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Charakterisierung der Risiken der Kernenergienutzung

1. Alle Expositionspfade ohne Gegenma nahmen Nur inhalation Erwartete H ufigkeit von effektiven Dosen gt D pro Jahr ro ch Abb 4 12 H ufigkeitsverteilung der effektiven Lebenszeitdosis aufgrund von Ab falltransportunfallen in der Endlagerregion 25 km Umkreis nach LAN 91 4 2 10 2 R ckf hrung von Wiederaufarbeitungsabfallen Zielsetzung der in einem Fachbeitrag zum 19 Fachgesprach der Gesellschaft f r Anlagen und Reaktorsicherheit mbH GRS in Berlin SCH 95 dargestellten Unter suchungen ist es die mit der R ckf hrung der Wiederaufarbeitungsabf lle aus Frankreich verbundenen potentiellen radiologischen Auswirkungen f r die Bev lke rung und das Transportpersonal f r normalen unfallfreien Transport sowie f r Transport und Handhabungsunf lle zu ermitteln Wichtiger Ausgangspunkt f r die Risikoabsch tzung sind die folgenden Daten zum Abfall und Transportaufkommen 85 Aufgrund der vertraglichen Rahmenvereinbarungen zwischen der franz sischen Firma COGEMA als Betreiberin der Wiederaufarbeitungsanlage in La Hague und der deutschen Energiewirtschaft werden insgesamt f nf Abfallarten deren Eigenschaften in sogenannten Spezifikationen festgelegt sind an die Vertragspartner zur ck geliefert verglaste Abf lle Spalt und Aktivierungsprodukte H lsen Brennelement Strukturteile bituminierte Abf lle Fallschlamme Konzentrate technologische a arme Abf lle
2. 3 Teile der bestehenden Bestimmungen und technischen Regeln werden durch Forderungen ersetzt die sich auf PSA Methoden und Ergebnisse beziehen Bei der Umsetzung dieser Grundmuster sind zahlreiche Varianten m glich insbeson dere hinsichtlich des Grades der Verbindlichkeit von PSA Bestimmungen der Anfor derungen an die Nachweise und ihres Anwendungsbereichs Im zeitlichen Ablauf sind auch berg nge zwischen den beschriebenen Grundmustern denkbar In Deutschland wird die PSA wie auch z B in Japan und Frankreich nach Grundmuster 1 komplement r zur deterministischen Sicherheitsbeurteilung genutzt In anderen L ndern r umt man der PSA auch formal mehr als diese komplement re Bedeutung ein Hier sind insbesondere die Vorgehensweisen in Gro britannien und in den Niederlanden auf der einen Seite Grundmuster 2 und in den USA gem Grundmuster 3 auf der anderen Seite zu nennen die in Kapitel 6 dargestellt sind Die beh rdliche Position zur Anwendung der PSA in der Bundesrepublik und zur Integration ihrer Ergebnisse in die Sicherheitsbeurteilung ist in den in Kapitel 2 1 zitierten Leitf den zur periodischen Sicherheits berpr fung PSU dargelegt Die RSK hat wie ebenfalls in Kapitel 2 1 beschrieben im Jahre 1988 empfohlen f r alle in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke im Abstand von etwa zehn Jahren periodische Sicherheits berpr fungen PSU durchzuf hren RSK 88 Zweck der PSU ist dabei die Feststellung ob ausre
3. 2 Sicherheitsanalysen 2 1 Grunds tze der kerntechnischen Sicherheit Kerntechnische Sicherheit beruht weltweit unabh ngig von der angewandten Si cherheitsphilosophie oder vom konkreten Anlagenkonzept auf einem gestaffelten Schutzkonzept das im internationalen Sprachgebrauch mit defence in depth be zeichnet wird Dieses Konzept ruht auf zwei S ulen der Anordnung mehrfach gestaffelter physikalisch technischer Barrieren zwischen den radioaktiven Anlagenteilen und Betriebsmedien insbesondere den beim nuklearen Kernspaltungsproze entstehenden hochradioaktiven Spaltprodukten und der Biosph re sowie einer auf mehreren Sicherheitsebenen beruhenden Strategie zur Verteidigung dieser Barrieren in allen denkbaren Anlagen und Betriebszust nden Ein entscheidender Beitrag zur defence in depth besteht darin das technische Anlagenkonzept so auszugestalten da es seine vorgegebenen Sicherheitsfunktio nen sowohl im bestimmungsgem en Betrieb hierzu geh ren der normale Anla genbetrieb und kleinere Betriebsst rungen als auch bei den zu unterstellenden St r und Unf llen erf llt Hierbei folgt das Sicherheitskonzept deterministischen Annahmen und Methoden ohne da Eintritts Versagens oder sonstige Wahr scheinlichkeiten betrachtet werden Die deterministische Sicherheitsauslegung erf llt folgende Kriterien Es wird eine hohe Qualit t der Ausf hrung und Zuverl ssigkeit der
4. Bewertung von sicherheitsrelevanten Betriebsvorschriften Optimierung von Nachr stma nahmen Optimierung der Instandhaltung und wiederkehrender Pr fungen Als Ergebnis liefert die PSA f r eine Anlage Wahrscheinlichkeiten f r auslegungs berschreitende Ereignisabl ufe Aus diesen l t sich durch Summation die Wahr scheinlichkeit f r Kernsch den f r bestimmte Gruppen ausl sender Ereignisse z B Transienten oder f r die Gesamtheit der betrachteten ausl senden Ereignisse ermitteln Letzterer wird auch als Summenwert der H ufigkeit von Gef hrdungszu st nden bezeichnet bei Ber cksichtigung von AM Ma nahmen als Summenwert der Schadenszust nde Aus Analysen der Stufe 2 oder 3 lassen sich die Wahrschein lichkeiten f r bestimmte Freisetzungen bzw f r Sch den in der Umgebung der An lage berechnen 16 Damit wird die M glichkeit er ffnet zus tzlich zu den bew hrten deterministisch ab geleiteten Bestimmungen bzw in Teilbereichen als Ersatz f r diese quantitative Forderungen hinsichtlich der durch eine PSA zu ermittelnden H ufigkeit von Gef hrdungszust nden zu stellen Dieser Proze ist durch den methodischen Fortschritt der PSA und die in erheblichem Umfang gestiegenen Anwendungen weltweit in Gang gekommen wobei sich allerdings zum jetzigen Zeitpunkt im internationalen Vergleich sowohl hinsichtlich der regulativen Umsetzung als auch des Umfangs der geforderten Analysen ein eher uneinheitliches Bild bi
5. Hier werden Risiken also durch die zwei Komponenten H ufigkeit und Schaden bestimmt Damit Risiken vergleichbar sind m ssen sowohl H ufigkeiten als auch Sch den in gleichen Einheiten angegeben werden Die Einheit der H ufigkeiten ist zwangsl ufig Anzahl der Ereignisse pro Zeiteinheit und l t sich problemlos umrechnen Die Einheit der Sch den ist f r die Versicherungswirtschaft zweifellos der Geldwert der zu zahlenden Versicherungssummen Aber schon bei manchen Versicherungs f llen gibt es kontroverse Diskussionen dar ber mit welchen Summen andere Schadensarten als Verm gens oder Sachsch den entsch digt werden sollen z B K rperverletzungen oder Gesundheitssch den In noch weitaus gr erem Ma e kontrovers sind die Meinungen in der Bev lkerung dar ber wie Sch den an der Umwelt Sch den an Einrichtungen der ffentlichen Infrastruktur oder Sch den am sozialen Umfeld zu messen sind Eine einheitliche allgemein akzeptierte Einheit f r Sch den gibt es daher noch nicht In der Diskussion ber die kerntechnische Sicherheit werden eine Reihe von Risikokenngr en herangezogen die weniger versicherungsorientiert sind Abschnitt 3 2 In der Diskussion um die Kernenergie hat in den zur ckliegenden Jahren der Begriff der externen Kosten eine wichtige Rolle als Risikokenngr e gespielt worauf im Abschnitt 3 3 eingegangen wird 3 2 Spezielle Risikoans tze Es wurde bereits eine Reihe v
6. en beruht die in einem engen Bezug zur H ufigkeit von St r bzw Unfallmeldungen im Rahmen des internationalen Meldesystems INES stehen Diese Gr en werden ausgehend von einer breiten Diskussion der Anlage des Kernbrennstoffkreislaufs und der aus de terministischen Analysen aus Risikostudien und aus der Betriebserfahrung f r diese Anlagen qualitativ aber mit Anspruch auf die korrekte Erfassung der wesentlichen Aspekte abgesch tzt Es zeigt sich da in einem Zeithorizont bis zum Jahre 2020 es wird angenommen da diese Phase f r die zuk nftige Entwicklung dieser Gr en entscheidend sein wird unbedingt die zeitliche Entwicklung dieser Kenngr en infolge durchgef hrter bzw zuk nftig anzunehmender Sicherheitsverbesserungen ber cksichtigt werden mu Abschlie end wird dargelegt da das verbleibende wenn auch geringe Restrisiko der derzeitig dominierenden Leichtwasserreaktortechnologie bei einem Ubergang auf fortgeschrittene Reaktortypen in einem solchen Ma e weiter verringert werden kann da es f r einen Unbeteiligten d h ein Mitglied der Bev lkerung au erhalb des Anlagenzauns als nach menschlichem Ermessen vernachlassigbar einzusch tzen ist Diese Technologie steht bereits heute in Form fertigentwickelter Baulinien evolutionarer Siede und Druckwasserreaktoren bzw des gasgekuhlten Hochtemperaturreaktors zur Verf gung und ist Gegenstand konkreter Projekte in verschiedenen Teilen dieser Welt
7. werden Den Ansto zur Befassung mit dem Thema dieser Arbeit gab Herr Prof Dr rer nat J Knorr Inhaber des Lehrstuhls f r Kernenergietechnik der Technischen Universit t Dresden Ihm geb hrt daf r ebenso mein besonderer Dank wie Herrn Prof Dr Ing K Kugeler Direktor am Institut f r Sicherheitsforschung und Reaktortechnik des Forschungszentrums J lich und Inhaber des Lehrstuhls f r Reaktorsicherheit und technik der Rheinisch Westf lischen Technischen Hochschule Aachen f r die geleistete Betreuung und f r eine Vielzahl hilfreicher Anst e und Hinweise Herr Prof Dr Dr E h H Nickel und Herr Prof Dr rer nat H Bonka von der RWTH Aachen haben ebenso wie Herr Prof Dr H Unger von der Ruhr Universit t Bochum durch Rat und Tat zur erfolgreichen Fertigstellung dieser Arbeit beigetragen Ihnen gilt ebenso mein Dank wie Herrn Dr F Niehaus Leiter der Safety Assessment Section der IAEA in Wien sowie einer Reihe weiterer in und ausl ndischer Fachleute und Institutionen sie sind in den jeweiligen Kapiteln im einzelnen zitiert die mich durch wertvolle Informationen Ausk nfte und Unterlagen unterst tzt haben Salzgitter im Mai 2002 Der Autor Inhalt Seite 1 Einleitung 4 2 Sicherheitsanalysen 8 2 1 Grunds tze der kerntechnischen Sicherheit 8 2 2 Deterministische Sicherheitsanalysen 9 2 3 Probabilistische Sicherheitsanalysen PSA 12 2 3 1 Die Entwicklung der PSA 12 2 3 2 Das methodische Ger st der
8. wii E 8 N BN T E f N N N SESEERN SSS NS 5 5 n Daid 3 E BS 8 Na en a HO 2 NN D5 mn 3 TD WAS 5 oc NE ZES AS 2 SX E N jag TE IE EE 55 SS EN INS e x 5 av 7 NN f 23 Het SE yf NE 3 co N mA NN gt Brenn N N DORN TTT N Sys SISI SS Y N Nun 3 RW WF Q Q Qo ORSAY S S SDSS x 118 5 5 4 SWR 1000 Bei dem SWR 1000 von Siemens jetzt Framatome ANP handelt es sich um einen fortschrittlichen Siedewasserreaktor mittlerer Leistung 1000 1200 MWe mit weitgehend passiven Sicherheitsmerkmalen Wesentliche Merkmale dieses Konzepts sind e Reaktorkern mit geringer Leistungsdichte e GroBes Wasservolumen im RDB zur Erzielung eines gutm tigen Verhaltens im Falle von St rungen e Beherrschung von Transienten ohne externe Nachspeisung von K hlmedien in den RDB e Passive W rmeabfuhreinrichtungen aus RDB und SHB e Gro e Flutwassermenge im SHB mit geod tischem Ablauf in den RDB nach Druckentlastung e Passive Ausl sung von Schnellabschaltung Druckbegrenzung und Druckentlastung diversit r zur Ausl sung durch die Sicherheitsleittechnik e Passive St rfallbeherrschung e Stickstoff inertisierte Sicherheitsbeh lteratmosph re zur Vermeidung von Br nden und Wasserstoffreaktionen im SHB nach schweren St rfallen mit Kernschmelze e Erh hte SHB Druckauslegung In Abbildung 5 8 ist eine bersicht ber die passiven Abschalt Kernflut und Nachw rmeabfuhrsysteme gegeben Das Absch
9. 1990 gr er Geringere Unterschiede in den Risikobeitragen einzelner Anlagen Gr ere Unterschiede in den Risikobeitr gen einzelner Anlagen Weniger Sicherheitsver besserung in den Anlagen mit hohem Schadensvorsorge niveau Mehr Sicherheitsver besserungen in den Anlagen mit hohem Schadensvorsorge niveau Weniger Sicherheits verbesserung in den Anlagen mit geringem Schadensvorsorge niveau Mehr Sicherheitsver besserung in den Anlagen mit geringem Scha densvorsorgeniveau Wo Basisszenario Wo 0 86 0 97 0 49 0 83 0 84 0 76 0 87 0 79 0 85 Tabelle 5 2 Betrachtete Parametervariationen gegen ber dem Basisszenario und ihr Einflu auf die Wahrscheinlichkeit Wo da es im Betrachtungszeit raum bis 2025 global zu keinen Ereignissen der INES Stufen 6 und 7 kommt 111 h2025 1 a 92025 1 a Wo 5 Perzentile 4 5 104 1 0 10 0 47 95 Perzentile 2 5 10 1 4 10 0 97 Tabelle 5 3 Unsicherheitsabsch tzung f r h2o25 92025 und Wo 5 4 3 Alternativszenarien Das im Basisszenario entwickelte Bild von einer ausgehend von einem bereits hohen Sicherheitsniveau sich kontinuierlich verbessernden Sicherheit in allen Anlagen kann nicht als sichere Prognose unterstellt werden Dies w re vor dem Hintergrund der auch in den letzten Jahren immer wieder in einzelnen Anlagen erkennbar gewordenen Einbu en im Bereich der Sicherheitsk
10. 29 31 Beijing China 14 18 Oct 1996 Weil L et al Database Systems Established and Planned in the Nuclear Safety Department of the BfS WINRE 94 5 Workshop on Information Management in Nuclear Safety Radiation Protection and Environmental Protection Proceedings GRS 115 1995 p 227 236 Weil L Brennecke P Illi H Nuclear Safety in Germany Licensing and Waste Management Aspects IAEA CN 59 76 Proceedings of an International Conference on the Nuclear Power Option held in Vienna 5 8 September 1994 International Atomic Energy Agency Vienna Austria IAEA 1995 p 691 697 ISBN 92 0 100395 1 ISSN 0074 1884 27 3 Risikoorientierte Betrachtungen 3 1 Der Risikobegriff In der Versicherungswirtschaft ist der Begriff Risiko eindeutig definiert n mlich als Produkt von Eintrittsh ufigkeit f r ein Ereignis und verursachtem Schaden Die Summe der Versicherungsbeitr ge mu im Mittel mindestens so gro sein wie die Summe der zu zahlenden Entsch digungen plus der Gewinnspanne Das Risiko wird durch die Versicherung somit nicht beeinflu t sondern nur anders verteilt Die Summe aller Sch den bleibt abgesehen vom Gewinn der Versicherungsgesell schaft gleich aber f r den einzelnen wird ein mit geringer Wahrscheinlichkeit ein tretender gro er Schaden gegen einen mit der Wahrscheinlichkeit 1 eintretenden kleinen Schaden n mlich die Zahlung der Versicherungspr mie eingetauscht HEN 95
11. Diese Ma nahmen sind so zu treffen da nach ihrer Durchf hrung keine sicherheitsrelevanten Abweichungen mehr vorliegen Die durch die zust ndige Aufsichtsbeh rde im Rahmen der Gesamtbewertung der Ergebnisse zu treffenden beh rdlichen Ma nahmen und Veranlassungen erfolgen unter Ber cksichtigung des Verh ltnism igkeitsgrundsatzes Im PSA Leitfaden ist spezifischer zur Bewertung der PSA Ergebnisse ausgef hrt Die Ergebnisse der PSA sollen erg nzend zur deterministischen berpr fung des Sicherheitsstatus der Anlage zur Bewertung der Ausgewogenheit des Sicherheitskonzeptes dienen und zur Festlegung der Notwendigkeit und Dringlichkeit erforderlicher Sicherheitsverbesserungen herangezogen werden Die Ausgewogenheit des Sicherheitskonzeptes sollte unter verschiedenen Gesichtspunkten z B H ufigkeit ausl sender Ereignisse H ufigkeit der Ereignisablaufpfade beurteilt und eventuelle Schwachstellen sollten festgestellt werden Die Bewertung ist anhand sowohl der qualitativen als auch der quantitativen Analyseergebnisse durchzuf hren Den unterschiedlichen Kategorien der Gef hrdungszust nde aufgrund von zeitverlauf und m glichen Auswirkungen ist bei der Bewertung Rechnung zu tragen Bei der Bewertung sind au erdem die Unsicherheiten der quantitativen Ergebnisse aufgrund der Streubreiten der 20 Zuverl ssigkeitskenngr en miteinzubeziehen Dar ber hinaus sind Importanz und gegebenenfalls Sensitivit tsr
12. FAB 98 Als wichtiges Ergebnis wird ein 59 vergleichbar hohes Sicherheitsniveau aller Anlagen mit einer integralen Gef hrdungsh ufigkeit von ca 2 10 a angegeben 4 2 5 3 PSA der Stufe 1 im Rahmen der PS f r das Kernkraftwerk ISAR 1 Auf Entwicklung und Methodik der PS wurde bereits in Abschnitt 2 3 eingegangen In einer Ver ffentlichung der Bayernwerk AG BRO 95 werden die Ergebnisse der PSU f r die Anlage KKI 1 dargestellt Die anlagenspezifische Probabilistische Sicherheitsanalyse wurde zwischen November 1990 und Dezember 1992 erstellt bez glich Methodik und Umfang orientierte sie sich an dem BMU PSA Leitfaden vom Oktober 1990 einem Vorl ufer der in Abschnitt 2 3 beschriebenen Unterlagen Ziele der PSA waren die Ermittlung und Quantifizierung von Ereignisabl ufen die zum Kernschmelzen f hren die Beurteilung der Ausgewogenheit der Anlagenauslegung und die Schaffung einer Basis f r eine Living PSA Es handelt sich um eine PSA der Stufe 1 d h um eine Sicherheitsanalyse der systemtechnischen Einrichtungen einschlie lich der aktiven Funktionen des Sicherheitsbeh lters Sie setzt sich im wesentlichen aus folgenden Einzeluntersuchungen zusammen Ermittlung der f r die Sicherheitsanalyse relevanten ausl senden Ereignisse sowie Bestimmung der erwarteten Eintrittsh ufigkeiten Ermittlung der Nichtverf gbarkeit der in den Ereignisabl ufen ber cksichtigten Systemfunktionen Ermittlung der H
