convention on Assistance

von Missionen des Integrated Regulatory Review

in the Case of a Nuclear Accident or Radiological

Service (IRRS) und Überprüfungen der betrieb-

Emergency. Die Grundsätze der Übereinkommen

lichen Sicherheit von Kernkraftwerken im Rah-

werden in den Safety Standards der Internationa-

men von Missionen des Operational Safety Review

len Atomenergieagentur IAEA weiter ausgeführt,

Teams (OSART) der IAEA.

auf die sich wiederum die Safety Reference Levels

Die internationale Zusammenarbeit ist ein Stütz-

der Western European Nuclear Regulators‘ Associ-

pfeiler der unabhängigen Aufsichtstätigkeit des

ation WENRA abstützen.

ENSI. Entsprechend wendet es für sein internatio-

Die Weiterentwicklung der Sicherheitsvorgaben

nales Engagement erhebliche Ressourcen auf. Bei

basiert auf zwei weiteren Zielen der internationa-

der IAEA und der NEA wirkt das ENSI in rund 50

len Zusammenarbeit, nämlich dem Austausch der

Komitees und Arbeitsgruppen mit. Zählt man die

betrieblichen und regulatorischen Erfahrung sowie

internationalen Behördenorganisationen, die bila-

der Weiterentwicklung des Standes von Wissen-

teralen Kommissionen mit den Nachbarländern,

schaft und Technik. Für letzteres bedeutsam sind

die Mitgliedschaft in internationalen Fachverbän-

auch die in Kapitel 1 beschriebenen Forschungs-

den und die EU-Institutionen hinzu, in denen das

projekte der Kernenergieagentur NEA der OECD,

ENSI Beobachterstatus hat, resultieren über 70

die durch Fachbeiträge zahlreicher Forschungs-

Gremien, in denen Mitarbeitende des ENSI perma-

institutionen in den Mitgliedsstaaten unterstützt

nent Einsitz haben. Für mehrere dieser Gremien

werden. Ein Beispiel hierfür ist das Halden Reac-

organisiert das ENSI periodisch Veranstaltungen

tor Project, das von über 100 Institutionen in mitt-

in der Schweiz. Zum internationalen Engagement

lerweile 19 Staaten getragen wird (siehe Kapitel

hinzu kommen die Teilnahme von ENSI-Experten

1). Ein weiteres Beispiel ist die internationale Vor-

an internationalen Symposien sowie Besuche aus-

kommnisdatenbank IRS (siehe Kapitel 2), ein Ge-

ländischer Delegationen beim ENSI.

meinschaftsprojekt der IAEA und der NEA.

Die Zusammenarbeit mit internationalen Organi-

Im Berichtsjahr stand die internationale Zusam-

sationen stützt sich auf Art. 87 und Art. 104 des

menarbeit im Zeichen des nuklearen Unfalls in

Kernenergiegesetzes (KEG). Sowohl die bilaterale

den Blöcken 1 bis 4 des Kernkraftwerks Fukus-

als auch die multilaterale Zusammenarbeit sind

hima-Daiichi, der sich infolge des Erdbebens und

durch Staatsverträge (SR 0.732) geregelt.

Tsunamis vom 11. März 2011 in Japan ereignete.

Im Folgenden werden die für die Aufsichtstätig-

Die IAEA und die NEA veranstalteten im Juni bzw.

keit wichtigsten internationalen Gremien und Ak-

im September Ministerialkonferenzen, an denen

tivitäten des ENSI im Berichtsjahr kurz zusammen-

die Regierungen der Mitgliedsstaaten die Konse-

gefasst.

quenzen und erste Lehren aus dem Unfall erörterten. Die Schweiz, die unter anderem durch das ENSI vertreten wurde, forderte an diesen Konferenzen eine Verschärfung des globalen Sicher-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

97

3.1 Internationale Übereinkommen

rung sowie die Aktualisierung der Erdbebengefährdungsannahmen aufgrund des PEGASOS-Projekts1. An der 5. Überprüfungskonferenz wurde be-

3.1.1 Übereinkommen über nukleare Sicherheit

schlossen, Ende August 2012 eine ausserordentliche Konferenz durchzuführen, die die Lehren aus dem nuklearen Unfall im japanischen Fukus-