13. International Reporting System IRS erfolgt 3 4 1 H ufigkeiten von Ereignissen bestimmter INES Stufen Es soll auf die als INES Skala International Nuclear Event Scale international vereinbarte Einteilung von Ereignissen in kerntechnischen Anlagen zur ckgegriffen werden Die folgende Beschreibung hierf r lehnt sich stark an eine Informationsschrift des Bundesumweltministeriums aus dem Jahr 1993 BMU 93 an Die internationale Bewertungsskala f r bedeutsame Ereignisse in kerntechnischen Anlagen ist von einer internationalen Expertengruppe erarbeitet worden die gemein sam von der Internationalen Atomenergieorganisation in Wien IAEA und der Kern energieagentur der OECD in Paris NEA einberufen worden ist Die Bewertungs skala bezieht Erfahrungen ein welche bei der Anwendung hnlicher Ma st be in Frankreich und Japan sowie beim Entwurf solcher Ereignisskalen in einigen anderen L ndern gemacht wurden Die Bewertungsskala wurde wie von der IAEA vorgesehen zun chst ausschlie lich f r Kernkraftwerke etwa ein Jahr lang probeweise angewendet Aufgrund der uneingeschr nkt positiven Erfahrungen bei der Anwendung der Skala haben sich die Betreiber der Kernkraftwerke in Deutschland nach Abschlu der Probephase Anfang 1992 gegen ber dem Bundesumweltministerium verpflichtet die berarbeitete Bewertungsskala auch zuk nftig anzuwenden Die internationale Bewertungsskala war urspr nglich nur f r Kernkraftwe
14. Kernschmelzen St Laurent KKW Frankreich 1980 Constituyentes Argentinien 1983 Tschernobyl KKW UdSSR 1986 Kritikalit tsunfall Leistungsexkursion mit Explosion gro e Freisetzung Tokai Mura BE Fabrik Japan 1998 Kritikalit tsunfall mit Personensch den Tab 3 5 bersicht ber kerntechnische Unf lle im Zeitraum 1950 bis 1999 44 Literatur zu Kapitel 3 BMU 93 BUR 97 CON 93 EWE 91 HEN 95 FRI 97 FRI 98 KOT 94 MOS 90 Internationale Bewertungsskala f r bedeutsame Ereignisse in kerntechnischen Anlagen INES Eine Information des Bundesumweltministeriums Juli 1993 Burkart W Schnelzer M Das nukleare Verm chtnis der Sowjetunion Spektrum der Wissenschaft Dossier Radioaktivit t 1 97 88 93 Conrad F Internalisierung externer Kosten der Energieversorgung Beispiel Kernenergie atomwirtschaft Oktober 1993 698 704 Ewers H J Rennings K Die monet ren Sch den eines Super GAU in Biblis Diskussionspapier Nr 2 des Instituts f r Verkehrswissenschaft der Universit t M nster 1991 Hennings W Mertens J Reer B Methodik der Risikoanalyse f r Kernkraftwerke Polyprojekt Risiko und Sicherheit Dokument Nr 10 Hochschulverlag AG an der ETH Z rich 1995 ISBN 3 7281 2179 7 Friedrich R Krewitt W Umwelt und Gesundheitssch den durch die Stromerzeugung Externe Kosten von Stromerzeugungssystemen Springer V
15. beh rdliche Kontrollen dieses Risiko hinreichend klein gehalten wird Hierzu sei auf die Ausf hrungen in dem einschl gigen Ressortforschungsbericht GOR 91 ver wiesen Die erste Kategorie stillegungsspezifischer St rf lle ist hinsichtlich Eintrittswahr scheinlichkeit und Auswirkungen die bedeutsamste die Diskussion wird im folgenden darauf beschr nkt Die Ereignisabl ufe m glicher St rf lle lassen sich charakterisieren nach ausl sendem Ereignis freisetzungsbestimmendem Ereignis in der Anlage in der Anlage freigesetzter Aktivit t R ckhaltewirkung des Barrierensystems Als ausl sende Ereignisse kommen anlageninterne Vorg nge sowie die u eren Einwirkungen Sturm Blitzschlag Erdbeben Explosionsdruckwellen und Flugzeugabsturz in Frage Zu den freisetzungsbestimmenden Ereignissen in der Anlage geh ren Mechanische thermische oder chemische Einwirkung ohne Brand auf aktives Material Beispiel Irrt mliche Anwendung einer thermischen Trenntechnik auf kontaminierte Rohrleitungen Leckagen in aktivit tsf hrenden Systemen Leckage ist hier im weitesten Sinne zu verstehen hierzu geh ren beispielsweise auch Filterversagen und Ausfall einer lokalen Absaugung Brand von radioaktivem Material 80 4 2 9 3 Quantitative Risikoabschatzung Fur stillegungsbedingte Stdrfalle mit Freisetzungen in die Atmosphare wurde im Rahmen einer im Auftrag des Bundesumweltministeriums durchgefthrt
16. sendes Beitrag des Ereignisses zur Prozentuale Anteile der Kategorien Ereignis und Summe der erwarteten H ufigkeiten der von Gef hrdungszust nden Eintrittsh ufigkeit Gef hrdungszust nde 5 0 10 5 a 93 5 Notstromfail T1 H 3 2 10 a h 0 04 a 0 4 3 6 1 6 4 90 6 Ausfall der H 5 5 10 a Hauptspeisewasser versorgung T2 h 0 a 9 4 11 0 95 6 Ausfall der H 2 0 10 a Hauptwarmesenke T3 h 0 5 a 3 7 0 7 40 5 89 8 Ausfall der Hauptwarme KI Wr senke und Ausfall der Hauptspeisewasser versorgung durch gemeinsame Ursache T3T2 h 0 3 a Offenbleiben eines S E Ventils T4 h 0 1 a 92074 10 Kokatemperatur gt 150 C infolge Ausfall NWA a Versagen FD Leitung EEE i OETA SEN SRN a GW bei UOSTSpPSiSuNg UNG Ausfall DDA bz Entleerung der KOKA durch Dampfaustrag ber Leck au erhalb SB bei ausgefallenem DDA b NJ Kemfreilegung infolge RN istan RDB Bespeisung b Hoher Druck im RDB infoige Verssaaen der Druckbaarenzuna Versagen Ger Uruckoegrenzung 1 Die Gef hrdungszust nde der Kategorie b und b wurden bei Transienten und KMV innerhalb SB nicht bewertet NWA Nachw rmeabfuhr FD Frischdampf DDA Durchdringungsabschlu KOKA Kondensationskammer RDB Reaktordruckbeh lter KMV K hlmittelverlustst rfall SB Sicherheitsbeh lter Abb 4 2 Transienten Beitr ge zur Summe der erwarteten H ufigkeiten der Ge f hrdungszust nde ohne ZUNA
17. sich im Laufe eines Jahrzehnts durch die Gesamtheit aller Ma nahmen um etwa einen Faktor 4 verbessern Allerdings mu eine realistische Betrachtung auch den Fall umfassen in dem ein Teil der Anlagen dieser Entwicklung nicht folgt sondern aufgrund mangelnder Sicherheitskultur die Ursachen hierf r k nnen organisatorischer wirtschaftlicher und politischer Art sein im Niveau gleich bleibt oder sich gar verschlechtert Diesem 105 Aspekt wird durch die beiden Alternativszenarien in Abschnitt 5 4 3 Rechnung getragen 5 2 3 Extrapolation der Betriebserfahrungen aus den 80er Jahren Aufgrund des einen Unfalls mit gro er Freisetzung in den 80er Jahren Tschernobyl ergibt sich der Sch tzwert f r g f r diesen Zeitraum zu 0 15 1 a Mit den Ausf hrungen zu den eingetretenen Sicherheitsverbesserungen im Mittel mehr als ein Faktor 4 ergibt sich hieraus eine weitere Absicherung des Wertes von 0 05 1 a aus der Nullfehlerstatistik f r die 90er Jahre wobei dieser Wert wiederum eher als zu hoch erscheint 5 3 berlegungen zum zuk nftigen zeitlichen Verlauf von g und h 5 3 1 Zielsetzung Nach der Bestimmung der aktuellen Werte von g und h sollen nunmehr berlegungen zu deren zuk nftigem zeitlichen Verlauf angestellt werden Eine genaue Prognose ist aufgrund der nur eingeschr nkt vorhersagbaren technischen wirtschaftlichen und politischen Randbedingungen schlicht nicht m glich Statt dessen
18. von 50 mSv in einem Abstand von 250 m vom Unfallort bersteigt sind nach den vorliegenden Untersuchungen selbst bei schwersten Transportunf llen 88 einschlie lich nachfolgendem Brand und ung nstigsten meteorologischen Ausbreitungsbedingungen nicht zu erwarten Zusammenfassend l t sich feststellen da die Risiken der R ckf hrung von radioaktiven Abf llen aus der Wiederaufarbeitung bestrahlten Kernbrennstoffs im Ausland ebenso wie die durch die Transporte in das geplante Endlager Konrad bedingten Risikoanteile sowohl absolut als auch im Vergleich mit den in dieser Arbeit sonst betrachteten Risiken als au erordentlich gering anzusehen sind 4 2 11 Integrale Risikobetrachtungen Die Studie ERD 79 stellt die Risikobeitrage der Anlagen des nuklearen Brennstoffkreislaufs als realistische Absch tzungen einander gegen ber Sie kommt zu dem Ergebnis dass der Brennstoffkreislauf etwa 1 zum Risiko der nuklearen Stromerzeugung beitr gt das Gesamtrisiko der Kernenergie somit nahezu vollst ndig durch den Reaktorbetrieb verursacht wird siehe Abbildung 4 14 Dies darf nicht mit der Zielsetzung der vorliegenden Arbeit verwechselt werden bei der auch Risikobeitr ge geringeren Schadensausma es z B Ereignisse der INES Kategorien 4 und 5 in die Betrachtung einbezogen werden Uranerz abbau und Transport Wiederaufarbeitung aufbereitung Kernkraftwerk 101 Abfallagerung Brennstoffkre
19. von der 238 RSK Sitzung am 23 November 1988 AbschluBbericht ber die Ergebnisse der Sicherheits berpr fung der Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland durch die RSK Bekanntmachung vom 13 Januar 1989 Bundesanzeiger Nr 47a vom 8 Marz 1989 Reaktor Sicherheitskommission Periodische Sicherheits berpr fung PSU f r deutsche Kernkraftwerke Durchf hrung der PSU Bundesanzeiger Nr 158 vom 28 August 1995 Schnuerer D Wach G Seidel F Weil L Upgrades of Digital amp C in German Nuclear Power Plants Regulatory Aspects and Qualification Requirements IAEA IWG NPPCI 95 10 Modernization of Instrumentation and Control Systems in Nuclear Power Plants Proceedings of a Specialists Meeting held in Garching Germany 4 7 July 1995 International Atomic Energy Agency Vienna Austria Institut f r Sicherheitstechnologie ISTec GmbH Garching Germany 1995 p 61 74 Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druck wasserreaktoren gegen St rf lle im Sinne des 28 Abs 3 StrISchV St rfall Leitlinien Bekanntmachung des Bundesministers des Innern vom 18 10 1983 Bundesanzeiger Nr 245a vom 31 Dezember 1983 Verordnung ber den Schutz vor Sch den durch ionisierende Strahlen Strahlenschutzverordnung StrlSchV vom 20 Juli 2001 Bundesgesetzblatt Jahrgang 2001 Teil I Nr 38 vom 26 Juli 2001 S 1714 ff Weil L ber die Zuverl ssigkeit elektronischer Reaktorschu
20. z B Kleidung Putzmittel sowie technologische a haltige Abf lle z B Komponenten Laborausr stungen Nach dem derzeitigen Planungsstand sollen von diesen Wiederaufarbeitungsabf llen zun chst zwei Abfallarten r ckgeliefert und in der Bundesrepublik Deutschland zwischengelagert werden verglaste hochradioaktive Abf lle HAW bituminierte mittelaktive Abf lle MAW Im Rahmen des ersten Zehnjahresvertrages der eine Wiederaufarbeitung von abgebrannten Brennelementen im Umfang von 4650 Tonnen Schwermetall vorsieht ist eine Abfallmenge entsprechend den in Tabelle 4 6 aufgef hrten Zahlenwerten aus Frankreich r ckzuliefern Die berechneten kumulierten komplement ren Wahrscheinlichkeitsverteilungen der bei Abfalltransportunf llen zu erwartenden individuellen Strahlenexposition der Bev lkerung sind aus Abbildung 4 13 zu entnehmen 86 Verglaste Abfalle Bituminierte Abfalle Menge kumuliert 2800 Kokillen max 3600 Fasser Geplanter R ckf hrungszeitraum 1995 2003 1997 2003 Vorgesehener Transport Castor HAN 20 28 GG Container VII GuB und Lagerbehalter bzw TS 28 V Zwischenlagerung Transportbehalterlager Abfallager Gorleben Gorleben Wagenladungen Bahn kumuliert 120 360 pro Jahr ca 15 ca 50 a Bei einer Beladung von 2 Containern je Waggon Tab 4 6 Projektiertes Abfalltransportaufkommen aus Frankreich bis zum Jahre 2003 im Rahmen des ersten Zehnjahresvertrages nach SCH 95 Dabei ist fol
21. 1989 bis 1992 ver ffentlicht wurden Die mutma lichen Kosten eines solchen Ereignisses werden zwischen 650 Mrd US und 10 7 Bill DM abgesch tzt Bezogen auf die zugrundeliegende Stromerzeu gung ergeben sich externe Kosten je erzeugte kWh zwischen 0 008 und 21 Pfennigen Im Rahmen dieser Arbeit ist es nicht m glich die Gr nde f r diesen sehr gro en Streubereich Faktor gt 2500 zu untersuchen Es sei allerdings angemerkt da diese Spanne von v llig vernachl ssigbar bis signifikanter Beitrag bezogen auf die Stromerzeugungskosten reicht Selbst wenn es gelingen w rde Kosten und Eintrittswahrscheinlichkeit eines Super GAU verl licher zu quantifizieren blieben wichtige Fragen offen Bei Anlagen mit vertretbarem Sicherheitsniveau wird sich in historischen Zeitr umen kein statistischer Mittelwert f r die H ufigkeit eines schweren Unfalls einstellen Bei Kernschmelzh ufigkeiten im Bereich von 10 Jahr oder kleiner wie sie sich aus probabilistischen Sicherheitsanalysen ergeben wird sich selbst bei weltweit 440 Kernkraftwerken ein statistischer Mittelwert erst in mehreren hundert Jahren einstellen Zudem ist davon auszugehen da mit zunehmender technischer Erfahrung und wissenschaftlicher Erkenntnis die zu erwartende H ufigkeit eines nicht beherrschten Kernschmelzens weiter vermindert werden kann siehe Kapitel 5 Eine Mittelung der Schadenskosten eines Super GAU ber einen gr eren Zeitraum
22. Containmentversagens oder eines Containment Bypasses bis zum Quellterm f r die Freisetzung radioaktiver Stoffe Es sollen aus durchgef hrten PSA der Stufe 2 im folgenden Ergebnisse zusammengestellt werden welche die Einsch tzung der bedingten Wahrscheinlichkeit f r gr ere Freisetzungen f r den Fall des eingetretenen Kernschadens gestatten 102 Eine bersicht und Auswertung einer gr eren Zahl von PSA der Stufe 2 gibt M T rschmann im Rahmen einer neueren Untersuchung TUR 00 Der Vergleich ausgew hlter Methoden und Ergebnisse umfasst Analysen aus der Schweiz aus Belgien aus Tschechien aus Frankreich und aus den USA Angesichts der in der vorliegenden Arbeit durchgef hrten globalen Betrachtung erscheint die breite Basis der T rschmannschen Studie als besonders geeignete Referenz Zur ersten Orientierung kann Abbildung 5 3 herangezogen werden Hier sind f r PSA der Stufe 2 die bedingten Wahrscheinlichkeiten f r Anlagenschadenszust nde f r LWR Anlagen aus den USA dargestellt d h f r Zust nde mit Leckagen oder Versagen des Containments sowie f r einen Bypass 0 9 a 0 8 4 0 7 0 6 0 5 0 4 0 3 0 2 oO _ bedingte Wahrscheinlichkeit ASZ 0 Bypass fr hes sp tes Bypass fr hes sp tes SB Versagen SB Versagen Abb 5 3 Bedingte Wahrscheinlichkeiten f r Bypass und Containmentversagen f r US LWR Anlagen Ergebnisse der IPE Man erkennt da der M
23. Die komplement re Haufigkeitsverteilung hkom f r die nach Zwischen fallen mit Aktivit tsfreisetzung in die Atmosph re emittierte Aktivit t Aem f r drei Stillegungsphasen 4 2 10 Transporte Nach der Diskussion der Risiken der verschiedenen Anlagen des Kernbrenn stoffkreislaufs soll abschlie end auf das mit den Transporten radioaktiver Stoffe zwischen diesen Anlagen verbundene Risiko eingegangen werden Zur Ermittlung dieses Risikos ist das Transportaufkommen zu bestimmen und zu charakterisieren Dazu werden Angaben u a zu den verwendeten Transportbeh l tern zu den Eigenschaften der Abfallprodukte zu den Aktivit tsinventaren und zu den auftretenden Ortsdosisleistungen ben tigt Da diese Gr en f r jeden Abfallstrom z B von der Anreicherungsanlage zur Brennelementfabrik oder vom Kernkraftwerk zum Brennelement Zwischenlager unterschiedlich sind und selbst f r einen konkreten Abfallstrom unterschiedliche Teilstr me umfassen k nnen entsteht 82 ein sehr komplexes Bild welches hier in seiner Gesamtheit nicht erfaBt werden kann Stattdessen werden die Abfallstr me zum geplanten Endlager Konrad sowie die aus der Wiederaufarbeitung in Frankreich zur ckgef hrten radioaktiven Abf lle als repr sentativ angesehen und nachfolgend er rtert Diese beiden Abfallstr me wurden ausgew hlt weil sie einen erheblichen Anteil der insgesamt in Deutschland transportierten Aktivit t darstellen sie in Studien neueren Datums
24. Durchschnitt aus Mio f r t dliche und Deutschland Kr mmel und dadurch verursachte Ber cksichtigung der gegen ber 0 5 Mio f r nicht t dliche F lle Produktionsverluste durch einen Tschernobyl h heren Bev lkerungsdichte Exrterne Kostenunsgesamt LE Bill DM Kernschmelzunfall wie Tschemobyl Als mit Faktor 10 Externe Kosten je kWh 1 2 bis 12 Pf Basis dienen die globalen Krebsf lle je Mio Personen rem 1000 Gesundheitssch den die durch Tschernobyl Krebstote 1 2 Mio verursacht wurden Super Gau H ufigkeit 1 Mal in 2000 bis 20 000 Betriebsjahren 2 Hohmeyer Olav Wie Hohmeyer 1989 Wie Hohmeyer 1989 aber freigesetzte Kosten je Krebsfall 750 000 DM 1990 Radioaktivit t 1200 Mio Personen rem Externe Kosten insgesamt 9 Bill DM Deutschland Krebsf lle je Mio Personen rem 1000 Externe Kosten je kWh 10 5 bis 21 Pf Krebstote 6 Mio Super Gau Hiufigkeit 3 Voss Alfred et al Geht von einem niedrigeren Radioaktive Freisetzung auf Basis der Externe Kosten je kWh 0 008 bis 0 07 Pf 1990 Freisetzungspotential einer deutschen Untersuchung von Burke Aldrich Deutschland Anlage im Vergleich zu Tschernobyl und Rasmussen USA 1984 10 Mio Personen damit von geringeren Krebsraten aus rem Evakuierungskosten Produktionsausf lle Krebsf lle je Mio Personen rem 260 Verm gensverluste durch Sperrung Super Gau H ufigkeit 1 Mal in 100 000 Jahren DRS Phase A 4 Ottinger Richard Basis sind Gesundheitssch den u
25. Entscheidungen infolge unvorhersehbarer Erkenntnisse kurz oder l ngerfristig auf einen Energietr ger verzichtet oder sein Einsatz aus Verf gbarkeits oder Kostengr nden stark reduziert werden mu In diesem Spannungsfeld aus wirtschaftlichem Wettbewerb unverzichtbaren Sicher heitsanforderungen und nationalen Versorgungsinteressen kommt einer verl lichen Sicherheitsbeurteilung nicht nur f r die Kernenergie besondere Bedeutung zu Es wird in immer st rkerem Ma e darauf ankommen Risiken nicht nur konservativ abzusch tzen sondern sie so genau wie m glich zu quantifizieren Weiterhin sollen keine signifikanten Risiken bersehen werden die Analyse soll systematisch und umfassend sein Vor dem Hintergrund dieser Forderungen wird die aktuelle Bedeutung der probabi listischen Risiko oder Sicherheitsanalyse PSA erkennbar Das Heranwachsen dieser Disziplin von einem eher praxisfernen Theoriezweig zu einem von den Praktikern der Anlagenauslegung und der Sicherheitsbeurteilung anerkannten Ana lyseinstrument hat sich in den zur ckliegenden beiden Jahrzehnten stetig und un aufhaltsam vollzogen Ausgangspunkt dieser Entwicklung waren die USA in Deutschland stellte die in Anlehnung an die amerikanische Pilotstudie WASH 1400 durchgef hrte Deutsche Risikostudie sowohl einen Durchbruch als auch die me thodische Grundlage f r k nftige Weiterentwicklungen dar Das f r die kerntechni sche Sicherheit und den Strahlenschu
26. Erzbergbau beinhaltet zwar typisch bergbauliche jedoch keine im eigentlichen Sinne nuklearen Risiken Es handelt sich radiologisch gesehen um den Umgang mit nat rlich radioaktiven Stoffen die aufgrund ihrer spezifischen Aktivit ten und der Art und Weise der rein mechanischen Handhabung keine nennenswerte Beitr ge zu den in Abschnitt 3 4 festgelegten Zielgr en erbringen k nnen Von daher wird f r die Zwecke dieser Arbeit der Risikoanteil aus der Uranerzgewinnung vernachl ssigt Dabei darf nicht bersehen werden da die umweltgerechte Stabilisierung von Ab baust tten und ausgebeuteten Erzen Tailings des Uranerzbergbaus einen erheb lichen Aufwand erfordern kann insbesondere dann wenn der Abbau selbst nicht bereits strikten Anforderungen unterliegt Die umfangreichen und kostenaufwendigen Ma nahmen zur Sanierung von Anlagen der ehemaligen SDAG Wismut in den Neuen Bundesl ndern untermauern diese Einsicht Die zuvor gegebene risikom ige Einsch tzung erstreckt sich auch auf den Bereich der Uranerzaufbereitung die mit der Herstellung des Produktes Yellow Cake endet Die involvierten Verfahrensschritte sind die Zerkleinerung durch Brechen und Mah len die saure oder alkalische Laugung die Reinigung und Konzentration der uranhaltigen L sung sowie abschlie end die Ausf llung und Trocknung des Urans 50 4 2 2 Konversion Die Konversion wie auch die Ubrigen Schritte des Kernbrennstoffkreislaufs werden in ei
27. Kapitel 2 3 3 und 2 3 4 verwiesen 2 3 2 Das methodische Ger st der PSA Die wesentliche Aufgabe der probabilistischen Sicherheitsanalyse ist es im Gegen satz zur deterministischen Analyse Eintrittswahrscheinlichkeiten von Ereignisabl u fen zu ermitteln die von der Auslegung nicht abgedeckt sind und deren Beherr schung durch die vorgesehenen Einrichtungen demzufolge nicht unterstellt werden kann Dieses Ziel wird mittels eines theoretischen Analyserahmens erreicht der die folgenden wesentlichen Elemente umfa t Identifizierung ausl sender Ereignisse Bestimmung der Ereignisabl ufe und zugeh rige Analysen z B thermohydrauli sche Simulation Quantifizierung der Eintrittswahrscheinlichkeit des Ereignisablaufs mit Hilfe der Zuverl ssigkeitsanalyse Ausgehend vom ausl senden Ereignis wird die Vielfalt der m glichen Ereignisabl ufe in einem Ereignisbaum dargestellt der sich aus aufeinanderfolgenden Ver zweigungen ergibt die jeweils der Verf gbarkeit oder der Nichtverf gbarkeit einer Sicherheitsfunktion entsprechen Die Wahrscheinlichkeit f r einen Ereignisablauf er gibt sich durch Multiplikation der bedingten Wahrscheinlichkeiten f r die Verf gbar keit bzw Nichtverf gbarkeit einer Sicherheitsfunktion mit der Wahrscheinlichkeit in der Praxis eher mit der H ufigkeit des ausl senden Ereignisses Die Verf gbarkeit einer Systemfunktion erh lt man quantitativ entweder aus der Betriebserfahrung oder a
28. PSA weit mehr als ausschlie lich Zahlenwerte resultieren Aus einer PSA ergeben sich wertvolle Erkenntnisse zum Ablauf potentieller Unfallsequenzen sog Ereignisablaufe zur Bedeutung von Systemfunktionen und Schl sselkomponenten menschlichen Handelns sowie zum Einfluss getroffener Annahmen auf das Ergebnis Die Gesamtheit dieser Ergebnisse stellt zusammen mit den Zahlenwerten den Gebrauchswert einer PSA dar Die ermittelten Zahlenwerte wie z B die Kernschadensh ufigkeit Core Damage Frequency CDF sind im brigen mit Unsicherheiten behaftet die aber ber geeignete Wahrscheinlichkeitsverteilungen dargestellt werden k nnen Die ILK ist der Ansicht dass PSAs ein erg nzendes Intstrumentarium darstellen mit dem die Effizienz beh rdlicher Entscheidungen weiter gesteigert werden kann Unter dem Vorsitz des Bundesumweltministeriums hat eine Arbeitsgruppe des L nderausschusses f r Atomkernenergie beh rdliche Leitf den f r die PSU entwickelt Im einzelnen sind dies BMU 97 Grundlagen zur PSU Leitfaden PSA sowie Leitfaden Sicherheitsstatusanalyse Technische Einzelheiten wurden von Expertengruppen unter Vorsitz des Bundes amts f r Strahlenschutz BfS erarbeitet und in drei Dokumenten dargestellt auf die in den beh rdlichen Leitf den Bezug genommen wird Diese technischen Unterlagen betreffen die Methoden der PSA FAK 97A die f r die PSA erforderlichen Daten FAK 97B sowie die schutzzielorientierte
29. dem Kern sondern auch aus in der Anlage vorhandenen Brennelementen au erhalb des Kerns und sogar aus dem Bereich der Abfallbehandlung ber cksichtigt Die betrachteten ausl senden Ereignisse umfa ten zus tzlich zu den internen auch externe Ereignisse Erdbeben Brand Sturm Turbinenzerknall Flugzeugabsturz u a und sogenannte auslegungs berschreitende Ausl ser z B Versagen des Reaktor Druckbeh lters Die Analysen umfa ten alle betrieblichen Zust nde au erhalb des Leistungsbetriebs Der in der Arbeit von Ross und Dawson formulierte Anspruch da diese PSA hinsichtlich ihres Analyseumfangs von keiner anderen bertroffen werde scheint zutreffend zu sein folgende Aspekte seien jedoch angemerkt Da im Hinblick auf Risikonachweise konservativ modelliert werden mu te geben die Ergebnisse kein realistisches Bild der Schwachstellen und der Ausgewogen heit Eben dies soll jedoch die PSA eigentlich leisten 68 1 Year RISK DISTRIBUTION 1E 3 9E 4 EILIRV 8E 4 EBREACT EVLOCA BPLOCA 7E 4 E amp PLSW ELOOP BSGCB 6E 4 MSGTR EBSGTR ESSLOCA 5E 4 BMLOCA BELLOCA ERVB 4E 4 MUCLOCA BSTLFW EILDCP 3E 4 ELM FW ELRLOCA EJALOCA a mLCCS EART BATWS 1E 4 OE 0 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 Table 1 Internal initiating events their frequencies and contributions to core damage frequency Initiating event Frequency Contribution l year 1994 1996 MSG
30. den beiden folgenden Abschnitten weitere Erkenntnisse aus der Betriebserfahrung und aus PSA Ergebnissen herangezogen um den Wertebereich dieser Gr e genauer einsch tzen zu k nnen 5 2 2 Relevante Einsichten aus PSA f r die Bestimmung von g und h Die Kennzahlen g und h reflektieren die H ufigkeiten von Ereignissen unterschiedlicher Schwere ihre Summe ist die weltweite H ufigkeit von Unf llen in kerntechnischen Anlagen g umfasst die Unfallereignisse siehe hierzu die Definition der INES Stufen in Tabelle 3 4 in denen es zu signifikanten Freisetzungen in die Umgebung kommt Es wurde in Kapitel 4 bereits dargelegt da aufgrund der im Vergleich zu den Kernkraftwerken weitaus geringeren Zahl von Anlagen zur nuklearen Ver und Entsorgung und des im Mittel ber die Anlagen niedrigeren Gef hrdungspotentials der Wert f r g durch die Beitr ge der Kernkraftwerke dominiert wird F r diese impliziert eine gro e Freisetzung einen zuvor eingetretenen Schaden am Reaktorkern Zu der H ufigkeit von Kernsch den liefern die Ergebnisse von PSA berwiegend direkte quantitative Resultate man vergleiche hierzu die zahlreichen Beispiele in Kapitel 4 Im Gegensatz zur PSA der Stufe 1 die mit der Beantwortung der Frage nach dem Kernschaden die Betrachtung des Ereignisablaufes beendet reicht die PSA der Stufe 2 dar ber hinaus bis zur Kl rung der Frage nach der Integrit t des Contain ments und im Falle des
31. der Umwelt leistet Diesen unbestreitbaren Vorteilen stehen jedoch auch Gefahrenpotentiale und Risiken gegen ber Die Unf lle in den Kernkraftwerken Three Mile Island 2 Harrisburg USA im Jahre 1979 und Tschernobyl 4 seinerzeit Sowjetunion heute Ukraine im Jahre 1986 stellten schwere R ckschl ge f r die Akzeptanz und die weitere Entwicklung der Kernenergie dar Konnte im ersten Falle der Schaden im wesentlichen noch auf die Anlage begrenzt werden so hat insbesondere die Kontamination der n heren und weiteren Umgebung der Anlage sowie die nicht unerhebliche Zahl von verletzten und get teten Personen durch den Unfall in Tschernobyl der Frage nach der Sicherheit kerntechnischer Anlagen in aller Welt eine neue Dimension verschafft Die sich anschlie ende Diskussion blieb nicht auf den Bereich der eigentlichen Sicherheitstechnik beschr nkt sondern wurde zunehmend grunds tzlich und all gemein auch wurde und wird diese Diskussion nicht immer wissenschaftlich korrekt oder zumindest sachlich gef hrt In einer Reihe von Staaten wurden Konsequenzen gezogen deren Palette von der Durchf hrung von Sicherheits berpr fungen ber technische Verbesserungsma nahmen letztere eher in den L ndern die wirtschaftlich dazu in der Lage waren als in denen in denen sie dringend geboten erschienen bis hin zu Beschl ssen des Ausstiegs aus der Kernenergienutzung reichte der beispielsweise in Italien und in Osterreich tats chlich vollzogen wurde
32. des beh rdlich geforderten Analyseumfangs ohne da bereits alle methodischen Fragen abschlie end gekl rt w ren Weitere Anstrengungen zur Fortentwicklung der PSA sind somit zwingend erforderlich Auch der Anwendungsstand der PSA zeigt sicher nicht zuletzt infolge der heranreifenden Methodik erheblichen und weiter steigenden Umfang In erster Linie sind hier die Kernkraftwerke zu nennen f r deren gro e Mehrzahl eine anlagenspezifische PSA vorliegt Diese reicht vielfach nur bis zur Stufe 1 zuletzt wurden jedoch vermehrt auch Analysen der Stufen 2 und 3 durchgef hrt wobei L ndern mit konkreten risikobezogenen Forderungen im kerntechnischen Regelwerk eine treibende Funktion zukommt F r die sonstigen Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs liegen in Einzelf llen zwar auch PSA vor in der Regel bleibt es jedoch bei der klassischen St rfallanalyse wobei diese in einigen F llen durch eine Absch tzung der H ufigkeit des St rfalleintritts erg nzt wird Insgesamt l t sich aus den zur Verf gung stehenden Informationen eine solide Einsch tzung der Risiken der Gesamtheit der Anlagen des nuklearen Brennstoffkreislaufs gewinnen In Zukunft sollte dar ber hinaus auf eine Quantifizierung der Ergebnisse mit m glichst geringen Unsicherheitsmargen hingearbeitet werden Es gibt unterschiedliche Ans tze und Pr ferenzen f r Risikokenngr en Gebr uch lich sind das Individualrisiko Vorgaben in Form von Dosis H ufigkeitsverteilungen o
33. durch die Zust nde au erhalb des Leistungsbetriebs Das ausgewiesene Sicherheitsniveau erscheint hoch insbesondere wenn man den konservativen Charakter der Analyse ber cksichtigt Hervorzuheben ist der Beitrag der small releases zum Individualrisiko Dies bedeu tet jedoch da der Beitrag der Unf lle mit signifikanten Freisetzungen in keiner Weise pr gend f r die Gr e Individualrisiko ist Umgekehrt hei t dies da f r diese Ereignisse mit einschneidenden Konsequenzen andere Kenngr en her anzuziehen sind Es sei noch angemerkt da Ross und Dawson vermuten da das Individualrisiko infolge der genehmigten Ableitungen im Normalbetrieb h her ist als das in der PSA ermittelte Der Verlauf oder genauer der blicherweise postulierte Verlauf der Dosis Wirkungs Beziehung im Bereich kleiner Strahlendosen ist f r derartige Ergebnisse entscheidend Insgesamt erscheint daher das Individualrisiko als Ma der von einer Anlage ausgehenden Gefahr f r die vorliegenden Fragestellungen wenig geeignet FREQUENCY RESULT Results are requencies per annum TARGET FAULT ANALYSIS FREQUENCY RESULT RELEASE gt 100 mSv 1 0 E 6 7 8 E 6 INDIVIDUAL RISK 1 2 E 7 Results are frequencies per annum Tab 4 4 Ergebnisse der Sizewell B PSA nach ROS 94 70 CONTRIBUTIONS TO INDIVIDUAL RISK FROM SIZEWELL B FAULT ANALYSIS Others 2 1 DBIFs at Power 13 9 Ext initiators Power 2 4 Int Initia
34. ee Wiederaufarbeitung Konditionierung zur m Direkten Endlagerung ran T ae ea ee de Ile OST Uranerz Autbereitung Abfallbehandlung Konversion Uranerz Lagerstatie Endlager fur radioaktive Abfalle und konditionierte Brennelemente Abb 4 1 Der Kernbrennstoffkreislauf nach DAF 95 Diese umfassen neben Kernkraftwerken Einrichtungen zur Uranerzf rderung und aufbereitung Konversion und Anreicherung von Uran Herstellung von Brennelementen Zwischenlagerung radioaktiver Reststoffe und Abfalle 49 Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen Herstellung von MOX Brennelementen Abfallkonditionierung sowie zur Endlagerung radioaktiver Abf lle Anhang B enth lt Informationen zu technischen Aspekten der Anlagen der Ver und Entsorgung Im Hinblick auf die in dieser Arbeit anzustellenden Risikobetrachtungen sei angemerkt da neben den Anlagen in der Betriebsphase auch die stillgelegten kerntechnischen Anlagen einzubeziehen und die Aspekte der Transporte radioaktiver Stoffe zwischen den Anlagen in die Risikobilanz aufzunehmen sind Eine aktuelle Auflistung bestehender und geplanter Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs in der Bundesrepublik Deutschland die dem Autor vom Bundesministerium f r Umwelt Naturschutz und Reaktorsicherheit zur Verf gung gestellt wurde ist als Anhang C beigef gt 4 2 Informationen zu Risiken des Brennstoffkreislaufs 4 2 1 Uranerzgewinnung und aufbereitung Der
35. einigen tausend TBq radioaktiver Stoffe aus der prim ren In die sekund re Umschlie ung wenn die radioaktiven Stoffe in einen geeigneten Lagerbereich berf hrt werden k nnen Si rl le bei denen ein zus tzlicher Ausfall von Sicherheitsvorkehrungen Vi zum Eintritt eines Unfalls f hren k nnte Anlagenzust nde bei denen die Si cherheitsvorkehrungen im Falle des Eintritts bestimmter St rf lle eine Aus weitung in einen Unfall nicht verhindern k nnten Begrenzter Verlust von Sicherheitsvorkehrungen Dies sind insbesondere tschnische Zwischenf lle bei denen die Sicherheitsvorkehrungen ausrei chend sind einen zus tzlichen Ausfall zu erwartendes ausl sendes Ereignis oder weiterer Komponentenausfall zu beherrachen Ereignisbedingte unzul ssig hohe Strahlenexposition des Betriebspersonals Erhebliche Kontamination in Bereichen der Anlage in denen eine entspre chende Kontamination ausiegungsgem nicht zu erwarten ist Technische oder betriebliche St rungen die zwar die Sicherheit insgesamt ST RF LLE ERNSTER ST RFALL ST RFALL ST RUNG a UNTERHALB DER eKeine oder sehr geringe sichorheltstechniache Bedeutung SKALA Tab 3 4 Kriterien f r die Einstufung von Ereignissen auf der INES Skala mit Fall beispielen eingetretener St r und Unf lle 41 10 10 h a 40 akzeptabler Bereich 10 10 10 104 10 102 101 10 Abb 3 2 Die Minimalforderu
36. fl ssiger Form vorliegen oder nennenswerte Anteile in dieser Form beinhalten werden grunds tzlich nicht eingelagert 83 Zur Sicherstellung der Einhaltung der in den Endlagerungsbedingungen festgelegten Anforderungen unterliegen die radioaktiven Abf lle vor der Anlieferung zum Endlager einer berpr fung im Rahmen der Produktkontrolle Hinsichtlich Angaben zu Abfallproduktgruppen zu standardisierten Beh ltertypen und Annahmebedingungen wird auf die von der Gesellschaft f r Anlagen und Reaktorsicherheit mbH GRS erstellte Transportstudie Konrad LAN 91 verwiesen Die wesentlichen Ergebnisse der Transportrisikoanalyse f r das geplante Endlager Konrad lassen sich wie folgt zusammenfassen siehe auch Abbildung 4 12 Es ist hinreichend unwahrscheinlich da es w hrend einer Betriebszeit des Endlagers von etwa 40 Jahren berhaupt zu einem Transportunfall in der Endlagerregion kommt der mit einer Freisetzung radioaktiver Stoffe verbunden ist Wegen des geringeren Unfallrisikos beim G terzugtransport im Vergleich zum LKW Transport wirkt sich der vorgesehene hohe Bahnanteil am Transportauf kommen risikomindernd aus Kommt es zu einer Freisetzung radioaktiver Stoffe so nehmen radiologische Auswirkungen wie potentielle Strahlenexpositionen oder Kontaminationen mit zunehmenden Abstand vom Unfallort stark ab verglichen mit einem Aufpunkt im Abstand von ca 250 m um einen Faktor 10 bei ca 1200 m und um einen weiteren Faktor
37. gypten steht nicht allein vielmehr haben sich in den zur ckliegenden Jahrzehnten eine Reihe von teils schweren Unf llen durch den unsachgem en Umgang mit zweckentfremdeten und gestohlenen Strahlenquellen ereignet Die zum Teil erheblichen Personen und Sachsch den haben die Internationale Atomenergieagentur in Wien veranlasst ein Schutzprogramm gegen das sogenannte illicit trafficking von Strahlenquellen oder radioaktiven Stoffen zu initiieren BEC 00 an dessen Erarbeitung auch der Autor der vorliegenden Arbeit mitgewirkt hat WEI 97 Die IAEA berichtet regelm ig ber den erreichten Stand IAE 99 und f rdert den internationalen Dialog als eine wirksame Ma nahme zur Vermeidung derartiger Ereignisse IAE 99A Ein Strahlenunfall wie er in gypten auftrat ist offensichtlich nicht der Sicherheit kerntechnischer Anlagen zuzurechnen und ist daher f r die Bestimmung von g und h nicht heranzuziehen Es ist an dieser Stelle auch anzumerken dass es durchaus 99 ernsthafte Argumente gegen die Einbeziehung von rein radiologischen in der Regel auf verlorene oder entwendete Strahlenquellen zur ckgehende Ereignisse in das IRS gibt 5 2 1 3 Sch tzung von g und h Im Rahmen eines Sch tzverfahrens nach Bayes erh lt man den Mittelwert f r die Rate r des Prozesses der im Zeitraum T zu k Ereignissen gef hrt hat gem FAK 97A und FAK 97B aus lt r gt k 05 T 5 1 Dazu