Das internationale Übereinkommen über nukleare

hima sowie allfällige Anpassungen der CNS zum

Sicherheit (Convention on Nuclear Safety CNS) hat

Thema haben wird. Das ENSI wird die Schweiz an

das Ziel, weltweit einen hohen Stand der nukle-

der Konferenz vertreten und erstellt im Hinblick

aren Sicherheit zu erreichen und aufrecht zu erhal-

darauf einen Länderbericht.

ten. Es sollen wirksame Abwehrvorkehrungen in Kernanlagen gegen mögliche strahlungsbedingte Gefahren geschaffen werden, um Menschen und Umwelt vor schädlichen Auswirkungen der Radio­ aktivität zu schützen. Die Schweiz hat das Übereinkommen im Oktober 1995 unterzeichnet und im September 1996 ratifiziert. Die Vertragsparteien haben sich verpflichtet, die Grundsätze des

3.1.2 Gemeinsames Übereinkommen über die Sicherheit der Behandlung abgebrannter Brennelemente und über die Sicherheit der Behandlung radioaktiver Abfälle

Übereinkommens anzuwenden und erstellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbericht. Die Berichte

Ziel dieses internationalen Übereinkommens («Joint

werden im Rahmen einer Konferenz bei der IAEA

Convention») ist es, in den Vertragsstaaten ein ho-

in Wien überprüft.

hes Mass an nuklearer Sicherheit bei der Behand-

Seit der Inkraftsetzung der CNS fanden 5 Überprü-

lung und Lagerung abgebrannter Brennelemente

fungskonferenzen statt, die letzte vom 4. bis 14.

und radioaktiver Abfälle zu erreichen und zu erhal-

April 2011. Die Schweiz wurde der Ländergruppe

ten. Die Schweiz hat die Joint Convention 1997 un-

5 zugeteilt, zusammen mit Kanada, Deutschland,

terzeichnet und 1999 ratifiziert. Wie bei der CNS

Bulgarien, Armenien, Österreich, Peru, Nigeria,

sind die Vertragsparteien verpflichtet, die Grund-

den Vereinigten Arabischen Emiraten, Griechen-

sätze des Übereinkommens anzuwenden und er-

land und Irland. Das ENSI vertrat die Schweiz und

stellen hierzu alle drei Jahre einen Länderbericht.

hatte den Länderbericht Ende August 2010 fristge-

Die Berichte werden im Rahmen einer Konferenz

recht bei der IAEA eingereicht. Die weiteren Vor-

bei der IAEA in Wien überprüft. Die letzte fand im

bereitungsarbeiten beinhalteten die Prüfung der

Mai 2009 statt. Auch hier stiessen die Leistungen

Berichte anderer Länder mit der Formulierung von

der Schweiz auf Anerkennung, unter anderem das

Fragen zu diesen Berichten sowie die Beantwor-

transparente Sachplanverfahren Geologische Tie-

tung von Fragen, die andere Länder zum Bericht

fenlagerung mit Partizipation der Öffentlichkeit

der Schweiz stellten. An der 5. Überprüfungskonfe-

und die Reduzierung des Abfallvolumens mittels

renz schliesslich wurden die Berichte in den Länder-

Verbrennungs- und Schmelzanlage im Zwischen-

gruppen präsentiert und eingehend diskutiert. Die

lager Würenlingen. Die 4. Überprüfungskonfe-

Schweiz erhielt dabei gute Noten. Unter anderem

renz wird vom 7. bis 16. Mai 2012 stattfinden, an

würdigten die anderen Staaten die im Schweizer

der das ENSI die Schweiz vertreten wird. Das ENSI

Kernenergiegesetz verankerte Nachrüstpflicht der

hat den Schweizer Länderbericht im Oktober 2011

Kernkraftwerke im Sinne der ständigen Verbesse-

fristgerecht bei der IAEA eingereicht.

1 In dem von 2001 bis 2004 laufenden Projekt PEGASOS (Probabilistische Erdbebengefährdungsanalyse für die KKWStandorte in der Schweiz) wird die Erdbebengefährdung unter möglichst umfassender Berücksichtigung des Kenntnisstandes der international massgebenden Fachwelt ermittelt. Mit dem Projekt wurde international ein neuer Standard gesetzt. Eine Herausforderung für die Umsetzung bereitete die grosse Bandbreite der Ergebnisse, die nicht zuletzt darauf zurückzuführen war, dass für starke Erdbeben in unseren Regionen kaum Erfahrungswerte vorliegen. Deshalb wurde 2007 ein Projekt zur Verfeinerung der PEGASOS-Studie, das PEGASOS Refinement Project (PRP) gestartet, das voraussichtlich bis Ende 2012 abgeschlossen werden wird.