38. ist daher nicht sinnvoll Der Problematik eines sehr unwahrscheinlichen aber nicht v llig auszuschlie Benden schweren Reaktorunfalls wird eine Berechnung externer Kosten die im Bereich von Pfenningen pro kWh liegen nicht in jeder Hinsicht gerecht Die gesellschaftlich relevante Frage ist welcher Nutzen der Kernenergie bzw welche mit der Nutzung der Kernenergie vermiedenen Risiken es rechtfertigt das wenn auch sehr geringe Risiko einer Reaktorkatastrophe einzugehen Aus einer Reihe von Gr nden ist die in Tabelle 3 2 skizzierte Absch tzung zumindest aus heutiger Sicht nicht haltbar Die wichtigsten sind die fehlende Ber cksichtigung von Ma nahmen des externen Notfallschutzes die wiederum aufgrund der l ngeren Karenzzeiten und der besseren Notfallorganisation als wirksamer gegen ber dem Referenzfall Tschernobyl anzusehen sind und der inzwischen implementierten Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes die gegen ber der in der Tabelle 3 2 angegebenen Super GAU H ufigkeit substantielle Reduzierungen ergeben F r typische Ergebnisse moderner PSA Studien wird auf Kapitel 4 verwiesen 31 Autor Jahr Identifizierung Quantifizierung Monetarisierung und Internalisierung Land 1 Hohmeyer Olav Gesundheitssch den Krebsf lle in einer Freigesetzte Radioaktivit t 240 Mio Kosten je Krebsfall 750 000 DM 1989 dicht besiedelten Region wie Biblis oder Personen rem wie in Tschernobyl
39. man davon aus da der durch die zu errichtende Anlage zus tzlich zu bereits bestehenden Risiken hin zukommende Risikobeitrag klein sein sollte Nach der vorstehend zitierten Arbeit NIE 91 ist der jeweils h chste Risikowert in der Standortumgebung zu heranzuziehen Als geeignetes Kriterium wird ein Individualrisiko von 10 a empfohlen man vergleiche hierzu auch Kapitel 6 Die anzuwendenden Berechnungsverfahren sollten nicht konservativ sondern realistisch sein Es besteht nach Niehaus und Ledermann NIE 91 bereinstimmung da zus tzlich zu einer Begrenzung des Individualrisikos auch das kollektive Risiko societal risk limitiert werden sollte Es gibt eine Reihe von Gr en die hierzu herangezogen werden wie z B die Zahl der Soforttoten oder der Sp tsch den landwirtschaftliche Sch den oder Nutzungseinbu en sowie die bereits diskutierten Schadenskosten Die Autoren weisen allerdings auf den fehlenden internationalen Konsens in dieser Frage hin 3 2 2 Freisetzungskriterien Nicht zuletzt wegen der zuvor diskutierten Schwierigkeiten bei der Berechnung der vorgenannten Risikokenngr en begn gt man sich in einigen L ndern mit Kriterien die die Menge der freigesetzten Aktivit t betreffen wie bereits in Abschnitt 2 3 4 ausgef hrt und in Kapitel 6 mit Beispielen belegt In der Regel geht man davon aus da die H ufigkeit einer Freisetzung die einschneidende Wirkungen hat gro e Freisetzung 10 a nicht bers
40. nftig nie v llig vermeidbar sein Die vorliegende Arbeit stellt einen systematischen Schritt zur Einsch tzung des aktuellen globalen Sicherheitsniveaus und seiner m glichen zuk nftigen Entwicklung dar Die hier vorgeschlagene Methode hat das Potential durch Einbeziehung weiterer Informationen aus der Betriebserfahrung aus Sicherheitsanalysen und Planungsans tzen verfeinert und pr zisiert zu werden Der Autor hofft mit der Vorlage der Arbeit und den aus ihr gezogenen Folgerungen zugleich den Ansto f r eine solche Weiterentwicklung geben zu k nnen 139 Literatur zu Kapitel 7 KUG 92 Kugeler K und Schulten R Uberlegungen zu den sicherheitstechnischen Prinzipien der Kerntechnik J l 2720 Forschungszentrum J lich Juli 1992 KUG 00 Kugeler K Phlippen P W Alkan Z Kugeler M Sicherheitsanforderungen f r zuk nftige Kernkraftwerke J l 3785 Forschungszentrum J lich Juli 2000 geboren Schulbesuch 140 Leopold Weil Lebenslauf am 24 Juli 1946 in Hof Saale als Sohn von Wolf und Alfreda Weil Sophienschule Hof Saale September 1952 Juli 1956 Oberrealschule Hof Saale September 1956 Juli 1965 Studium der Elektrotechnik Schwerpunkt Starkstromtechnik an der Technischen Universit t M nchen Wintersemester 1965 66 bis Sommersemester 1970 T tigkeit als wissenschaftlicher Mitarbeiter am Laboratorium f r Reaktorregelung und Anlagensicherung Lehrstuhl f r Reaktordynamik und Reaktorsi
41. of Risk from Nuclear Power Stations HMSO London 1988 Health amp Safety Executive Safety Assessment Principles for Nuclear Plants HMSO London 1992 International Nuclear Safety Advisory Group Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants International Atomic Engergy Agency Safety Series No 75 INSAG 3 Vienna 1988 NRC 86 NRC 95 THA 96 VER 93 VER 93A VRI 96 132 United States Nuclear Regulatory Commission Safety Goals for the Operation of Nuclear Power Plants USNRC Policy Statement August 4 1986 United States Nuclear Regulatory Commission Use of Probabilistic Risk Assessment Methods in Nuclear Regulatory Activities Final Policy Statement Federal Register Vol 60 No 158 August 16 1995 p 42622 Thadani A Murphy J A Risk Informed Regulation Issues and Prospects for its Use in Reactor Regulation in USA Proceedings of the International Conference Probabilistic Safety Assessment and Management 96 ESREL 96 PSAM III June 24 28 Crete Greece Volume 3 p 2172 2177 Springer Verlag Versteeg M F The Role of PSA s in Licensing Regulation and Design of Nuclear Power Plants as Applied in the Netherlands Proceedings of the ANS ENS International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assesssment PSA 93 Clearwater Beach Florida USA 26 29 Januar 1993 Volume 1 578 584 Versteeg M F Dutch Procedures Guide for Conducting Probabilistic Safety Asses
42. ohne modifizierte Abfahrk hlleitung nach GRS 92 57 4 2 5 2 Konvoi PSA Unter Konvoi Anlagen werden die nahezu zeit und baugleich in den Jahren 1982 1988 errichteten Kernkraftwerke Emsland Isar 2 und Neckarwestheim 2 verstanden die mit Siemens Druckwasserreaktoren von ca 1400 MWe ausger stet sind Das Ergebnis einer auf einer VDI Fachtagung im Jahre 1996 pr sentierten Sicherheitsbewertung f r den DWR 1400 MWe mit Konvoi Technik zeigt nachstehende Abbildung FAB 96 1 006 05 1 00 06 Gefahrdungs haufigkeit 1la 100607 00608 JE i x p 2 S o o b a c x x BE leg ed 55 e bai 3 s x S e 3 S r a e a s 3 lt 5 a e e 3 e 3 a o r a a Bean ar ee Cae ae Gee vet tage a 23 5 3 a a o N A ae gt H Q g 8 8 amp b S 2 3 a Ms a 4 3 Abb 4 3 Probabilistische Sicherheitsanalyse PSA Ereignisbezogene Gef hr dungsh ufigkeiten 1400 MWe DWR mit Konvoi Technik Die in der Regel dominierenden Leckst rf lle haben mit zunehmender Leckgr e abnehmende Bedeutung da sowohl die Eintrittsh ufigkeiten zur ckgehen als auch die Ma nahmen zu ihrer Beherrschung einfacher werden Die betrieblichen Transienten mit Ausfall von Hauptspeisewasser und Hauptw rmesenke sind gegen ber den kleinen Lecks deutlich weniger bedeutend zu ihrer Beherrschung sind z T diversitare betriebliche und sicherheitstechnische Einrichtungen der Sekund rseite mit hoher Redundanz vorhanden Bei B
43. rem 2 7 230 je Mio Pers rem 0 5 Mio DM 0 386 Bill DM b Sachschaden 55 des Wertes f r Sperrgebiet Biblis gem Studie 1991 Tab 2 Pos 5 0 2 Bill DM Total rd 10 7 Bill DM 2 Externe Kosten je kWh Internalisierung 20 ill 4 3 Pf kWh 33 300 107 Biom 149 TWh 3 Pf k Tab 3 2 Super GAU Kostenrechnung f r Deutschland 1989 nach Ewers und Rennings EWE 91 auch f r die Fundstellen der genannten Studien 3 3 2 Neuere Analysen externer Kosten Gegen ber den zuvor angesprochenen fr heren Unfallkostenanalysen hat es in den letzten Jahren einen sp rbaren Fortschritt bei der Analyse der sogenannten externen Kosten gegeben der nicht zuletzt durch eine breit angelegte Projektserie der Europ ischen Kommission die ExternE Projekte gef rdert wurde Friedrich und Krewitt FRI 97 FRI 98 berichten ber den Stand dieser Ermittlung der Umwelt und Gesundheitssch den durch die Stromerzeugung und deren Ber cksichtigung bei der Ermittlung der externen Kosten von Stromerzeugungssystemen Die Bereitstellung und Nutzung von Energie ist mit unerw nschten Nebenwirkungen insbesondere mit Belastungen der Umwelt und mit Risiken f r die menschliche Gesundheit verbunden Ein gro er Teil dieser Wirkungen entsteht nicht beim Verursacher etwa dem Kraftwerksbetreiber sondern bei unbeteiligten Dritten sie werden daher als extern bezeichnet Werden diese externen Effekte bei Entscheidunge
44. sei eine kurze Skizze der wesentlichen Annahmen und der Herleitung gegeben Der Satz von Bayes lautet f r Ereignisraten e ei 5 2 LER t a Dabei ist f r die subjektive Wahrscheinlichkeitsdichtefunktion die den ur spr nglichen Kenntnisstand ber den zutreffenden Wert von r ausdr ckt a priori Verteilungsdichte L Er ist die Mutma lichkeitsfunktion likelihood function welche die Wahrschein lichkeit daf r ausdr ckt da die Erfahrung E k Ereignisse in der Beobachtungszeit T gemacht wird unter der Bedingung da r der zutreffende Wert des Parameters ist f r E ist die Wahrscheinlichkeitsdichtefunktion in der der Kenntnisstand vor der Beobachtung und die Beobachtung selbst konsistent miteinander verbunden sind a posteriori Verteilungsdichte Bei der Auswertung von Beobachtungen wird im allgemeinen davon ausgegangen da die Ereignisse von einander unabh ngig sind und ihre Rate r konstant ist Damit erh lt man als Mutma lichkeitsfunktion eine Poissonverteilung Sie gibt die Wahrscheinlichkeit daf r an da man k Ereignisse w hrend der Beobachtungszeit T beobachtet unter der Bedingung da r der zutreffende Parameter ist 100 L EIr T o 5 3 In Ermangelung genauerer Kenntnisse ber die a priori Verteilung wird diese als nicht informative Verteilung zugrundegelegt sie ist proportional zu r d h 1 f r ocr 5 4 Damit erhalt man aus dem Satz von Bayes die sog
45. sicherheits technisch bedeutsamen Komponenten und Systeme erzielt die insbesondere durch erprobte Anlagenbauteile und Verfahren die Anwendung und Erf llung einschl giger und angemessener Standards die Einplanung ausreichender Sicherheitsreserven und die l ckenlose Ber cksichtigung aller relevanten Stand ort und Umgebungsbedingungen gew hrleistet wird Sicherheitsebene 1 Es sind umfassende Regel berwachungs und Begrenzungssysteme vorhan den die ein sicherheitstechnisch unerw nschtes Abweichen von vorgegebenen und zul ssigen Betriebsbedingungen verhindern bzw eingetretene Abweichun gen zuverl ssig signalisieren und die schnellstm gliche R ckkehr zu den vorge gebenen Betriebszust nden gew hrleisten Sicherheitsebene 2 Es sind ausreichende und wirksame Sicherheitssysteme vorgesehen die St rf lle zuverl ssig verhindern bzw im Fall ihres Eintritts die radiologischen Folgen auf ein akzeptierbares Ma begrenzen Sicherheitsebene 3 Die vorgenannten Sicherheitsgrundsatze beruhen bei einem wirksamen Schutzkon zept auf konservativen Annahmen mit hinreichenden physikalisch technischen Re serven Dies gilt bei der Wahl des Anlagenstandorts bei der Anlagenauslegung ein schlieBlich aller Werkstoff Bearbeitungs und Fertigungsanforderungen bei den festzulegenden Qualit tsma st ben sowie den Regelungen f r Inbetriebnahme Be trieb Wartung Instandsetzung und Wiederkehrende Pr fungen sowie in genereller
46. soll hier ein Modell zum Zwecke der Orientierung vorgestellt werden welches aufgrund der zuvor gef hrten Diskussion ber die typischen Risiken einzelner Anla gentypen des aktuellen Standes ihrer Ermittlung und Quantifizierung sowie der weltweit eingeleiteten und vollzogenen Sicherheitsverbesserungen an allen Arten kerntechnischer Anlagen eine qualitative Sch tzung des Gesamtrisikoverlaufs f r die kommenden Jahrzehnte erm glicht Die Zielgr en sind dabei h und g gem Kapitel 3 4 also die Summen der jahrli chen H ufigkeiten von Ereignissen der INES Stufen 4 und 5 bzw 6 und 7 ohne die Ereignisse mit Strahlenquellen 5 3 2 Das Berechnungsmodell Zun chst soll hier unter expliziter Angabe der Formelzusammenh nge das Modell dargestellt werden gj der Wert der Kenngr e g im Jahre j j 1995 2025 ergibt sich hiernach als Summe der Beitr ge der einzelnen Anlagen Na gj 29 5 9 106 Na ist die Zahl der weltweit in Betrieb befindlichen kerntechnischen Anlagen Die Beitrage der einzelnen Anlagen sind nach den Annahmen in Abschnitt 5 3 1 im Jahre 1995 gias D 10 1 2 Nq 5 10 Sie variieren um einen Faktor 100 vom Minimum zum Maximum Diese Variationsbreite entspricht in etwa der in den amerikanischen IPE Analysen beobachteten Streubreite des Sicherheitsniveaus gem Abbildung 4 6 Hierbei wird die tats chliche Streubreite etwas niedriger einzusch tzen sein da in den Analyse
47. zu erwarten 4 2 3 Anreicherung Die Anreicherung von Uran f r den Einsatz in Leichtwasserreaktoren erfolgt in Diffusionsanlagen oder mittels Gaszentrifugen In Diffusionsanlagen wird mit Uranhexafluorid UFs gearbeitet Auf dessen korrosive und toxische Eigenschaften wurde bereits im voranstehenden Kapitel eingegangen Zus tzlich besteht ein spezifisches Kritikalit tsrisiko in Bereichen hoher Anreicherung Leistungsstarke Pumpen und Vakuumbedingungen f hren in Verbindung mit st ndigen Schwingungsbelastungen dazu da Leckagen oder gar Br che in Pumpen oder Ventilen als typische Probleme auftreten Die so m gliche Freisetzung von UFs wird als Hauptrisiko eingestuft NEA 93 Derartige Probleme wurden allerdings mit wachsender und generell positiver Betriebserfahrung immer besser beherrscht Seit den 70er Jahren wird als zunehmend konkurrenzf hige Alternative auch die Zentrifugenanreicherung eingesetzt beispielsweise in Deutschland am Standort Gronau Neben den f r den Umgang mit UFs typischen Risiken die bereits erw hnt worden sind m ssen die aus den hohen Drehzahlen der Zentrifugen resultierenden Probleme betrachtet werden Im Falle des Zerknalls einer Zentrifugeneinheit kann es durch Tr mmerflug zu Zerst rungen weiterer Barrieren kommen allerdings ist solch ein Ereignis bei geeigneter Auslegung als sehr unwahrscheinlich anzusehen 51 Im Bereich der Anreicherung sind wie bereits erwahnt grundsatzli
48. 0 a anzustre ben ist ein Wert von 10 a Gro e Freisetzung bedeutet hier in diesem Zusammenhang Abgabe einer Aktivit t von mehr als 10 Bq I 131 oder 2 10 Bq Cs 137 bzw einer in den radiologische Konsequenzen quivalenten Aktivit t sonstiger Radionuklide 127 gt BELEICU Smiecpeu Ber nug Beoles tok Bie koobjiwis inud snedemicecu WnemiKnudeu XNo qunud EIMSIELS HSNAKE AOU WU SAGUSNefsuqEU Nuq LIqIojOdiecusu Ainuqjedeuqee eicueLelfesiey B20 Bsa c 2946f Oplecpne Aunugjs suger 2icpsipsire lsusmeift Ber BI21C 2946P Flue E usejber2ow w qer Nnw eprnya EHEKHAG D0242 wea 10 7 4 10 Ws 103 104 Wo We oge Elereessnud Beo fit snigeed gt aroge Lleleessnud no 1 1 1 i 1 1 1 1 _ a ao 4 mv pe u nusnigeeid lt s tio lpitusH stohswid 5 BSL Grundlegender Sicherheitsgrenzwert Basic Safety Limit BSO Grundlegendes Sicherheitsziel Basic Safety Objective Abb 6 2 Kriterien f r die zul ssige H ufigkeit von Anlagenzustanden und deren radiologische Auswirkungen nach HSE 92 6 3 USA Quantitative probabilistische Kriterien existieren f r das Risiko des Einzelnen und das Risiko der Umgebungsbev lkerung Diese probabilistischen Schutzziele sind von der U S Nuclear Regulatory Commission USNRC aufgestellt worden Dabei handelt es sich nicht um im Einzelfall einklagbare Grenzwerte sondern um Richtwerte f r vorwiegend generische Anwendungen NRC 86 Es werden Qu
49. 10 bei ca 6000 m Abstand H ufig sind mit Unf llen so geringe Freisetzungen verbunden da potentielle Strahlenexpositionen auch ohne Annahme von Gegenma nahmen unterhalb der nat rlichen Strahlenexposition liegen Beim Bahnunfall bleiben in 9 von 10 Unf llen potentielle Strahlenexpositionen in 250 m Entfernung vom Unfallort ohne Gegenma nahmen unterhalb der nat rlichen Jahresdosis Eine effektive Dosis von 50 mSv w rde bei einem hypothetischen kontinuierli chen Betrieb des Endlagers in 250 m vom Unfallort im Mittel einmal in 500 000 Jahren beim Szenarium 100 Bahnbef rderung und einmal in 400 000 Jahren beim Szenarium 80 Bahn 20 Stra enbef rderung auftreten Dabei wurden keine Ma nahmen zur Reduktion von Strahlenexpositionen nach Unfalleintritt unterstellt Die genannte Dosis entspricht dem St rfallplanungswert des 49 der neuen Strahlenschutzverordnung 84 107 Prognostizierte Unfallhaufigkeit von ____G terz gen die Abf lle bef rdern ___ 4 in 190 Jahren 9 N en Lakh a ION SO cd 1in800 Jahren eaea nale mii Eraicarina 2 1in 1400 Jahren Nat rliche j hrliche EEE in ___a Strahlenexposition __ 1 in 12500 Jahren tom _ Alle Expositionspfade 250m St rfall Dosis richtwert 28 Be ER NN IN Oe ee 1 in 500000 Jahren 5 amp 5 b gt db b 9 N 10 105 10 108 10 107 10 gy Effektive Dosis D in Ausbreitungsrichtung Basis 100 Bahnbef rderung
50. 8 2 Das Endlager Konrad Aufgrund des fortgeschrittenen Planungsstandes wird die Diskussion im folgenden f r das Endlagerprojekt Konrad gef hrt da das mittlerweile geschlossene Endlager ERAM in Sachsen Anhalt deutlich geringere Abfall und damit auch Aktivit tsmengen enth lt Die nachfolgende Beschreibung ist zum Gro teil der im Oktober 1992 erschienenen Brosch re Schachtanlage Konrad des Bundesamts f r Strahlenschutz BFS 92 entnommen eine detaillierte Beschreibung des deutschen Entsorgungskonzepts wurde von Brennecke et al in der Zeitschrift Kerntechnik BRE 94 publiziert Das ehemalige Eisenerzbergwerk Konrad liegt im s d stlichen Niedersachsen zwi schen Braunschweig und Salzgitter Lebenstedt Die Eisenerzlagerst tte ist Teil der geologischen Struktur Gifhorner Trog deren erzf hrender Bereich bis n rdlich von Gifhorn reicht und sich dabei ber eine L nge von etwa 60 km erstreckt Die Schachtanlage Konrad ist ein durch zwei Tagessch chte betriebenes Bergwerk Bei dem Betrieb als Endlager dient der einziehende Wetterschacht Konrad 1 der Bef rderung des Personals von und nach unter Tage Seilfahrt dem Abtransport des Abraums Haufwerksf rderung sowie dem Transport von Material und Ausr stung Im ausziehenden Wetterschacht Konrad 2 wird die F rderung der Abfallgebinde nach unter Tage und die Seilfahrt f r das im Einlagerungsf llort besch ftigte Betriebspersonal durchgef hrt Als Endlagerfo
51. A FAK 97B IAE 99 IAE 99A KUG 96 KUG 00 KUG 01 MAT 01 Beck P ITRAP Illicit Trafficking Radiation Detection Assessment Program Austrian Research Centers Seibersdorf OEFZS G 005 Oktober 2000 Brettschuh W Schneider D Moderne Leichtwassereaktoren EPR und SWR 1000 Derzeitiger Stand Entwicklungs und Einsatzm glichkeiten atw 46 2001 Heft 8 9 Seiten 536 541 Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse f r Kernkraftwerke Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse f r Kernkraftwerke Dezember 1996 BfS KT 16 97 Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse f r Kernkraftwerke Daten zur Quantifizierung von Ereignisablaufdiagrammen und Fehler b umen April 1997 BfS KT 18 97 Salzgitter 1997 International Atomic Energy Agency Radiation Safety and Security IAEA Bulletin Quarterly Journal of the IAEA Vol 41 No 3 Wien 1999 International Atomic Energy Agency International Conference Safety of Radiation Sources and Security of Radioactive Materials Dijon Frankreich 14 18 September 1998 Wien 1999 Kugeler K Technische Aspekte der Kernenergienutzung In Energieversorgung der Zukunft Seiten 51 66 Herausgeber M Fette R Schwarze J Vo VDE Verlag GmbH Berlin und Offenbach 1996 Kugeler K Phlippen P W Alkan Z Kugeler M Sicherheitsanforderungen f r zuk nftige Kernkraftwerke Institut f r Sicherheitsforschung und R
52. Anteil von menschlichem Versagen niedriger als f r die lteren Anlagen Dieses Ergebnis ist sicherlich durch den geringeren Automatisierungsgrad der lteren Anlagen und die damit verbundene Notwendigkeit h ufigerer Operateurhandlungen bestimmt In allen untersuchten PSA stammen die gr ten Auswirkungen auf die Ergebnisse und deren Unsicherheit von Common Cause Ausfallen menschlichen Fehlhandlungen sowie von der Eintrittshaufigkeit kleiner und mittlerer K hlmittelverlustst rf lle bei Druckwasserreaktoren Die Ergebnisse bekannt gewordener Stufe 2 Studien f r Druckwasserreaktoren lassen sich wie folgt zusammenfassen Die gro en trockenen Sicherheitsbehalter aus vorgespanntem Beton sind sehr robust und k nnen dem gr ten Teil der Belastungen die bei schweren Unf llen auftreten widerstehen Fr hes Sicherheitsbeh lterversagen ist somit sehr un wahrscheinlich Ein wichtiger Parameter f r fr hes Sicherheitsbeh lterversagen ist die Menge des Zirkons im Reaktorkern die sehr stark von der gew hlten Brennelement Technologie abh ngt Bei den untersuchten Anlagen befindet sich eine betr chtlich gr ere Menge Zirkon im Kern des Maine Yankee Reaktors als in den anderen DWR Dieses f hrt zu einer wesentlich erh hten bedingten Wahr scheinlichkeit f r fr hes Sicherheitsbeh lterversagen durch Wasserstoffverbren nung bzw deflagration Unter den Belastungen die bei schweren Unf llen auftreten erweisen sic
53. Betriebsvorschriften im Spiel die in PSA nicht abgebildet werden Die genannten Gr nde machen in ihrer Gesamtheit eine empirische Vorgehensweise erforderlich die vornehmlich auf beobachteten H ufigkeiten von Ereignissen beruht frrequentistisches Vorgehen Da die Zahl der Unf lle in der Kerntechnik global gesehen nicht sehr hoch war und dies insbesondere im zur ckliegenden Jahrzehnt ergeben sich aus statistischen Gr nden dabei f r die Zielgr en breite Unsicherheitsb nder Die zwar nicht vollst ndigen aber durchaus erheblichen 40 Erkenntnisse aus durchgef hrten PSA k nnen herangezogen werden um die Zielgr en weiter einzuengen Beispiele Kurzbe Kriterien zeichnung KATASTROPHALER j Freiseizung gro er Teile der in einer kernischnischen Einrichtung eninalie Techemobyi KKW UNFALL nen radioaktiven Stoffe in die Umgebung in einem Ausma das radiologisch Ukraine mehr als einigen zehntausend TBq Jod 131 entspricht Akute Gesundheits 1966 sch den m glich Gesundheiliche Sp tsch den ber gro e Gebiete ggf in mehr als einem Staat Langfristige Umweltsch den Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung in einem Ausma das ra einigen tausend bis einigen zehntausend TBq Jod 131 entspricht Katastrophenschutzma nahmen in vollem Umfang erforderlich um Gesund heitssch den in Grenzen zu halten Frelsetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung in einem Ausma das ra diolog
54. Charakterisierung der Risiken der Kernenergienutzung Dr Ing Leopold Weil Salzgitter Mai 2002 Charakterisierung der Risiken der Kernenergienutzung Von der Fakultat fur Maschinenwesen der Rheinisch Westfalischen Technischen Hochschule Aachen zur Erlangung der venia legendi fur das Lehrgebiet Stilllegung von kerntechnischen Anlagen genehmigte Habilitationsschrift von Dr Ing Leopold Weil aus Hof Saale Berichter Univ Prof Dr Ing K Kugeler Univ Prof Dr Ing H Unger Ruhr Universit t Bochum Univ Prof Dr rer nat Dr h c H Nickel Aachen den 22 Juli 2003 Denen die mir nahe stehen gewidmet Vorbemerkung und Danksagung Die vorliegende Arbeit entstand wahrend meiner Tatigkeit als Leiter des Fachbereichs Kerntechnische Sicherheit des Bundesamts f r Strahlenschutz in Salzgitter ihre Konzeption und Ausarbeitung nahm berufsbedingt einen l ngeren Zeitraum in Anspruch Da die hier diskutierte Thematik einem ebenso stetigen wie dynamischen Fortschritt unterliegt mussten immer wieder neue Entwicklungen und Erkenntnisse ber cksichtigt werden und mehrfach Anpassungen an ge nderte rechtliche bzw technische Grundlagen und Randbedingungen erfolgen Die Feststellungen Aussagen und Ergebnisse dieser Arbeit geben dabei ausschlie lich meine pers nliche fachliche Auffassung als Autor wieder sie sollen und k nnen in keinem Falle als beh rdliche oder offizielle u erungen interpretiert
55. Ereignisse h herer INES Stufe F r Einzelheiten hierzu wird beispielsweise auf den OECD Bericht The Safety of the Nuclear Fuel Cycle NEA 93 und auf die seinerzeit im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren vorgelegte Kurzbeschreibung f r die geplante inzwischen jedoch aufgegebene Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf DWK 83 verwiesen In KOT 94 siehe Kapitel 3 sind als konkrete Beispiele die Unf lle in Windscale 1973 Stufe 4 sowie in der russischen Anlage Kyshtym 1957 Stufe 6 angegeben Es ist von daher klar da die Beitr ge der Wiederaufarbeitungsanlagen zur globalen Unfallh ufigkeit nicht vernachl ssigt werden k nnen In Kapitel 5 ist dargelegt wie die Ber cksichtigung im Rahmen der vorliegenden Arbeit erfolgt 4 2 7 Zwischenlager Zwischenlager f r radioaktive Rest und Abfallstoffe haben unabh ngig von ihrer konkreten Bauart ein Risikoprofil das sich aus Elementen zusammensetzt die man einerseits beim Endlager und andererseits beim Transport antrifft Beim Endlager werden die angelieferten Gebinde gehandhabt und vor der Einlagerung f r einen begrenzten Zeitraum gelagert beim Transport werden die Gebinde ebenfalls gehandhabt und allerdings als Transportst cke bewegt wobei die M glichkeit von u eren Einwirkungen eher gegeben ist als im Fall einer reinen Lagerung Insofern kann postuliert werden da entsprechend den Ausf hrungen in den Kapiteln 4 2 10 und 4 2 11 der Beitrag der Zwischenl
56. Gliederung des kerntechnischen Regel werks ASK 97 In den Grundlagen zur PSU hei t es zur Beurteilung der Ergebnisse der Sicher heits berpr fung durch die atomrechtliche Aufsichtsbeh rde Ergebnisse aus den Teilbereichen der PS der Sicher heitsstatusanalyse und der PSA die gegen ber den schutzziel orientierten Anforderungen bzw den Anforderungen an die Zuver l ssigkeit von Sicherheitseinrichtungen Unterschiede aufzeigen sollen in einem Schritt der Gesamtbewertung in nicht 19 sicherheitsrelevante und in sicherheitsrelevante Abweichungen die AbhilfemaBnahmen erfordern unterteilt werden Fur die Beurteilung der sicherheitstechnischen Bedeutung dieser Ergebnisse sollen folgende Kriterien verwendet werden Zeigt die Auswertung der Betriebserfahrung eine ausreichende Zuverlassigkeit des jeweiligen Systems Werden die zu betrachtenden abdeckenden St rf lle mit den vorhandenen Sicherheitseinrichtungen entsprechend den schutzzielorientierten Anforderungen mit der geforderten Wirksamkeit und Zuverl ssigkeit beherrscht Sind f r auslegungs berschreitende Anlagenzust nde technische Einrichtungen und Ma nahmen vorhanden Wurden Schwachstellen und oder eine Unausgewogenheit im Sicherheitskonzept festgestellt Liegen sicherheitsrelevante Abweichungen vor die Abhilfema nahmen erforderlich machen k nnen auch die Ergebnisse der PSA f r die Dringlichkeit der Ma nahmen herangezogen werden
57. In anderen L ndern verblieb eine Opposition zur Kernenergienutzung die sowohl technische Weiterentwicklungen als auch Investitionen in Neuanlagen au erordent lich erschwert hat und dies weiterhin tut Dies alles hat in einer Reihe von L ndern zur Stagnation bei der friedlichen Verwendung der Kernenergie gef hrt ein vielfach dringend erw nschter oder gar ben tigter Bau neuer Anlagen unterblieb Die Gr nde hierf r liegen jedoch keineswegs allein in der Diskussion ber die Sicherheit sondern sind derzeit in nicht vorhergesehener Weise aufgrund der welt weiten Verf gbarkeit und der niedrigen Preise fossiler Energietr ger hier ist an vorderster Stelle das Erdgas zu nennen in einer neuen und schwierigen Konkur renzsituation zu sehen Diese ist um so ernster als bei diesen Energietr gern das Reaktoren Reaktoren Kernenergie in Betrieb im Bau Stromerzeugung in 2000 Anteil an der Anzahl Leistung Gesamt Anzahl Gesamt Gesamtarbeit Gesamt MW betriebs leistung TWh erzeugung Jahre MW Frankreich 395 00 Litauen 8 40 Belgien 45 40 Slowakische Republik 16 49 Ukraine 72 40 Bulgarien 18 18 Ungarn 14 72 S dkorea 1 103 50 Schweden 1 54 80 Schweiz 5 24 95 Slowenien 4 54 Japan 304 87 Armenien 1 84 Finnland 21 06 Deutschland 159 60 Spanien 59 30 Taiwan 2 37 00 Gro britannien 78 30 USA 753 90 Tschechische Republik 13 59 Russland 119 65 Kanada 68 68 Rum nien 5 05 Argentinien 5 73 S dafrika 12 99 Nied
58. Kernschmelzen aus physikalischen Gr nden ausgeschlossen werden kann und solchen bei denen dies zwar m glich aber aufgrund der Auslegung nur sehr viel seltener bzw nur mit substantiell reduzierten Konsequenzen zu unterstellen ist Dazu sei angemerkt da ein Ausschlu eigentlich nur im Rahmen einer deterministischen Nachweisf hrung gelingen kann Dabei werden immer bestimmte unwahrscheinliche aber grunds tzlich m gliche Ereignisse ausgeschlossen Typische Beispiele sind sehr seltene u ere Einwirkungen wie etwa Meteoreinschl ge oder Kombinationen von inneren und u eren Einwirkungen In der probabilistischen Analyse verbleibt aber auch dann eine gewisse Wahrscheinlichkeit dass der Schaden dennoch eintritt Ein weiterer relevanter Gesichtspunkt sei angemerkt Man beachte in Abb 5 1 die Linie Current Limit of Reliable Prediction Diese liegt bei etwa 10 a Eine Beschr nkung deterministischer Analysen auf Ereignisse oberhalb dieser H ufigkeit erscheint zul ssig man sollte aber zu keinem Zeitpunkt die in diesem Sinne eingeschr nkte Bedeutung des Wortes Ausschluss aus dem Blick verlieren In Finnland gibt es derzeit konkrete Pl ne ein f nftes Kernkraftwerk zu errichten TAR 01 Die Energiewirtschaft des Landes hat die grunds tzliche Zustimmung der Regierung zum Bau eines modernen DWR oder SWR erhalten die Ratifizierung durch das finnische Parlament ist am 24 Mai 2002 erfolgt soda nunmehr der Errichtungsantr
59. Markt ffnungen Risiken auch nur eines Teils der kerntechnischen Anlagen sich die sem dynamischen Reduktionsproze entziehen best nde weltweit die ernste Gefahr weiterer st r oder unfallbedingter R ckschl ge In Anhang E sind Gedanken zu einer m glichen Nutzung der in dieser Arbeit vorgeschlagenen Methodik im Hinblick auf ein globales Risikomonitoring dargelegt Mit diesen Feststellungen soll jedoch keine negative Prognose gestellt werden Ele mente einer globalen Sicherheitsverbesserung stehen in Form der Reaktorsicher heitsforschung der Entwicklung fortschrittlicher Reaktortypen des Austausches ber Betriebserfahrungen und Vorkommnisse sowie des internationalen Dialogs und der Zusammenarbeit zur kerntechnischen Sicherheit in ausreichendem Ma e zur Verf gung Die PSA ist zur Sichtbarmachung und zur Steuerung des dynamischen Prozesses der nuklearen Sicherheit unverzichtbar Auch und gerade in dieser Hinsicht sind Kompetenzerhaltung und verst rkte Ber cksichtigung in der Ausbildung von Ingenieuren und Naturwissenschaftlern auf kerntechnischem Gebiet dringend erforderlich Auch der Gedanke einer katastrophenfreien Kerntechnik wird in der k nftigen Diskussion um die friedliche Kernenergienutzung eine nicht zu vernachl ssigende Rolle spielen In den berlegungen zu den sicherheitstechnischen Prinzipien der Kerntechnik die K Kugeler und R Schulten im Juli 1992 ver ffentlicht haben KUG 92 wird dargelegt da de
60. PSA 14 2 3 3 Analyseumfang 15 2 3 4 Ergebnisse der PSA und ihre Bewertung 16 2 3 5 Erkenntnisse aus der PSA und abgeleitete Sicherheitsver besserungen 21 3 Risikoorientierte Betrachtungen 27 3 1 Der Risikobegriff 27 3 2 Spezielle Risikoans tze 27 3 2 1 Gesundheitssch den in der Bev lkerung Public Health Effects 29 3 2 2 Freisetzungskriterien 29 3 2 3 Kernschadensh ufigkeit 30 3 2 4 Kriterien auf der Stufe von Systemen und Sicherheitsfunktionen 30 3 3 Schadenskosten 30 3 3 1 Unfallkostenrechnung der ersten Generation 30 3 3 2 Neuere Analysen externer Kosten 34 3 4 Zielgr en der vorliegenden Arbeit 35 3 4 1 H ufigkeiten von Ereignissen bestimmter INES Stufen 36 3 4 2 Festlegung geeigneter Zielgr en 39 3 4 3 Minimale Anforderungen an das globale Sicherheitsniveau 41 3 4 4 Methodik der Bestimmung der Kenngr en g und h 41 3 5 Kerntechnische St r und Unf lle im Zeitraum bis 1990 43 4 Die Risiken des Kernbrennstoffkreislaufs 48 4 1 Die Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs 48 4 2 Informationen zu Risiken des Brennstoffkreislaufs 49 4 2 1 Uranerzgewinnung und aufbereitung 49 4 2 2 Konversion 50 4 2 3 Anreicherung 50 4 2 4 Brennelementherstellung 51 4 2 5 Kernkraftwerke 52 4 2 5 1 Sicherheitsanalyse f r Siedewasserreaktoren 52 4 2 5 2 Konvoi PSA 56 4 2 5 3 PSA der Stufe 1 im Rahmen der PSU f r das Kernkraftwerk Isar 1 58 4 2 5 4 Ergebnisse der Individual Plant Examination IPE in den USA 59 4 2 5 5 Internation
61. Report on the EPRI Fuel Cycle Accident Risk Assessment EPRI NP 1128 1979 Fabian H Mandl R Probabilistische Sicherheitsanalyse PSA Treiber f r die Weiterentwicklung der Sicherheitstechnik am Beispiel deutscher LWR Harald Meyer VDI Ingenieurgesellschaft Fachtagung Sicherheit und Zuverl ssigkeit Frankfurt 25 26 9 1996 Fabian H Wenzel J J Probabilistische Sicherheitsanalyse PSA Vorkonvoi Konvoi DWR Jahrestagung Kerntechnik 98 26 28 Mai 1998 M nchen Fachsitzung Probabilistische Sicherheitsanalysen Forester J et al Human Action Perspectives Based on Individual Plant Examination Results PSA 96 Proceedings of the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment Park City Utah 29 September 3 Oktober 1996 Vol Ill p 1418 Gelfort E Weil L Wolf J BMU Programm fur Mittel und Osteuropa atw Internationale Zeitschrift fur Kernenergie Nov 1996 41 11 p 713 718 ISSN 1431 5254 G rtz R Altmeyer H D Knaup A G Untersuchung zur Stillegung kerntechnischer Anlagen Phase 2 Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz BMU 1987 171 ISSN 0724 3316 G rtz R Graf R Kistinger S Knaup A G Genehmigungsrelevante Aspekte der Nachbetriebsphase kerntechnischer Anlagen Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz BMU 1987 171 G rtz R Goldammer W Graf R Weil L Stillegung kerntechnischer Anlagen Erfahrungen Techn
62. SN 0074 1884 1982 Bundesamt f r Strahlenschutz Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abf lle Vorl ufige Endlagerungsbedingungen Stand April 1990 Schachtanlage Konrad ET 3 90 Salzgitter 1990 Bundesamt f r Strahlenschutz Schachtanlage Konrad vom Erzbergwerk zum Endlager f r radioaktive Abf lle Salzgitter Oktober 1992 Braun H Goertz R Weil L Atmospheric Discharges from Nuclear Facilities During Decommissioning German Experiences NUREG CP 0153 CONF 960715 Proceedings of the 24 DOE NRC Nuclear Air Cleaning and Treatment Conference Portland Or United States 15 18 Jul 1996 Aug 1997 p 460 470 Brennecke P und Schuhmacher J Anfall radioaktiver Abf lle in der Bundesrepublik Deutschland Abfallerhebung f r das Jahr 1989 Bundesamt f r Strahlenschutz ET 1 90 Salzgitter 1990 BRE 92 BRE 93 BRE 94 BRO 95 CLO 01 DAF 95 DIN 96 DRO 96 90 Brennecke P Berg H P Weil L The German Approach to Decommissioning of Nuclear Installations Decommissioning and Demolition 1992 Proceedings of the Third International Conference on Decommissioning Offshore Onshore Demolition and Nuclear Works held 25 26th March 1992 University of Manchester Institute of Science and Technology London Thomas Telford Ltd 1992 p 42 49 ISBN 0 727 1648 4 Brennecke P Berg H P Weil L Decommissioning and Dismantling Strategies in the Federal Republic