98

3.1.3 OSPAR-Übereinkommen über den Schutz der Meeresumwelt des Nordost-Atlantiks Das nach den beiden Vorläufer-Verträgen – der OSLO-Konvention (OSCOM) von 1972 und der Paris-Konvention (PARCOM) von 1974 – benannte OSPAR-Übereinkommen wurde 1992 in Paris abgeschlossen und trat am 25. März 1998 nach der Rati-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

fikation durch alle Mitgliedsländer in Kraft. Die Ver-

Peace»-Organisation der Vereinten Nationen ge-

tragsparteien Schweiz, Belgien, Deutschland, Däne-

gründet und hat heute 152 Mitgliedsstaaten. Sie

mark, Finnland, Frankreich, Grossbritannien, Irland,

richtet ihre Arbeit auf die nukleare Sicherheit so-

Island, Luxemburg, Norwegen, Niederlande, Portu-

wie die Sicherung und Überwachung spaltbarer

gal, Spanien, Schweden sowie die Europäische Uni-

Kernmaterialien aus. Weiter fördert die IAEA die

on verpflichten sich, die Meeresverschmutzung als

Forschung und Technik für die Anwendung ioni-

Folge menschlicher Aktivitäten zu bekämpfen. Bei-

sierender Strahlung in der Medizin, Nahrungsmit-

spielsweise verbietet das Übereinkommen die Ab-

telsicherheit, Landwirtschaft und Umweltüberwa-

fallversenkung sowie die Verbrennung von Abfäl-

chung. Das höchste Gremium der IAEA ist die Ge-

len auf See. Das ENSI vertritt die Schweiz im Komi-

neralkonferenz der Mitgliedsstaaten, die norma-

tee über radioaktive Substanzen RSC der OSPAR,

lerweise einmal jährlich tagt. Das ENSI ist in zahl-

das sich mit der Einleitung von Radioaktivität in die

reichen Kommissionen und Arbeitsgruppen der

Nordsee und den Nordostatlantik befasst. Das Ziel

IAEA vertreten (siehe Anhang B).

der OSPAR im Bereich radioaktive Substanzen ist es, die künstlich eingetragene Radioaktivität bis zum Jahr 2020 so weit wie möglich zu reduzieren. Im Jahr 2003 hatte die Ministerkonferenz der OSPAR in Anbetracht einer signifikanten Freisetzung von Technetium in die Irische See die erhöhten Freisetzungen radioaktiver Stoffe infolge von variablen Betriebsbedingungen, der Konditionierung alter Abfälle oder der Stilllegung und des Rückbaus von Kernanlagen zum Thema erklärt. Obwohl in der Zwischenzeit solche Freisetzungen seitens Grossbritannien praktisch nicht mehr vorkamen, bleibt die Frage offen, ob ähnliche Verhältnisse wiederum auftreten könnten. Das mit dem Thema beauftragte RSC erarbeitete dazu einen Fragebogen, um die Sicht der einzelnen Vertragsparteien zu erheben. Die Schweiz hat den Fragebogen im Berichtsjahr beantwortet. Zusammenfassend konnte festgestellt werden, dass in der Schweiz in den letzten Jahren in allen Auf-

3.2.1.1 IAEA Safety Standards

sichtsbereichen die Menge nicht konditionierter ra-

Das Sicherheitsniveau von Kernanlagen soll welt-

dioaktiver Abfälle stark reduziert wurde. Zurzeit ste-

weit einen vergleichbar hohen Stand haben. Das

hen noch das Projekt zur Konditionierung von flüs-

international geforderte Niveau wird von der IAEA

sigen Abfällen im Hotlabor und das Projekt zur Kon-

erarbeitet und in den Safety Standards definiert.