63. Sicherheitsebenen rein deterministisch d h auf der Basis der im geltenden kerntechnischen Regelwerk enthaltenen Auslegungsanforderungen Wie bereits dargelegt bleiben H ufigkeits oder Wahrscheinlichkeitserw gungen hierbei au er Betracht Dem Risikogedanken wird demgegen ber bereits bei der Bestimmung der Auslegungsst rf lle bei der Festlegung der anzuwendenden Berechnungsverfahren und faktoren sowie bei der Bemessung der tolerierbaren Strahlenexposition des Anlagenpersonals und der Bev lkerung Rechnung getragen Auch die vorstehend genannten Prinzipien der r umlichen Trennung der Redundanz und der Diversit t sicherheitstechnisch bedeutsamer Systeme enthalten implizit Wahrscheinlichkeits und Risikoerw gungen ohne da diese im einzelnen genannt oder quantifiziert werden Der deterministische Sicherheitsstatus von Kernkraftwerken in der Bundesre publik Deutschland soll auch im Rahmen laufender und k nftiger Periodischer Si cherheits berpr fungen PSU sie sollen k nftig die Bezeichnung Sicherheits berpr fung S f hren regelm ig f r alle Anlagen mit Leichtwasserreaktoren erhoben und bewertet werden Die Zweckm igkeit einer in etwa zehnj hrigem Abstand durchzuf hrenden PSU war von der Reaktor Sicherheitskommission RSK bereits im November 1988 RSK 88 festgestellt worden Die RSK hat die Anforderungen an eine PS im Mai 1995 RSK 95 in einer weiteren Empfehlung konkretisiert Zur Si
64. System katalytischer Rekombinatoren zur weitgehenden Verhinderung z ndf higer Wasserstoff Sauerstoffgemische hat sich gegen ber dem lange von der Industrie favorisierten dualen Konzept aus Z ndern und Rekombinatoren durchgesetzt da letztlich die bestehenden Bedenken gegen die Z nder als potentiell nicht ausschlie lich sicherheitsgerichtete Ma nahme nicht ausger umt werden konnten Eine gefilterte Druckentlastung steht als Ma nahme gegen drohendes berdruckversagen des Sicherheitsbeh lters zur Verf gung Die Ergebnisse der Stufe 2 Studie f r Siedewasserreaktoren lauten kurzgefa t wie folgt In den MK I Sicherheitsbehaltern wegen seiner Form bekannt als Gl hbirne plus Torus Design entwickelt von General Electric und erstmals gebaut f r Oyster Creek 1969 gibt es die M glichkeit f r fr hes Versagen des Sicherheitsbeh lters durch Schmelzen der Auskleidung des trockenen Sicher heitsbehalter Sumpfes Drywell unter dem Einflu von geschmolzenem Kernmaterial Die Unsicherheiten die mit dieser Aussage zusammenh ngen sind jedoch so gro da es im Augenblick nicht m glich ist die Auswirkung auf die Ergebnisse der Analyse und auf das Anlagenverhalten belastbar zu bewerten Die Belastbarkeit des MK Ill Sicherheitsbeh lters ist wesentlich geringer als die der MK I Sicherheitsbeh lter Teilweise wird dieser Nachteil durch das gro e Volumen des Sicherheitsbeh lters ausgeglichen der den gesamten Sicherheitsbeh
65. TR Multiple Steam Generator Tube Rupture 2 0 10 23 0 8 SGCB Steam Generator Collector Break 2 0 10 23 1 SGTR Steam Generator Tube Rupture 1 2 10 14 0 4 PLOCA Medium Pressurizer Leakage 12 3 4 SLOCA Small Leakage 4 1 10 7 35 LIRV Loss of Instrumentation Room Ventilation w 4 10 LLOCA Large Leakage 1 6 10 4 3 RVB Reactor Vesssel Break 4 9 MLOCA Medium Leakage 1 6 10 3 8 PLSW Partial Loss of Service Water 2 0 10 1 6 VLOCA Outside Containment Leakage 1 5 UCLOCA Upper Containment Leakage 1 5 10 1 4 TLFW Total Loss of Feed Water 1 9 10 06 5 ALOCA Large Accumulator line Leakage 3 1 10 0 5 2 LDCP Loss of DC Power 7 0 107 05 2 REACT Reactivity accident 0 5 3 LCCS Loss of Conventional Cooling System 3 2 10 0 08 0 4 LRLOCA Large RCP motor Room Leakage lt 1 0 107 0 07 0 3 LMFW Loss of Main Feed Water 9 4 10 0 04 2 RT Reactor Trip 1 2 10 0 03 0 1 LOOP Loss of Offsite Power gt 3 h 1 4 10 001 0 1 ATWS Anticipated Transient Without Scram 8 3 108 0 00 0 00 several initiating events Abb 4 8 Zeitliche Entwicklung des Risikoprofils von WWER Reaktoren in Finnland nach VAU 96 69 Angesichts des oben beschriebenen Analyseumfangs ist Skepsis angebracht ob in allen Bereichen die erforderliche Genauigkeit erreicht werden konnte Wesentliche Ergebnisse der genannten Untersuchung sind in Tabelle 4 4 sowie in Abbildung 4 9 dargestellt Bemerkenswert ist der substantielle Beitrag zur Kernschadensh ufigkeit
66. Weise f r die Ma st be der Begutachtung Bewertung und Entscheidung im atom rechtlichen Genehmigungs und Aufsichtsverfahren Die bei allen modernen Reaktor konzepten bew hrten Grunds tze der r umlichen Trennung der Redundanz und der Diversit t von Systemen und Komponenten mit sicherheitstechnischer Bedeutung tragen dabei in entscheidender Weise zu einem wirksamen Schutz gegen St rungen sowie St r und Unf lle bei Die Umsetzung der eingangs aufgezeigten Ma nahmen in dem deutschen Gesamtkonzept der nuklearen Sicherheitsvorsorge ist in der Ver ffentlichung von K Gast et al GAS 89 beschrieben Die f r den Bereich der kerntechnischen Sicherheit kennzeichnende fortlaufende Bem hung um Sicherheitsverbesserungen ist f r den Zeitraum des zur ckliegenden Jahrzehnts in den Konferenzbeitr gen WEI 93 WEI 95A WEI 96 und BER 97 umrissen als speziellere Darlegungen zur Einf hrung digitaler Leittechnik und moderner Informationsmanagementsysteme seien die Quellen SCH 95 und WEI 95 genannt Kurzgefa te Beschreibungen von Aufbau und wesentlichen Aspekten der sicherheitstechnischen Auslegung der in Deutschland heute ausschlie llich betriebenen Baulinie des Druck und des Siedewasserreaktors sowie des gasgek hlten Thorium Hochtemperaturreaktors mit Kugelhaufen Core der das Potential zu einer weitestgehenden Minimierung des nuklearen Unfallrisikos beinhaltet sind in Anhang A enthalten 2 2 Deterministische Sicherheitsanalyse
67. Zeitr ume erreicht werden Wesentliche Aspekte zu den Barrieren und Nachweisen im Rahmen von Langzeit Sicherheitsanalysen finden sich in Anhang B Im Rahmen der bereits zitierten Vereinbarung zwischen Bundesregierung und Energieversorgungsunternehmen vom 14 06 2000 wurde eine Unterbrechung der Erkundung des Salzstocks Gorleben von mindestens drei l ngstens jedoch zehn Jahren beschlossen In das Projekt Endlager Gorleben sind bisher ca 2 4 Milliarden DM investiert worden 4 2 9 Stillgelegte Anlagen 4 2 9 1 Allgemeines Mit Stillegung Abbau und Sicherem Einschlu kerntechnischer Anlagen liegen inzwischen weltweit ganz besonders aber auch in Deutschland umfangreiche Erfahrungen vor Insgesamt haben ca 130 Nuklearanlagen endg ltig den Betrieb eingestellt davon allein in Deutschland 15 Anlagen Die dabei gewonnenen Erfahrungen wurden zum einen in den Planungen der Betreiber f r die sp tere Stillegung geb ndelt zum anderen bildeten sie die Grundlagen f r eine Optimierung der Genehmigungs und Aufsichtsverfahren Zahlreiche deutsche Ver ffentlichungen haben auch in der internationalen Diskussion Beachtung gefunden beispielhaft genannt seien BRA 97 MOT 95 BRE 93 WEI 92 WEI 92A BRE 92 WEI 84 und WEI 87 Die im folgenden gegebene Charakterisierung der Risiken stillgelegter Anlagen fu t im wesentlichen auf dem in beh rdlicher Bund L nder 77 Zusammenarbeit erstellten Leitfaden Stillegung KLO 97 sowie
68. ag gestellt werden kann In der Auswahl befinden sich drei SWR und vier DWR Zu ersteren geh ren der Advanced Boiling Water Reactor ABWR 1360 MWe von General Electric der BWR90 1500 MWe von Westinghouse Atom Schweden und der SWR 1000 von Siemens bzw Framatome ANP Die DWR sind der AP1000 und der EP1000 von Westinghouse Electric USA der EPR 1550 MWe von NPI sowie der WWER 91 99 1070 MWe von Atomstoyexport Russland Auf drei dieser Anlagentypen soll im folgenden kurz eingegangen werden 5 5 2 HTR In Anhang A wird auf den Aufbau und die Funktionsweise des gasgek hlten graphitmoderierten Thorium Hochtemperaturreaktors mit kugelf rmigen Brennelementen Kugelhaufenreaktor eingegangen J Tennenbaum beschreibt in der Ver ffentlichung TEN 00 das derzeit in S dafrika realisierte Projekt eines inh rent sicheren Hochtemperaturreaktors wobei wesentlich auf in Deutschland entwickelte Technik zur ckgegriffen wird Die ehrgeizige Entwicklung umfasst allerdings auch Innovationen insbesondere eine im Prim rkreis angeordnete Gasturbine f r die Stromerzeugung wie in Abbildung 5 6 schematisch dargestellt Es ist geplant kleine standardisierte Module sowohl f r den Binnenmarkt als auch f r den Export zu fertigen In den USA besteht erhebliches industrielles Interesse an dieser Entwicklung Abb 5 6 Schematische Darstellung des s dafrikanischen Hochtemperaturreaktors Nach TEN 00 hat dieser modulare HTR folgende einzigartig
69. age stehen werden in der Skala nicht ber cksichtigt Bei der Einstufung eines Ereignisses sind die drei Bewertungsaspekte Radio logische Auswirkungen au erhalb einer Anlage Radiologische Auswirkungen in der Anlage und Beeintr chtigung der Sicherheitsvorkehrungen unabh ngig voneinander zu betrachten Vorkommnisse f r die mehr als ein Kriterium zutrifft sind nach der h chsten erreichten Stufe einzuordnen Die Einstufung eines Ereignisses in die Skala erfolgt anhand eines internationalen Leitfadens unter Ber cksichtigung der Umst nde des Einzelfalles Wenn entsprechende Gr nde vorliegen kann die nationale Einstufung abweichend vom internationalen Leitfaden erfolgen In der Bundesrepublik kann ein nach der g ltigen Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten und Meldeverordnung AtSMV meldepflichtiges Ereignis aufgrund vertiefter Untersuchungen zu einem sp teren Zeitpunkt umgestuft werden Das bis jetzt national angewandte System ist zu einem formalisierten internationalen Meldesystem weiterentwickelt worden Danach erfolgt bei Ereignissen der Stufe 2 und h her eine Meldung an die IAEA innerhalb von 24 Stunden 36 7 _Katastrophaler Unfall 6 Unf lle Schwerer Unfall 5 Ernster Unfall St rf lle Ernster St rfall 2 St rfall Unterhalb der Skala keine sicherheitstechnische Bedeutung Abb 3 1 Internationale Bewertungsskala f r bedeutsame Ereignisse in kerntech nische
70. agerung radioaktiver Rest und Abfallstoffe zu einer globalen Risikobilanz unerheblich ist Dies wird insgesamt durch die vorliegenden Betriebserfahrungen mit Zwischenlagern im In und Ausland best tigt Im Falle des im Februar 1998 in Betrieb gegangenen Zwischenlagers Nord ZLN am Standort Greifswald kann man aus den durchgef hrten Sicherheitsanalysen entnehmen welches St rfallspektrum betrachtet wird und mit welchen radiologischen Folgen bei Eintreten dieser St rf lle zu rechnen ist RIT 96 Es handelt sich beim ZLN nicht um ein reines Lager sondern auch um eine umfangreiche Einrichtung zur Zerlegung abgebauter Anlagenteile und zur Konditionierung von radioaktiven Abf llen Die betrachteten St rf lle umfassen interne Ereignisse wie Handhabungsfehler Br nde und Medienausfall sowie externe Ereignisse wie z B Erdbeben Es ist allgemeine Praxis im Genehmigungsverfahren eine Betrachtung zu den Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes vorzulegen obgleich dies vom einschl gigen kerntechnischen Regelwerk nicht gefordert wird Selbst in einem solchen sowohl 72 von der Eintrittswahrscheinlichkeit als auch von der Art der Einwirkung her extremen Ereignis ergeben sich keine einschneidenden radiologischen Folgen in der Umgebung der Anlage Die Ursachen hierf r sind in den Aktivitatsbegrenzungen in den gelagerten Gebinden sowie in den Schutzeigenschaften der Gebinde selbst zu sehen 4 2 8 Endlager 4 2 8 1 bersicht Der letzte Sch
71. ahren DRS Phase B Ber cksichtigt werden Unbewohnbarkeit eines Sperrgebiets f r f nf Jahre Verlust von Einkommen Zusammenbruch des Marktes f r frische Feldfr chte wie bei Tschernobyl Gesundheitsfolgen ber umzusiedelnde Gebiete hinaus vgl Tschernobyl 6 K ppers et al Basiert ebenfalls auf DRS Phase B und Freigesetzte Radioaktivit t eines Quellterms Keine Angaben koinstitut untersucht die Folge eines Reaktorunfallsim vom Typ SBV gro fl chiges Versagen des Deutschland Kernkraftwerk Kriimmel Sicherheitsbeh lters der DRS Phase B 1990 Ber cksichtigt werden Krebsf lle je Mio Personen rem 500 Ein Gebiet im 50 km Umkreis des Krebstote 112 000 bei Regen 14 000 bei Kernkraftwerks trockenem Wetter Overkill Effekte M gliche Evakuierung Wetter Regen ja nein 7 Ewers Rennings bertragung des Falles Biblis B siehe 1 Freigesetzte Radioaktivit t 480 Mio Kosten je Todesfall 6 Mio DM Ottinger in Prognos Schriften und 5 auf Deutschland Personen rem Kosten je Krankheitsfall 0 5 Mio DM reihe Ber cksichtigung von Gesundheitssch den Ber cksichtigung h herer Personensch den 10 5 Bill DM Externe Kosten Krebsfalle in einer durchschnittlich dicht Bev lkerungsdichte mit Faktor 7 Sachsch den 0 2 Bill DM Band 2 1992 besiedelten Region Deutschlands Krebsf lle je Mio Personen rem 600 ICRP Externe Kosten insgesamt 10 7 Bill DM Beitrag zur Prognos Sachsch den Wert Ext
72. aler Vergleich von PSA Studien 61 4 2 5 6 PSA f r WWER Anlagen 66 4 2 5 7 PSA der Stufe 3 f r die Anlage Sizewell B 66 4 2 6 Wiederaufarbeitung 70 4 2 7 Zwischenlager 70 4 2 8 Endlager 71 4 2 8 1 bersicht 71 4 2 8 2 Das Endlager Konrad 72 4 2 8 3 St rfallanalysen f r das Endlager Konrad 73 4 2 8 4 Das Endlagerprojekt Gorleben 74 4 2 9 Stillgelegte Anlagen 75 4 2 9 1 Allgemeines 75 4 2 9 2 Stdrfalle bei Stillegung und Abbau 77 4 2 9 3 Quantitative Risikoabsch tzung 79 4 2 10 Transporte 80 4 2 10 1 Transportstudie Konrad 81 4 2 10 2 R ckf hrung von Wiederaufarbeitungsabf llen 83 4 2 11 Integrale Risikobetrachtungen 87 5 Prognostische Quantifizierung der Risikokenngr en g und h f r die Kernenergienutzung 94 5 1 Zielsetzung 94 5 2 Ausgangsinformationen und daten im Hinblick auf die Quantifizierung des zeitlichen Verlaufs von g und h 96 5 2 1 INES Skala Statistik der Ereignisse im IRS im Zeitraum 1991 2000 96 5 2 1 1 bersicht 96 5 2 1 2 Die beiden Ereignisse der Stufe 4 97 5 2 1 3 Sch tzung von g und h 98 5 2 2 Relevante Einsichten aus PSA f r die Bestimmung von g und h 100 5 2 3 Extrapolation der Betriebserfahrungen aus den 80er Kahren 104 5 3 berlegungen zum zuk nftigen zeitlichen Verlauf von g und h 104 5 3 1 Zielsetzung 104 5 3 2 Das Berechnungsmodell 104 5 3 3 Das Basisszenario 105 5 3 4 Ergebnisse zum Basisszenario 106 5 4 Sensitivit tsanalyse Unsiche
73. ales Sicherheitsniveau erreicht worden ist ohne das dies wegen der geringen statistischen Ereignisbasis zwingend gefolgert werden kann Dieser Fragestellung und daraus abgeleiteten Fragestellungen widmet sich die vorliegende Arbeit Hat sich das globale Sicherheitsniveau wirklich gebessert wie ist es quantitativ unter Heranziehung statistischer Methoden und von Erkenntnissen aus Risikostudien und PSA zu charakterisieren Wie ist der bergang zu einem zuk nftigen Bestand unfallfreier oder im Vergleich zum aktuellem Bestand deutlich sichererer Anlagen zu gestalten Zeitraum 1950 1959 1960 1969 1970 1979 1980 1989 1990 1999 43 Ereignis Windscale KKW UK 1957 Hergang Graphitbrand Freisetzung INES Stufe Mayak Region Tscheljabinsk fr her Kyshtym Pu Fabrik UdSSR 1957 Vinca kritisches Experiment Yugoslawien 1958 Los Alamos 1958 NRX Reactor EBR 1 USA 1955 Explosion eines Abfallbeh lters mit Spaltproduktl sung Kritikalit tsunfall Kritikalit tsunfall Leistungsexkursion BE Schmelzen BE Schmelzen SL1 Reactor Idaho Falls USA 1961 Woods River Junction USA 1964 Lucens KKW Schweiz 1969 Chapel Cross UK 1967 Enrico Fermi USA 1966 Kritikalit tsunfall Kritikalit tsunfall Druckr hrenver sagen partielle Kernschmelze BE Schmelzen BE Schmelzen TMI KKW USA 1967 Windscale WAA UK 1973 K hlmittelverlust mit
74. alitative Safety Goals und Quantitative Risk Objectives unterschieden Die letzteren lauten Das mittlere Risiko einer Einzelperson in der N he 1 Meile eines Kernkraft werkes durch einen Reaktorunfall eine akut t dliche Dosis zu erhalten sollte 5 10 a nicht bersteigen Dies entspricht etwa 0 1 aller Risiken f r t dliche Unf lle Das Risiko f r die Bev lkerung im Umkreis von zehn Meilen um ein Kernkraftwerk als Folge des Kernkraftwerksbetriebes an Krebs zu sterben sollte 2 10 Va nicht bersteigen Dies entspricht etwa 0 1 des gesamten industriell bedingten Krebsrisikos Zus tzlich soll die H ufigkeit einer gro en Freisetzung radioaktiver Stoffe aus einem Kernkraftwerk kleiner als 10 a sein 128 Bereits im Jahr 1987 hat die USNRC die Position bezogen da schwere Kernschmelzunfalle in bestehenden Kernkraftwerken eine Haufigkeit von nicht mehr als 10 a und bei k nftigen Kernkraftwerken von nicht mehr als 10 a aufweisen sollen unabh ngig davon ob der Kernschmelzunfall mit einer Freisetzung von radioaktiven Stoffen in die Umgebung verbunden ist oder nicht Die gleichen Zahlenwerte f r schwere Kernsch den werden im Bericht INSAG 3 der IAEA aus dem Jahre 1988 angegeben INS 88 siehe auch Kapitel 3 Die Wahr scheinlichkeit f r gro e Freisetzungen in die Umgebung soll durch geeignete Ma nahmen um mindestens einen Faktor 10 kleiner gehalten werden HER 94 Die USNRC hat sich erst k rzli
75. altsystem verf gt ber vier Tanks und wird passiv diversit r durch Membranventile Impulsgeber und Magnetventile ausgel st Die Kernflutung erfolgt ebenfalls passiv Uber vier Flutleitungen aus Notkondensatoren Die W rme wird aus dem RDB an die vier Notkondensatoren abgef hrt aus dem Containment wird sie an den Geb udekondensator abgegeben Zu den passiven Systemen gibt es zus tzlich redundante aktive Einrichtungen 119 Pos j Anzahl 1 Kondensationskammer 1 2 Kondensationsrohre 16 FD 3 Federvorsteuerventil 8 4 Sicherheits 6 Entlastungsventil 5 Schnellabschaltsystem 6 Flutbecken 7 Notkondensator Nh x 8 Passiver Impulsgeber 9 Kolbenvorsteuerventil 10 RDB Flutleitung 11 Absetzbecken 12 Geb udekondensator BB A 2 A BIN 13 Str mungsbegrenzer Abb 5 8 Passive Abschalt Kernflut und Nachw rmeabfuhrsysteme beim SWR 1000 Firmenprospekt Wie beim EPR wird auch beim SWR 1000 die Kernschmelze von der Auslegung der Anlage beherrscht Dies beruht auf einer Aussenk hlung der Schmelze im RDB und auf einer Auslegung des Containments gegen den maximal m glichen Druckaufbau durch Wasserstoff der wegen der Stickstoffinertisierung des Containments nicht chemisch mit Luftsauerstoff reagieren kann 5 5 5 AP 1000 Beim AP 1000 wird die Kernschmelze von der Auslegung der Anlage nicht beherrscht Im Gegensatz zu herk mmlichen DWR Anlagen verf gt dieser Reaktortyp jedoch ber eine Reihe passive