ditionierung von Schlamm in einem Rückhaltebe-

Sie reflektieren den Stand von Wissenschaft und

cken der Abwasseranlage des PSI an. Auch beim

Technik und werden aktualisiert, wenn sich neue

Rückbau von Kernanlagen sind aufgrund in- und

Erkenntnisse aus der Betriebserfahrung oder For-

ausländischer Erfahrungen keine Freisetzungen aus-

schung ergeben. Die Safety Standards umfassen

serhalb der aktuellen Betriebs­limiten zu erwarten.

alle Themenbereiche der Reaktorsicherheit, des Strahlenschutzes, des Transports nuklearer Güter

3.2 Multilaterale Zusammenarbeit

und der Entsorgung radioaktiver Abfälle. Sie gliedern sich in drei hierarchische Stufen: ❚ In den 2006 publizierten Fundamental Safety

Principles werden 10 Grundprinzipien für die

3.2.1 Internationale Atomenergie agentur IAEA

nuk­leare Sicherheit als Voraussetzung für das übergeordnete Ziel «Schutz von Menschen und Umwelt vor schädlichen Wirkungen ionisie-

Die IAEA mit Hauptsitz in Wien (Abbildung 1)

render Strahlung» ausgeführt.

unterstützt die sichere und friedliche Nutzung

❚ Die Safety Requirements konkretisieren diese

der Kerntechnik. Sie wurde 1957 als «Atoms for

Grundprinzipien und legen themenspezifische

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

99

Abbildung 1: Der Sitz der IAEA in Wien. Quelle: ENSI.

Anforderungen zur Gewährleistung der Sicher-

❚ SSG-13

Chemistry Programme for Water

heit fest. Diese Anforderungen sind als «Soll-Be-

Cooled Nuclear Power Plants

stimmungen» formuliert.

❚ SSG-14

Geological Disposal Facilities for

Radioactive Waste

quirements weiter aus und schlagen Massnah-

❚ SSG-18

Meteorological and Hydrological

men und Verfahren zur Einhaltung der Safe-

Hazards in Site Evaluation for

ty Requirements vor. Die Empfehlungen in den

Nuclear Installations

Safety Guides sind als «Sollten-Bestimmungen»

❚ SSG-19

National Strategy for Regaining

formuliert und zeigen Wege auf, wie die Um-

Control over Orphan Sources and

setzung der Safety Requirements erfolgen kann.

Improving Control over Vulnerable

Sie sind nicht bindend. Eine Nichtanwendung

Sources

der Massnahmen sollte aber begründet oder es

An der Überarbeitung der International Basic Sa-

sollte eine gleichwertige andere Massnahme er-

fety Standards für den Strahlenschutz, die diejeni-

griffen werden.

gen von 1996 ersetzen und die neusten Erkennt-

❚ Die Safety Guides führen ihrerseits die Safety Re-

Die Safety Principles und Requirements werden

nisse und Empfehlungen insbesondere der Inter-

vom Board of Governors, einem Ausschuss von

national Commission on Radiological Protection

35 Mitgliedsstaaten, verabschiedet, die Safety

berücksichtigen, wirkten verschiedene Instituti-

Guides vom Generaldirektor der IAEA. Die Com-

onen wie das Committee on Radiation Protection

mission on Safety Standards (CSS) leitet die stän-

and Public Health der Kernenergieagentur NEA

dige Weiterentwicklung der Safety Standards.

der OECD massgeblich mit. Auf der Internetsei-

Der CSS sind vier Fachkomitees zugeordnet, be-

te der IAEA sind unter www-ns.iaea.org/standards

stehend aus Experten der Mitgliedsstaaten, die

die gültigen Safety Standards abrufbar.

mit Unterstützung des IAEA-Sekretariats die Sa-

Im Gefolge des nuklearen Unfalls im japanischen

fety Requirements und Guides erarbeiten: Nuclear

Fukushima einigten sich die Mitgliedsstaaten an

Safety Standards Committee (NUSSC, Reaktorsi-

der Generalkonferenz vom September 2011 auf

cherheit), Radiation Safety Standards Committee

einen IAEA Action Plan on Nuclear Safety. Mit die-

(RASSC, Strahlenschutz), Waste Safety Standards

sem Aktionsplan bekennen sie sich zu – freiwil-

Committee (WASSC, Umgang mit radioaktiven

ligen – Massnahmen. Die im Aktionsplan formu-

Abfällen) und Transport Safety Standards Com-

lierten zwölf Punkte beziehen sich zusammenge-

mittee (TRANSSC, Transporte nuklearer Güter).

fasst auf folgende Bereiche:

Die Experten beraten das IAEA-Sekretariat im be-

❚ Sicherheitsanalysen der Kernkraftwerke im Lich-

treffenden Fachgebiet und sind bei der Entwick-

te der Erkenntnisse aus dem Fukushima-Unfall;

lung und Revision der Safety Standards federfüh-

❚ Überprüfung der Unabhängigkeit und der Res-

rend. Das ENSI ist in allen vier Fachkomitees ver-

❚ Verbesserung des Notfallschutzes und Verstär-

treten. Die erarbeiteten Safety Standards werden vor ihrer Veröffentlichung einer Vernehmlassung in den

kung der internationalen Rolle der IAEA in diesem Bereich;

Mitgliedsländern unterzogen. Hier hat das ENSI

❚ periodische Überprüfungsmissionen der IAEA in

nochmals die Möglichkeit, Änderungswünsche

den Bereichen staatliche Aufsicht, Notfallschutz

einzubringen. Im Jahr 2011 wurden folgende Sa-

sowie Auslegung und Betrieb von Kernkraftwer-

fety Standards veröffentlicht:

ken in den Mitgliedsstaaten, transparente Be-

❚ GSR Part 3 Radiation Protection and Safety

richterstattung zu diesen Missionen;

(Interim) of Radiation Sources: International

100

sourcen der Nuklear-Aufsichtsbehörden;

❚ Überprüfung und allfällige Anpassung der inter-

Basic Safety Standards – Interim

nationalen Übereinkommen im Bereich nukle-

Edition

are Sicherheit sowie der IAEA Safety Standards,

❚ SSR-2/2

Safety of Nuclear Power Plants:

wirksame Umsetzung dieser Sicherheitsvorga-

Commissioning and Operation

❚ SR-5

Disposal of Radioactive Waste

❚ GSG-2

Criteria for Use in Preparedness

und -Infrastruktur in den Kernenergieländern

and Response for a Nuclear or

und solchen, die in die Kernenergie einsteigen

Radiological Emergency

❚ SSG-11

Radiation Safety in Industrial

Radiography

gen in den Mitgliedsstaaten; ❚ Ausbau

der Nuklearsicherheits-Kompetenzen

wollen; ❚ Schutz von Menschen und Umwelt nach einem

nuklearen Unfall durch Nutzung des internatio-

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

nalen Know-hows und der vorhandenen Techniken für die Strahlenüberwachung und Dekontamination; ❚ verbesserte Kommunikation im Falle eines nukle-

aren Unfalls und Verstärkung der internationalen Rolle der IAEA in diesem Bereich; ❚ Förderung der Nuklearsicherheitsforschung.

3.2.1.2 Integrated Regulatory Review Service (IRRS) Auf Anfrage eines Landes überprüft die IAEA mit einem internationalen Expertenteam, ob dessen Nuklearaufsicht ihren Vorgaben entspricht. Die Schweiz hat diese internationale Überprüfung in Art. 2 Abs. 3 der ENSI-Verordnung gesetzlich verankert: «Es [Das ENSI] lässt sich periodisch im Hinblick auf die Erfüllung der Anforderungen der IAEA durch externe Expertinnen und Experten überprüfen.» Auch die EU hat in ihrer Mitte 2009 in Kraft gesetzten EURATOM-Richtlinie für die Sicherheit kerntechnischer Anlagen eine entsprechende Verpflichtung

Die Mission fand im November des Berichtsjahres

eingeführt, dass die Mitgliedsstaaten mindestens

unter Beteiligung von 24 Experten aus 14 Natio-

alle zehn Jahre eine Überprüfung der nuklearen Ge-

nen statt, die das ENSI während zwei Wochen un-

setzgebung und Aufsicht durch internationale Ex-

ter die Lupe nahmen (Abbildung 2). Sie stellten

perten (Peer Review) durchführen lassen.