76. alysen durchzuf hren Durch die einheitliche W hrung Risiko wird ein Vergleich von Anlagen unterschiedlicher Art m glich was sich in den genannten L ndern f r die Akzeptanz der kerntechnischen Anlagen eher vorteilhaft auswirkt International berwiegt die Ansicht da man mit Hilfe der probabilistischen Analyse besser in die Lage versetzt wird signifikante und marginale Risikobeitr ge zu unterscheiden und so die knappen Ressourcen auf die L sung wichtiger Fragen konzentrieren zu k nnen Ausgehend von den methodischen Elementen der PSA wird in der vorliegenden Ar beit zun chst aufgezeigt wie diese die deterministische Sicherheitsanalyse erg nzt Sie liefert insbesondere Erkenntnise ber Art und H ufigkeit von Ereignisabl ufen welche in der deterministischen Analyse nicht betrachtet werden und die f r die Ergebnisbewertung von entscheidender Bedeutung sind Hinweise auf Schwachstel len des Sicherheitskonzepts und auf Unausgewogenheiten der Auslegung k nnen ihrerseits Ausgangspunkt f r berlegungen zu Sicherheitsverbesserungen sein Im nachfolgenden wird dargelegt da es allerdings eine Vielzahl von Risikokenngr en gibt die in der internationalen Praxis zur Entwicklung unterschiedlicher Kriterien und Bewertungsverfahren gef hrt haben F r die mit der vorliegenden Untersuchung angestrebte globale Risikobetrachtung zum gesamten Kernbrennstoffkreislauf wird in dieser Hinsicht ein neuer Weg beschritten der auf Risikokenngr
77. auf den Untersuchungen und Erfahrungen die inm zugrunde liegen Bei der Stillegung eines Kernkraftwerks nach Ablauf der Nutzlebensdauer wird als Regelfall angenommen da noch im Rahmen der bestehenden Betriebsgenehmi gung GOR 92 die Brennelemente ausgeladen und aus der Anlage entfernt wurden Betriebsabfalle und Medien soweit dies der Betriebsroutine entspricht entsorgt wurden sowie Systeme weitgehend abgeschaltet und somit Druck und Temperaturgradienten weitgehend reduziert sind Es sei darauf hingewiesen da dies nicht in allen F llen insbesondere nicht f r alle Reaktortypen zutrifft und die genannten R ckbau und Entsorgungsvorg nge u U erst im Rahmen der Stillegung selbst erfolgen k nnen Die sich hier anschlie enden Er rterungen gelten in solchen F llen erst nachdem die entsprechenden Ma nahmen durchgef hrt worden sind Gegen ber der Betriebsphase tritt mit der Entfernung der Kernbrennstoffe eine sub stantielle Reduktion der in der Anlage vorhandenen Aktivit tsmenge ein Neben den angesprochenen Entsorgungsvorg ngen tr gt dazu auch der radioaktive Zerfall kurzlebiger Radionuklide bei Im Falle eines Leichtwasserreaktors betr gt diese Reduktion ca 3 bis 4 Gr enordnungen von urspr nglich mehr als 10 Bq befinden sich zu Beginn der Stillegung noch ca 10 Bq als fest gebundene Aktivierungsprodukte in den kernnahen Komponenten sowie ca 10 Bq als Ablagerungen in Systemen und a
78. behalten da das Zustandekommen derartiger Entscheidungen im Nachhinein nicht immer vollst ndig nachvollzogen werden kann So hei t es dann auch oft im Zusammen hang mit von der PSA beeinflu ten Ma nahmen eigentlich seien die Schwachstellen bereits lange zuvor bekannt gewesen Dennoch ist nach dem heutigen Stand die gro e Bedeutung der PSA f r derartige Entscheidungsprozesse nicht l nger in Abrede zu stellen Die Ma nahmen zur Beseitigung von mit Hilfe der PSA offengelegten Schwachstel len lassen sich grob in die folgenden Kategorien einteilen Verbesserungen von betrieblichen Vorschriften Betriebshandbuch und Pr fhandbuch in erster Linie Handlungsanweisungen und technische Spezifikationen z B zul ssige Reparaturzeiten Pr f und Testintervalle Umr stung von Systemen oder Komponenten Nachr stung von Systemen mit sicherheitstechnischer Bedeutung und anlagen bergreifende Ert chtigungsma nahmen In die erste Kategorie fallen beispielsweise Ma nahmen zur Automatisierung bestimmter Abl ufe zur Beherrschung eines Dampferzeugerheizrohrbruchs deren manuelle Durchf hrbarkeit mit ausreichender Zuverl ssigkeit in der Deutschen Risi kostudie in Zweifel gezogen wurde In die zweite Kategorie f llt beispielsweise die Implementierung einer R ckschaltung zum Netz nach Ausfall von Notstromdieselaggregaten Biblis B DRS Im Rahmen der SWR Sicherheitsstudie GRS 92 f r die Referenzanlage Gund remmingen zei
79. ben STUFE KURZ BEZEICHNUNG Tab 3 3 38 ASPEKTE Radiologische Auswirkun gen au erhalb der Anlage 1 Schwerste Freisetzung 1 Auswirkungen auf Gesundheit und Umwelt J in einem weiten Umfeld rhebliche Freisetzung d Voller Einsatz der Katastrophenschutz egrenzte Freisetzung Einsatz einzelner 4 Katastrophenschutz er H he der nat rlichen 1 Strahlenexposition Sehr geringe Freisetzung 4 Strahlenexposition der Bev lkerung in H he eines Bruchteils der nat r lichen Strahlenexposition Radiologische Auswirkun gen innerhalb der Anlage Schwere Sch den am Reaktorkern an den radiologischen Barrieren Begrenzte Sch den am Reaktorkem an den radiologischen Barrieren Strahlenexposition beim Personal mit Todesfolge Schwere Kontaminationen Akute Gesundheits sch den beim Personal Erhebliche Kontamination a Unzul ssig hohe Strahlen exposition beim Personal Beeintrachtigung der Sicherheitsvorkehrungen Beinahe Unfall Weitgehender Ausfall der gestaffelten Sicherheits vorkehrungen St rfall Begrenzter Ausfall der gestaffelten Sicherheits vorkehrungen Abweichung von den 4 zul eeinen Raraichen f r gen Prue ENAS Leii 1107 0 den sicheren Betrieb der Anlage Keine oder sehr geringe 1 sicherheitstechnische Bedeutung Systematik der Bewertungsskala INES Die im Schema verwendeten Kriterien sind als allgemeine Umschr
80. ch Kritika litatsunfalle m glich denen durch Begrenzung von Stoffmengen geometrische Absicherung und Kontrolle m glicher Moderatorsubstanzen entgegengewirkt werden mu Die weltweiten Betriebserfahrungen sind durchweg positiv es hat lediglich einige wenige Ausf lle mit nur sehr geringen Konsequenzen und ohne sicherheits technische Bedeutung gegeben Es erscheint von daher gerechtfertigt im Rahmen dieser Arbeit auch Risikobeitr ge von Anreicherungsanlagen insbesondere gegen ber denen der Kernkraftwerke zu vernachl ssigen 4 2 4 Brennelementherstellung Grunds tzlich ist festzustellen da die Fertigung von Brennelementen f r die unter schiedlichen Reaktortypen seit Jahrzehnten im industriellen Ma stab erfolgt In den OECD Mitgliedsstaaten werden pro Jahr etwa 5000 Tonnen Schwermetall tSM allein f r LWR Anlagen in Brennelementen verarbeitet NEA 93 Die Betriebserfahrungen sind dabei berwiegend gut Es hat bisher keinen Kritikalit tsunfall gegeben hingegen gab es einige wenige Unf lle mit signifikanten Aktivit tsfreisetzungen in die Umgebung Bei der Diskussion der spezifischen Risiken ist zwischen der Fertigung von Uran brennelementen und von MOX Brennelementen zu unterscheiden Im ersteren Fall ist wegen der geringen Radiotoxizit t von schwach angereichertem Uran im Falle einer Freisetzung nur mit sehr begrenzten Konsequenzen zu rechnen Dies gilt jedoch nicht wenn rezykliertes Uran aus der Wiederaufarbeitu
81. ch entschlossen sich bei ihren Entscheidungen zu k nftig verst rkt auf die probabilistische Sicherheitsanalyse abzust tzen Diese Ab sicht hat sie im Final Policy Statement Use of Probabilistic Risk Assessment Methods in Nuclear Regulatory Activities vom 16 August 1995 im folgenden hier kurz als Final Policy Statement bezeichnet verk ndet und erl utert NRC 95 Die traditionelle Vorgehensweise die auf deterministischen Festlegungen im Hinblick auf Sicherheitsfaktoren Qualit tssicherung und der Beherrschung von Ausle gungsst rf llen beruht enth lt nach Auffassung der USNRC bereits implizit probabili stische Elemente z B Ausschlu seltener Ereignisse probabilistische Begr ndbar keit des Einzelfehlerkriteriums Im Rahmen der PSA wird ein umfassenderes Spek trum von Ereignisabl ufen analysiert die zugeh rigen Ereignish ufigkeiten werden quantifiziert Die USNRC sieht daher die PSA als Erweiterung und Vertiefung der traditionellen im wesentlichen deterministischen Herangehensweise an Die PSA ist dann von besonderem Nutzen wenn sie zur Fokussierung der deterministischen Vorgehensweise auf sicherheitsrelevante Bereiche und zur St rkung des gestaffelten Sicherheitskonzeptes defense in depth eingesetzt wird Die USNRC betont da sowohl die deterministische Herangehensweise als auch die PSA Unsicherheiten aufweisen In der PSA f hren fehlende Kenntnisse z B im Be reich der menschlichen Zuverl ssigke
82. cherheit der T U M nchen Prof Dr A Birkhofer in Garching von Dezember 1970 bis Juni 1974 Promotion derzeitige Position als Referent in der Abteilung Reaktorsicherheit und Strahlenschutz des Bundesministeriums des Innern BMI seit 1 Juni 1986 Bundesministerium f r Umwelt Naturschutz und Reaktorsicherheit in Bonn von Juli 1974 bis Juni 1990 zum Dr Ing bei der Fakult t f r Maschinenwesen der Rheinisch Westf lischen Technischen Hochschule Aachen im Dezember 1984 Thema der Dissertation Analyse des St rfallrisikos eines Endlagers f r radioaktive Abf lle aus der Stilllegung von Kernkraftwerken Berichter Prof Dr H Bonka Prof Dr R Schulten Leitung des Fachbereichs Kerntechnische Sicherheit des Bundesamts f r Strahlenschutz in Salzgitter als Direktor und Professor seit Juli 1990 141
83. cherheitskriterien f r Kernkraftwerke BMI 77 schreiben als jederzeit einzuhaltende Schutzziele die Kontrolle der Reaktivit t die K hlung der Brennelemente den Einschlu der radioaktiven Stoffe sowie die Begrenzung der Strahlenexposition vor Eine schutzzielorientierte Gliederung des gesamten in der Bundesrepublik Deutschland existierenden kerntechnischen Regelwerks ist in den Jahren 1996 1997 in Zusammenarbeit von Kernkraftwerksbetreibern Anlagenherstellern Sachver st ndigenorganisationen sowie Beh rden des Bundes und der L nder durchgef hrt und ver ffentlicht worden ASK 97 12 2 3 Probabilistische Sicherheitsanalysen 2 3 1 Die Entwicklung der PSA Lange bevor die Methodik f r die Durchf hrung vollst ndiger PSA f r kerntechnische Anlagen verf gbar war gab es bereits Elemente ganz oder berwiegend probabilistischer Natur in bestehenden kerntechnischen Regelwerken Dies trifft auf viele kernenergienutzende L nder zu und soll hier kurz f r die Verh ltnisse in der Bundesrepublik Deutschland dargelegt werden In den vorstehend zitierten Sicherheitskriterien f r Kernkraftwerke BMI 77 werden ausreichend zuverl ssige technische Systeme f r die St rfallbeherrschung gefordert In diesem Zusammenhang wird in einer Anmerkung zur Methodik ausgef hrt Zur berpr fung der Ausgewogenheit des Sicherheitskonzepts sind in Erg nzung der Gesamtbeurteilung der Sicherheit des Kernkraft
84. cherstellung einer einheitlichen Vorgehensweise bei der Durchf hrung und Auswertung der PSU in Deutschland sind in Zusammenarbeit zwischen Bund und 11 L ndern Leitf den erarbeitet worden die sich mit den Grundlagen zur PSU der Sicherheitsstatusanalyse der Probabilistischen Sicherheitsanalyse sowie der Deterministischen Sicherungsanalyse befassen Unter dem Begriff Anlagen sicherung werden die baulich technische Auslegung der Anlage sowie die zugeh rigen rechtlichen und administrativen Ma nahmen zur Verhinderung gewollter St rma nahmen oder sonstiger Einwirkungen Dritter verstanden Die Sicherheitsstatusanalyse besteht in einer umfassenden berpr fung der Sicherheitseinrichtungen der Anlage auf der Basis schutzzielorientierter Anforderungen des kerntechnischen Regelwerks und der danach zu unterstellenden St rf lle aus der Darlegung Pr fung und Bewertung von Einrichtungen und Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzkonzepts und schlie lich aus der Analyse und Bewertung der Betriebsf hrung und der Auswertung der Betriebserfahrung Kernst ck der deterministischen Analyse ist der Nachweis der Beherrschung zu be trachtender St rf lle durch die sicherheitstechnischen Einrichtungen der Reaktoran lage Die bereits im Oktober 1977 vom L nderausschu f r Atomkernenergie verab schiedeten und vom seinerzeit zust ndigen Bundesminister des Innern herausgegebenen Si
85. chreiten sollte F r eine analytische Ermittlung dieser H ufigkeit ben tigt man eine PSA der Stufe 2 Da derartige Analysen nur f r eine begrenzte Zahl von Anlagen vorliegen und zudem 29 die Ergebnisse noch mit erheblichen Unsicherheiten behaftet sind wird hier nicht mit diesen Gr en gearbeitet 3 2 3 Kernschadensh ufigkeit Die H ufigkeit eines Kernschadens ist bei PSA f r Kernkraftwerke die zentrale Ergebnisgr e Im wesentlichen auf ihrer Grundlage wird beurteilt ob das Sicherheitskonzept ausgewogen ist oder Schwachstellen ausweist Zugleich gestattet dieser Analysetyp eine Einsch tzung des Einflusses m glicher Sicherheitsverbesserungsma nahmen Die Kernschadensh ufigkeit hat allerdings den Mangel da sie f r andere Anlagentypen im Kernbrennstoffkreislauf keinen Sinn macht Es wird daher im folgenden zwar intensiv mit dieser wichtigen Kenngr e gearbeitet sie hat aber dennoch die Funktion einer Hilfsgr e In vielen modernen Anwendungen wird sie gemeinsam mit der Wahrscheinlichkeit f r gro e Freisetzungen genutzt 3 2 4 Kriterien auf der Stufe von Systemen oder Sicherheitsfunktionen Es gibt in Literatur und Praxis eine ganze Reihe solcher Kriterien die f r die Auslegung von Systemen und die Realisierung von Sicherheitsfunktionen wichtig sind F r die Zwecke der vorliegenden Arbeit die in erster Linie an integralen Aussagen ber einzelne Anlagen und letztlich ber den gesamten Kernbrennstoffkreislauf inte
86. der allgemeiner Schadens H ufigkeitsverteilungen Schadenskosten und die Fl che kontaminierten Landes F r bergreifende Betrachtungen erscheint aus Sicht des Autors die Zahl der Ereignisse in definierten h heren INES Stufen zweckm ig Als Fernziel k nnte ein weltweiter Risikobericht auf der Grundlage der hier 137 vorgestellten Methodik ins Auge gefaBt werden Dabei versucht die vorliegende Arbeit nicht an die Stelle existierender Untersuchungen zu treten sie stellt vielmehr in ihrer komplement ren und empirischen Vorgehensweise eine wichtige Erg nzung dar Angesichts der dynamischen Ver nderung der Risikoprofile von kerntechnischen Anlagen infolge von Anpassungen an die Fortschritte der Sicherheitstechnik und die Umsetzung von Erkenntnissen aus der Betriebserfahrung einschlie lich der Aus wertung sicherheitstechnisch bedeutsamer Vorkommnisse ist bei l ngerfristigen Betrachtungen der kerntechnischen Sicherheit ber die Risikomomentaufnahme hinaus der zeitliche Verlauf des Risikos zu beurteilen Unterst tzende quantitative Modelle zeigen da global gesehen die erkennbaren Anstrengungen zur Sicher heitsverbesserung der Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs durchaus erforderlich sind damit nicht Ereignisse h herer Stufe auf der INES Skala die gesellschaftliche Akzeptanz der Kernenergie schw chen Sollten durch Prozesse wie Alterung von kerntechnischen Anlagen oder als Folge von verst rktem Wettbewerb infolge von
87. der mittleren BE Temperatur f r den St rfall vollst ndiger K hlmittelverlust plus Ausfall jeglicher aktiver Nachw rmeabfuhr plus vollst ndiger Verlust des 1 Abschaltsystems Die maximale Temperatur verbleibt im gesamten Zeitverlauf unterhalb von 1600 C ein Kernschmelzen ist somit ausgeschlossen max T Fuel C 1600 1400 a of 1000 77 _ 800 f max 600 Teue L es 400 True o un 200 _ i time h 0 20 40 60 80 100 120 Abb 5 6A Verlauf von maximaler und mittlerer Brennlelementtemperatur beim HTR Modul f r den St rfall vollst ndiger K hlmittelverlust plus Ausfall jeglicher aktiver Nachw rmeabfuhr plus vollst ndiger Verlust des 1 Abschaltsystems 116 5 5 3 EPR Die deutsch franz sische Entwicklung European Pressurized Water Reactor EPR geh rt in die Klasse der Reaktoren bei denen ein Kernschmelzen grunds tzlich m glich ist Die Anlage ist jedoch mit einem Reaktorschutzgeb ude RSG ausger stet das gegen Kernschmelzen und deren Folgen ausgelegt ist so dass einschneidende Auswirkungen in der Umgebung selbst im Falle eines schweren Unfalls nicht auftreten k nnen Abbildung 5 7 zeigt einen Querschnitt durch das RSG des EPR in dem unterhalb des RDB Bodens f r das Auffangen eines geschmolzenen Kerns ein Ausbreitungsbereich als Kernr ckhaltevorrichtung bezeichnet vorgesehen ist der aus einem Wasserreservo