dem ENSI am Schluss ein gutes Zeugnis aus mit

Der IRRS dient der Stärkung der behördlichen Auf-

19 «Good Practices», die als vorbildliche Lösungen

sicht und staatlichen Infrastruktur für die nukle-

für andere Staaten gelten. Unter anderem wurde

are Sicherheit. Aufgrund von schriftlichen Unter-

die jährliche Veröffentlichung des Erfahrungs- und

lagen, Beobachtungen und Gesprächen mit den

Forschungsberichts mit Berichterstattung über die

Behörden verfasst das Expertenteam – zumeist

regulatorische Sicherheitsforschung, internationa-

hochrangige Vertreter der Aufsichtsbehörden von

le Zusammenarbeit, Betriebserfahrung und Neue-

­IAEA-Mitgliedsländern – einen Bericht, in dem es

rungen im Regelwerk mit einer Good Practice ge-

auf Verbesserungsmöglichkeiten sowie auch auf

würdigt. Die Experten machten aber auch kon-

gute Praxis hinweist. Zwei bis drei Jahre nach ei-

struktive Empfehlungen und Vorschläge für wei-

ner IRRS-Mission wird im Rahmen einer Folgemis-

tere Verbesserungen, deren Umsetzung das ENSI

sion überprüft, inwieweit das geprüfte Land die

bereits an die Hand genommen hat. Die Empfeh-

Empfehlungen des Expertenteams umgesetzt hat.

lungen aus der Überprüfung von 1998 und der

Die Schweiz liess sich als erste westliche Aufsichts-

Folgemission von 2003 trugen im Übrigen mass-

behörde bereits 1998 überprüfen und beantragte

geblich dazu bei, dass das ENSI eine unabhängige

bei der IAEA eine weitere IRRS-Mission für 2011.

öffentlich-rechtliche Anstalt des Bundes geworden

Im Hinblick darauf führte das ENSI eine umfas-

ist und nach einem integrierten Aufsichtskonzept

sende Selbstüberprüfung anhand von rund 1500

arbeitet.

Fragen der IAEA durch, die sich auf die Safety Re-

Das ENSI beteiligt sich selbst aktiv am IRRS-Pro-

quirements des GSR Part 1 «Governmental, Legal

gramm der IAEA und stellte bisher Experten für

and Regulatory Framework for Safety» beziehen.

16 Überprüfungsmissionen in andere Staaten zur

Diese Selbstüberprüfung zeigte auf, in welchen

Verfügung. Zwei dieser Missionen wurden vom

Bereichen die Schweiz und das ENSI Handlungsbe-

ENSI geleitet. Die Erfahrungen zeigen, dass durch

darf haben, um die Vorgaben dieser IAEA Safety

Teilnahme an solchen internationalen Experten­

Requirements zu erfüllen. Das ENSI erstellte einen

überprüfungen auch wertvolle Erkenntnisse für

Aktionsplan, der bis zur Mission die Implementie-

die Aufsicht in der Schweiz gewonnen werden.

rung der selbst identifizierten Verbesserungsmass-

Den Anstoss für die Einführung von Werksinspek-

nahmen grundsätzlich gewährleistet hat.

toren gab beispielsweise die Teilnahme an einer

Abbildung 2: Die IRRS-Mission in die Schweiz stiess auf grosses Medieninteresse. Vorne Jean-Christophe Niel, Generaldirektor der französischen Aufsichts­ behörde ASN und Mission Team Leader, neben ihm James Lyons, Leiter der IAEA Division of Nuclear Installation Safety, an der Medienkonferenz im ENSI anlässlich des Abschlusses der IRRS-Mission. Quelle: ENSI.

IRRS-Mission nach Grossbritannien.

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

101

3.2.1.3 IAEA-Datenbanken

weiten nuklearen Stromerzeugungskapazität. Die

Im Bereich Kernenergie betreibt die IAEA über 20

NEA mit Sitz bei Paris (Abbildung 3) unterstützt

Datenbanken zu den Themen Kernkraftwerke,

ihre Mitgliedsländer bei der Weiterentwicklung

Brennstoffkreislauf, Behandlung von radioaktiven

der technischen, wissenschaftlichen und recht-

Abfällen etc. Die meisten davon sind öffentlich.

lichen Grundlagen. Sie fördert das gemeinsame

An zwei für die Schweiz wichtigen Datenbanken

Verständnis für Schlüsselfragen der nuklearen Si-

arbeitet das ENSI mit, dem Power Reactor Infor-

cherheit und erarbeitet Stellungnahmen, die den

mation System (PRIS) und International Nuclear

Mitgliedsstaaten als Entscheidungsbasis dienen

Information System (INIS).

können. Die Kernkompetenzen der NEA sind die

PRIS gibt es schon seit 40 Jahren und ist als In-

Reaktorsicherheit, Aufsicht über Kernanlagen,

formationsquelle für die Kernenergie einzigar-

Entsorgung radioaktiver Abfälle, Strahlenschutz,

tig. Die Grunddaten über die Kernkraftwerke der

wirtschaftliche und technische Analysen des

Welt werden beispielsweise von folgenden Or-

Brennstoffkreislaufs, Kernenergierecht und -haft-

ganisationen genutzt: IAEA, OECD, Europäische

pflicht sowie die Information der Öffentlichkeit.

Kommission, World Energy Council, Internatio-

Die NEA unterstützt zudem eine Vielzahl von For-

nal Centre for Theoretical Physics ICTP, Europä-

schungsvorhaben auf diesen Gebieten. Die meis­

ischer Verband für Strom- und Wärmeerzeugung,

ten der NEA-Berichte sind frei auf dem Internet

World Nuclear Association, World Association of

erhältlich unter http://www.oecd-nea.org/pub.

Nuclear Operators. Aus den Datensätzen in PRIS

Im Bereich der nuklearen Sicherheit arbeiten zwei

erstellt die IAEA jährlich die Publikationen Nucle-

Kommissionen. Das Committee on Nuclear Regu-

ar Power Reactors in the World, Country Nucle-

latory Activities (CNRA) beschäftigt sich schwer-

ar Power Profiles und Operating Experience with

punktmässig mit Fragen der nuklearen Aufsicht,

Nuclear Power Stations in Member States. Die

das Committee on the Safety of Nuclear Instal-

wichtigsten Daten sind im Internet unter www.

lations (CSNI) mit Forschungsthemen im Bereich

iaea.org/pris abrufbar.

der Sicherheit von Kernanlagen. Beide Kommis-

Die Datenbank für Kernenergieliteratur INIS wur-

sionen haben eine Reihe von permanenten Ar-

de 1970 gestartet, indem bereits existierende Li-

beitsgruppen und speziellen Gruppen, die ad

teratursammlungen (Nuclear Science Abstracts)

hoc zur Bearbeitung aktueller Themen einge-

einzelner Staaten, vor allem der USA, der Sowjet-

setzt werden. Im Bereich Strahlenschutz ist das

union und Grossbritanniens zusammengeführt

Committee on Radiation Protection and Public

wurden. Seither wurde die Datenbank kontinuier-

Health (CRPPH) aktiv und im Bereich Entsorgung

lich vergrössert und ihre Funktionen wurden ver-

das Radioactive Waste Management Committee

bessert, z.B. durch Schlagwörter, Mikrofilm-Ver-

(RWMC). Weitere Arbeitsbereiche der NEA sind

sion, dann elektronische Verfügbarkeit zunächst

wissenschaftliche Datenbanken, Kernenergie-

über CD-Versand ab 1992, später über Internet.

recht, Entwicklung der Kernenergie, Kernenergie

Seit April 2009 ist INIS nicht nur für die Mitglieds-

und Nachhaltigkeit sowie Kernenergie und Ge-

länder, sondern frei im Internet unter http://www.

sellschaft. Geleitet und überwacht wird die gan-

iaea.org/inis/ zugänglich. Derzeit enthält die Da-

ze Organisation vom Steering Committee for Nu-

tenbank über 3,3 Mio. Einträge. Die Nutzung von

clear Energy.

INIS hat seit der vollständigen Öffnung stark zugenommen, von ca. 150 000 jährlichen Zugriffen bis 2008 auf deutlich über eine Million heute.

3.2.2.1 Steering Committee for Nuclear Energy Das ENSI vertritt die Schweiz zusammen mit dem Bundesamt für Energie im Steering Committee.

3.2.2 Kernenergieagentur NEA der OECD

Dieses überwacht die Arbeit der Kommissionen, erstellt die Strategie und genehmigt die Zweijahres-Arbeitspläne sowie das Budget der NEA.

102

Die Kernenergieagentur (Nuclear Energy Agency

Letzteres war auch im Berichtsjahr ein zentrales

NEA) der Organisation für wirtschaftliche Zusam-

Diskussionsthema. Seit 2008 ist es eingefroren,

menarbeit und Entwicklung (OECD) fördert die si-

da die grossen Beitragszahler einen anderen Ver-

chere und friedliche Nutzung der Kernenergie. 30

teilschlüssel der Beiträge wünschen. Nominales

der 34 OECD-Staaten sind Mitglied der NEA. Zu-

Nullwachstum heisst jedoch realer Rückgang. Ein

sammen verfügen sie über rund 85% der welt-

speziell für Budgetfragen eingesetzter Ausschuss

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

empfahl, dass sich das Budget wenigstens bei

Anlagen sind mittlerweile wieder in Betrieb. Die

Neubeitritten erhöht, denn bisher verringerten sich

Gruppe analysierte verschiedene Optionen für die

die Beiträge der bestehenden NEA-Mitglieder mit

zukünftige Versorgung mit 99Mo – den Einsatz von

jedem neuen Beitragszahler. Im Berichtsjahr wur-

niedrig angereichertem statt hoch angereicher-

de Slowenien und im Jahr davor Polen als neues

tem Uran für die 99Mo-Produktion (wegen Prolife-

NEA-Mitglied begrüsst, und kommendes Jahr wird

rationsbedenken), direkte Produktion des für den

voraussichtlich Russland – als erstes Nicht-OECD-

medizinischen Einsatz erwünschten Endprodukts

Mitglied – der NEA beitreten. Die Kooperation mit

99m

Indien soll weitergeführt werden. Indien ist zwar

dass das Grundproblem nicht technischer, sondern

kein Vertragspartner des Non-Proliferation Treaty,

ökonomischer Natur ist, nämlich dass keine wei-

hat nach Einschätzung der NEA jedoch entschei-

teren Investitionen in 99Mo-Produktions- und Auf-

dende Fortschritte gemacht und seine zivilen Re-

bereitungskapazität getätigt werden. Das Stee-

aktoren dem lAEA-Safeguardsregime unterstellt.

ring Committee verabschiedete eine Erklärung mit

Indien wurde im Weiteren zur Mitgliedschaft beim

sechs Prinzipien für die weltweite Versorgungssi-

Multinational Design Evaluation Programme für

cherheit mit 99Mo bzw. 99mTc, die im Wesentlichen

neue Kernkraftwerke eingeladen.

darauf hinausläuft, dass die Staaten aufgerufen

Der nukleare Unfall im japanischen Fukushima

werden, die strukturellen und ökonomischen Rah-

war ein zentrales Diskussionsthema des Steering

menbedingungen für eine nachhaltige Versor-

Committee. Die NEA setzte unter anderem eine

gungskette zu schaffen.

Tc in Zyklotronen, etc. Sie kam zum Schluss,

Arbeitsgruppe (Senior-level Task Group on Impacts im Juni die Pariser G8/G20-Konferenz zum The-

3.2.2.2 Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA)

ma Fukushima sowie im Oktober ein International

Das CNRA ist ein Forum für Vertreter der nukle-

Symposium on Decontamination in Fukushima

aren Aufsichtsbehörden. Es tagt zweimal pro Jahr

selbst. Die Senior-level Task Group Fukushima hat

und diskutiert Fragen, welche für die Sicherheit

sich zunächst stark auf den Informationsaustausch

von Kernanlagen relevant und aktuell sind. Aus

konzentriert und hält diese Aufgabe auch für die

dieser Arbeit leitet das Komitee Themen ab, die in

kommenden Monate zunächst für vordringlich.

Arbeitsgruppen vertiefter untersucht werden. Das

Für die Themengebiete Krisenmanagement, Not-

CNRA hat vier ständige Arbeitsgruppen:

fallvorbereitung und Unfallanalyse wurde der Kon-

❚ Working

of the Fukushima Accident) ein und organisierte

takt zu den anderen NEA-Gremien aufgenommen.

Group

on

Operating

Experience

(WGOE);

Themen wie die gestaffelte Sicherheitsvorsorge

❚ Working Group on Inspection Practices (WGIP);

oder das Accident Management verdienen nach

❚ Working Group on Public Communication of Nu-

Meinung der Task Group eine vertiefte Betrachtung. Bevor hier konkrete Schritte unternommen werden, sollen aber – auch vor dem Hintergrund

clear Regulatory Organisations (WGPC); ❚ Working Group on the Regulation of New Reac-

tors (WGRNR).

der zahlreichen derzeit laufenden Aktivitäten – die