88. e Eigenschaften die ihn 114 REACTOR VESSEL generaToR POWER TURBINE CORE cowomonna HP TURBO f LP TURBO system UNT UNIT p Het reecece er SIE Ueszesr mi ecrencooun xin insbesondere f r Entwicklungsl nder attraktiv machen kleine Einheitengr e geringe Kosten bei hoher Effizienz robuste und inh rent sichere Auslegung einfache Bedienbarkeit kosteng nstige Stromerzeugung sowie Potential als W rmequelle f r Meerwasserentsalzung oder Proze w rme 115 Vorgesehen ist eine Modulgr e von 114 MWe Das ReaktorgefaB von 18 m H he und 6 m Durchmesser soll ca 300 000 Brennstoff und 100 000 Moderatorkugeln aufnehmen Die inh rente Sicherheit des Konzepts resultiert im wesentlichen aus dem stark negativen Temperaturkoeffizienten sowie aus der passiven K hlung durch Naturkonvektion derzufolge die Temperatur des Brennstoffs selbst bei Ausfall aller K hlsysteme unterhalb freisetzungsrelevanter Temperaturen gehalten wird Diese Sicherheitseigenschaften wurden bereits im Rahmen zahlreicher Versuche im J licher 15 MWe Reaktor AVR experimentell belegt In KUG 01 geht Kugeler auf die wichtigsten Sicherheitseigenschaften des modularen HTR ein Im Gegensatz zum Brennelement des LWR h lt die HTR Kugel das Spaltproduktinventar bis zu Temperaturen von 1600 C nahezu vollst ndig in ihrem Inneren zur ck Abbildung 5 6A zeigt sowohl die Verl ufe der maximalen und
89. e Einspeisem glichkeiten im Falle des SWR f r den DWR werden Feed amp Bleed und die Dichtung der Hauptk hlmittelpumpen als Schwachstelle genannt Notstromfall Signifikante Beitr ge zur Kernschadensh ufigkeit f r die meisten Anlagen Die Variabilit t resultiert aus Unterschieden in der Zahl der Notstromaggre gate alternativer Energiequellen au erhalb der Anlage Batterielebens dauern Einspeisem glichkeit von Feuerl schwasser bei SWR und eben falls die Dichtungen der Hauptk hlmittelpumpen bei DWR K hlmittelver Signifikante Beitr ge f r die Mehrzahl der DWR Die Kernschadensh ufig lustst rf lle keit f r SWR ist wegen der gr eren Zahl der Einspeisem glichkeiten und der leichteren Druckentlastbarkeit in der Tendenz niedriger als f r DWR Interne berflu F r die meisten Anlagen nicht von Belang einige Anlagen hingegen haben tung eine Schwachstelle da im Falle der berflutung mehrere Systeme ausfal len ATWS Keine hohen Beitr ge da Reaktor Schnellabschaltung sehr zuverl ssig und ausl sende Ereignisse selten sind Bypass Sequen Keine hohen Beitr ge da sowohl bei SWR als auch bei DWR ausl sende zen Ereignisse selten sind Tab 4 2 Wesentliche Erkenntnisse aus der IPE DIN 96 zur Kernschadens h ufigkeit 4 2 5 5 Internationaler Vergleich von PSA Studien In der Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz des Bundesumweltmi nisteriums berichtete W Werner im Jahr 1995 ber ein
90. e probabilistische Sicherheitsanalyse und hat international der PSA zu einer breiten Anwendung verholfen In dieser Studie wurden die Unfallrisiken mit Hilfe einer fundierten Festlegung ausl sender Ereignisse der zugeh rigen Ereignisablaufanalyse mit auf Zuverl ssigkeitsdaten beruhenden Verzweigungswahrscheinlichkeiten und Wirksamkeitsbedingungen zur Unterschei dung beherrschter und nicht beherrschter Unfallabl ufe ermittelt Als Ergebnisgr en wurden in erster Linie die Wahrscheinlichkeiten f r die Anzahl von Unfalltoten komplement re Verteilung Farmerdiagramm und die Schadenskosten hervorge hoben Mit dem letzten Aspekt ist auf die Ankn pfung an die aktuelle Diskussion ber externe Kosten gegeben auf die in Kapitel 3 eingegangen wird Die in der zweiten H lfte der siebziger Jahre im Auftrage des seinerzeitigen Bundesministers f r Forschung und Technologie durchgef hrte Deutsche Risikostudie DRS DRS 80 lehnte sich in Phase A eng an WASH 1400 an in der etwa ein Jahrzehnt sp ter abgeschlossenen Phase B DRS 90 wurde eine metho disch eigenst ndigere Linie entwickelt Die fr hen Hoffnungen hinsichtlich einer quantitativen Fassung des Sicherheitsniveaus erf llten sich nicht ganz Zum einen blieben erhebliche Unsicherheitsmargen aufgrund unzureichender Daten und Modelle zum anderen erwies sich das Vorsorgeniveau als nicht so hoch wie determi nistisch erwartet Auch eine Akzeptanzsteigerung der Kerntechnik in de
91. eaktortechnik Forschungszentrum J lich J l 3785 Juli 2000 Kugeler K Gibt es den katastrophenfreien Kernreaktor In Physikalische Bl tter 57 2001 Nr 11 Wiley VCH Verlag GmbH Weinheim 2001 Matzie R Cummins E Passive Safety Designs Nuclear Engineering International March 2001 p 22 24 NIE 95 SIE 98 TAR 01 TEN 00 TUR 00 WEI 97 123 Niehaus F Nuclear Safety from an International Viewpoint Fourth Annual Two day Conference on Probabilistic Safety Assessment in the Nuclear Industry UK London 29 30 November 1995 SIEMENS AG SWR 1000 Ein fortschrittlicher Siedewasserreaktor mittlerer Leistung mit passiven Sicherheitsmerkmalen Firmenprospekt Oktober 1998 Tarjanne R Risanne S A New Unit for Finland Nuclear Engineering International January 2001 p 20 23 Tennenbaum J Das s dafrikanische Hochtemperaturreaktor Projekt Fusion 21 2000 Nr 1 Technik f r das 21 Jahrhundert Seiten 9 13 T rschmann M Auswertung des aktuellen internationalen Standes probabilistischer Sicherheitsanalysen der Stufe 2 GRS A 2848 November 2000 Weil L The WCO IAEA Technical Committee Meeting to Develop Guidance Related to Illicit Trafficking Vienna Austria 14 18 July 1997 IAEA TC 1020 2 124 6 Nationale Strategien zur Einbeziehung der Ergebnisse probabilistischer Analyseergebnisse in Sicherheitsanforderungen am Beispiel der Niederlande Gro brita
92. echnungen durchzuf hren um relevante Einfl sse von Unsicherheiten bei der Ermittlung von Zuverl ssigkeitskenngr en von Komponenten bzw bei der Ermittlung von Wahrscheinlichkeiten f r gemeinsam verursachte Ausf lle und fehlerhafte Personalhandlungen auf das Ergebnis aufzuzeigen Es wird deutlich da den quantitativen Ergebnissen allein nicht die Hauptbedeutung beigemessen wird Insbesondere werden keine quantitativen probabilistischen Krite rien wie in den in Kapitel 6 angegebenen Beispielen eingef hrt Eine gewisse Kon kretisierung ergibt sich durch die folgende Passage aus dem PSA Methodenband die die Gesamtergebnisse und Einsch tzungen aus einer Vielzahl nationaler und internationaler Analysen widerspiegelt Summenh ufigkeiten von auslegungs berschreitenden Ereignisablaufen mit der Folge von Kernsch den Schadenszust nde liegen berwiegend im Bereich von 10 10 Anlage und Jahr Summenhaufigkeiten von Ereignisabl ufen mit einem Potential fr hzeitig hoher Aktivitatsfreisetzung durch Umgehung des Sicherheitsbeh lters sollen gegen ber den vorgenannten Ergebnissen um wenigstens eine Gr enordnung geringer sein Vergleichswerte f r das ermittelte Sicherheitsniveau einer Anlage liefern weiterhin die ver ffentlichten Ergebnisse der Risikostudie Phase B f r den DWR und die SWR Sicherheitsstudie mit Summenh ufigkeiten f r Gef hrdungszust nde von 3 10 bzw 5 10 pro Jahr und Anlage Diese H uf
93. eibungen zu verstehen 39 3 4 3 Minimale Anforderungen an das globale Sicherheitsniveau Als Minimalforderung f r eine Nutzung der Kernenergie ber einen Zeitraum von drei Jahrzehnten an dessen Ende die jetzigen Anlagen ihre Auslegungsbetriebszeit erreicht haben und m glicherweise ohne durch besondere Ereignisse bedingte Akzeptanzverluste oder einbr che durch neue weiter verbesserte Anlagen ersetzt werden ist von daher anzusetzen da in der Gesamtheit f r alle Anlagen weltweit g maximal 0 003 a betragen d rfte h demgegen ber h chstens 0 1 a Dies entspricht der Vorstellung da die Wahrscheinlichkeit f r ein g Ereignis in dem betrachteten Zeitraum klein gegen 1 sein mu d h der wahrscheinlichere Fall ist ein Betrieb der Anlagen ohne ein solches Ereignis Ernste St r oder Unf lle hingegen d rfen maximal einige wenige weltweit auftreten ohne da ein integraler Akzeptanzeinbruch zu bef rchten ist Abbildung 3 4 Selbstverstandlich m ssen ber diese absoluten Minimalforderungen hinaus konkretere Ziele angestrebt werden Die hier vorgeschlagenen Werte gr nden sich auf einer qualitativen Einsch tzung m glicher Akzeptanzauswirkungen auf der Grundlage von Erfahrungen mit eingetretenen Ereignissen wie z B Three Mile Island 1979 und Tschernobyl 1986 sie wurden nicht wissenschaftlich abgeleitet In den 70er und 80er Jahren waren diese Minimalforderungen in keiner Weise erf llt was zu den he
94. eiden Stufe 1 Die Analyse umfa t das Wirksamwerden von Betriebs und Sicherheitssy stemen als Reaktion auf verschiedene ausl sende Ereignisse Sie endet mit dem Eintreten eines Kernschadens bzw mit der Stabilisierung eines Zustands in dem ein Kernschaden nicht mehr zu erwarten ist In einer Analyse der Stufe 1 werden zus tzlich aktive Containmentfunktionen wie z B der Durchdringungsabschlu ber cksichtigt Stufe 2 Ausgehend von den Ergebnissen der Stufe 1 werden die physikalischen Prozesse des Unfallablaufs nach Eintreten des Kernschadens analysiert Ermittelt werden Wahrscheinlichkeiten f r Zeitpunkt und Art des Contain mentversagens sowie f r die Freisetzung von radioaktiven Stoffen innerhalb der Anlage und der Quellterm f r eine Freisetzung in die Umgebung Stufe 3 Ausgehend von den Eintrittswahrscheinlichkeiten f r die Freisetzungen in der Stufe 2 PSA werden die Wahrscheinlichkeiten von Sch den in der Um gebung der Anlage ermittelt Da die PSA ber den Rahmen der deterministischen Analyse hinausgeht liefert sie auch weitergehende Erkenntnisse die man sich in vielfachen Anwendungen zunutze macht Als erw hnenswerte Anwendungen der PSA sind in einem einschl gigen Aufsatz in der Zeitschrift Kerntechnik BER 95 aufgef hrt Quantifizierung von Sicherheitsmargen Sicherheitstechnische Bewertung von nderungen an Systemen oder Anlagen z B in der Phase der Auslegung oder nach l ngerem Betrieb
95. eingehend untersucht wurden SCH 95 LAN 91 und sie eine erhebliche Zahl unterschiedlicher Gebinde umfassen Man kann somit davon ausgehen da in den o g Untersuchungen ein f r den Transport radioaktiver Stoffe im Rahmen des Kernbrennstoffkreislaufs typisches Risiko ermittelt wurde 4 2 10 1 Transportstudie Konrad Nach dem derzeitigen Planungsstand sollen in der Schachtanlage KONRAD radio aktive Abf lle mit vernachl ssigbarer W rmeentwicklung nach Ma gabe der Vorl ufigen Endlagerungsbedingungen BFS 90 eingelagert werden Solche Ab f lle fallen in den Bereichen des Kernbrennstoffkreislaufes der Forschung der Medizin und der Technik an Sie liegen urspr nglich in verschiedenen Arten von Rohabf llen vor wie z B Fl ssigkeiten Konzentrate Schlamme lonenaustauscherharze kompaktierbare und oder brennbare Feststoffe formbest ndige Feststoffe z B Bau und Anlagenteile kerntechnischer Einrichtungen Filter Filterkerzen sowie sonstige Abfallarten Erst nach geeigneter Konditionierung und Verpackung werden die radioaktiven Ab f lle zum Endlager bef rdert Zur Erf llung der in den Endlagerungsbedingungen spezifizierten Grundanforderungen werden die Rohabf lle soweit sie nicht bereits in fester Form vorliegen verfestigt wobei als Verfestigungsmittel vornehmlich Zement und Beton aber auch Bitumen und Kunststoffe Verwendung finden Abfallprodukte die in faulender g render oder
96. einlichkeit Wo dass im Zeitraum bis 2025 kein Ereignis vom Typ g eintritt auf 0 38 Kann man mit dem Basisszenario noch die Erwartung verbinden dass kein Unfall mit Freisetzung eintritt Wo 0 84 so gilt dies bereits f r Alternativszenario 1 nicht mehr 112 Fur Alternativszenario 2 hingegen hat man einen Unfall mit Freisetzung mit einiger Sicherheit zu erwarten 5 5 Beispiele f r fortgeschrittene Reaktorbaulinien und ihre verbesserten Sicherheitseigenschaften 5 5 1 Einleitung Die in Abbildung 5 1 angedeutete kontinuierliche Verbesserung des Sicherheitsniveaus durch Nachr stung evolution re Verbesserungen und innovatives Design soll in diesem Abschnitt durch Beispiele fortgeschrittener Reaktorlinien belegt werden Bei der Auswahl dieser Beispiele wurden Reaktorkonzepte gew hlt die derzeit nicht nur bereits auf dem Markt angeboten werden sondern auch in konkrete Entscheidungsverfahren f r Neubauprojekte einbezogen sind Abbildung 5 5 zeigt ein Schema nach dem sich die Entwicklungslinien fortschrittlicher Reaktortypen aufgrund ihrer sicherheitstechnischen Eigenschaften einteilen lassen Zuk nftige Optionen in der Kerntechnik Kern und BE Auslegung so da Kernschmel zen unm glich des RSG gegen Kernschmeize und deren Folgen Abb 5 5 Einteilung fortgeschrittener Reaktorlinien KUG 96 113 Das wichtigste Unterscheidungsmerkmal besteht zwischen Reaktortypen bei denen ein
97. eitrag zur Kernschadensh ufigkeit als Hinweis auf das Vorhandensein einer Schwachstelle interpretiert Die Notstromversorgung der Anlagen wurde in vielen F llen als verbesserungsbed rftig angesehen Bei den DWR scheint die Dichtungsk hlung f r die Hauptk hlmittelpumpen risikorelevant zu sein 61 bei den SWR gibt es eine Reihe von Vorschlagen zur Verbesserung der Verf gbarkeit der Nachwarmeabfuhr Erstaunlich ist da die Ver besserungsvorschlage im Mittel nur eine 50 ige Reduktion der Kernschadenshau figkeit bringen sollen Dingman DIN 96 berichtete auf der Tagung PSA 96 in Park City Utah Uber eine Auswertung der Kernschadensh ufigkeiten eine bersicht bietet Abbildung 4 6 Wie aus bereits vorliegenden Untersuchungen WER 95 zu erwarten war schneiden die SWR besser ab als die DWR Auff llig ist die starke Streuung der Kernschadens h ufigkeiten die zu einem erheblichen Teil nicht auf Unterschiede in den Anlagen sondern auf Spielr ume in der PSA Modellierung zur ckzuf hren sind Letztere be stehen u a im Bereich der Modellierung von Personalhandlungen Auf der gleichen Fachtagung stellten Forester et al erhebliche Inkonsistenzen in den Analysen von Personalhandlungen heraus FOR 96 Dies betrifft sowohl die konkreten Modellans tze als auch die als kritisch ermittelten Handlungen So wer den Personalhandlungen bei Druckentlastung und beim Abfahrk hlen h ufiger als important eingestuft Es gibt zwar kei
98. el Cycle Paris 1993 ISBN 92 64 13824 2 Rittscher D Leushacke H Das Zwischenlager Nord atw 41 1996 Heft 10 Oktober 1996 Ross P J Dawson C Results of the Sizewell B PSA Proceedings of the BNES Conference on Thermal Reactor Safety Assessment Mancester May 1995 p 100 ROT 94 SCH 95 SMI 78 THO 81 VAU 96 WEI 84 WEI 85 WEI 87 93 R themeyer H und Warnecke E Radioactive Waste Management The International Approach KERNTECHNIK 59 194 Nr 1 2 S 7 Schwarz G et al R ckf hrung von Wiederaufarbeitungsabf llen aus Frankreich Ergebnisse einer sicherheitstechnischen Analyse Fachbeitrag zum 19 GRS Fachgespr ch Berlin 1995 Smith R l et al Technology Safety and Costs of Decommissioning a Reference Pressurized Water Reactor Power Station Batelle Pacific Northwest NUREG CR 0130 Vol 2 1978 Thomas W Hesse U and Warnem nde R Sicherheitsanalyse zur Rezyklierung von Plutionium in LWR Teile A und B Brennelementherstellung GRS A 569 M rz 1981 Vaurio J K J nk l K E Safety Management of a VVE Plant by Risk Assessment PSA 96 Proceedings of the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment Park City Utah 29 September 3 Oktober 1996 Vol p 571 Weil L Analyse des St rfallrisikos eines Endlagers f r radioaktive Abf lle aus der Stillegung von Kernkraftwerken Kernforschungsan
99. en F r Anlagen die gegen Kernschmelze ausgelegt sind w rde ein deutlich geringeres Verh ltnis von g zu h resultieren und somit ein bez glich der Akzeptanz qualitativ verbessertes Bild des globalen Sicherheitsniveaus Es sei jedoch davor gewarnt sich durch die positiven Aussichten dieses Fernziels von dem weiten und beschwerlichen Weg bis zu seiner Erreichung ablenken zu lassen Es ist derzeit v llig offen in welchem Ma Altanlagen berwiegend steuerlich abgeschrieben und daher wirtschaftlich au erordentlich konkurrenzf hig durch moderne ersetzt werden Es ist weiter zu bedenken da die PSA Ergebnisse 121 fur Anlagen zu denen keine konkreten Betriebserfahrungen vorliegen und die wichtige Aspekte wie Fragen des Sicherheitsmanagements nicht abbilden um nur ein Defizit zu nennen nicht f r bare M nze genommen werden k nnen Die vorliegende Arbeit will den sicherlich zwei bis drei Jahrzehnte langen Weg herausstellen bis das Fernziel einer unfall oder katastrophenfreien Kerntechnik fr hestens erreicht sein kann Bis dahin wird das globale Sicherheitsniveau durch die existierenden Anlagen bestimmt sein Die vorliegenden empirischen Resultate zeigen da ein Nachlassen in den Anstrengungen zur Sicherheitsverbesserung schwere R ckschl ge im Hinblick auf die Entwicklung der Kernenergie eben zu dem genannten Fernziel zur Folge haben kann 122 Literatur zu Kapitel 5 BEC 00 BRE 01 FAK 97
100. en und Umleitventile TS Fehl ffnendes oder offenbleibendes S E Ventil T6 ATWS L1 Bruch einer Frischdampfleitung au erhalb Sicherheitsbeh lter SHB L2 Leck Kondensationskammer au erhalb SHB L3 Leck in einer Nebenk hlwasserleitung L4 Bruch einer Speisewasserleitung au erhalb SHB L5 Bruch einer TC Leitung au erhalb SHB K1 K hlmittelverlust st rfall im SHB Gro es Leck F 2 300 cm K2 K hlmittelverlustst rfall im SHB Mittleres Leck 60 cm lt F lt 300 cm K3 K hlmittelverlustst rfall im SHB Kleines Leck F lt 60 cm K4 K hlmittelverlustst rfall im SHB Leck am RDB Boden F lt 44 cm Abb 4 5 PSU f r das Kernkraftwerk Isar 1 Beitr ge ausl sender Ereignisse zur Kernschmelzh ufigkeit 4 2 5 4 Ergebnisse der Individual Plant Examination IPE in den USA Die Individual Plant Examinations IPE an amerikanischen Kernkraftwerken wur den von den Betreibern zur Erf llung der von der Aufsichtsbeh rde USNRC im Generic Letter 88 20 gestellten Anforderungen hinsichtlich der Identifizierung von Schwachstellen im Hinblick auf Unf lle und von m glichen Gegenma nahmen durchgef hrt Dazu wurden u a PSA unterschiedlicher Stufen durchgef hrt Drouin et al DRO 96 fassen wesentliche beh rdliche Erkenntnisse aus der Aus wertung der IPE zu ermittelten Schwachstellen und Gegenma nahmen zusammen Zun chst gibt es offensichtlich sehr unterschiedliche Kriterien f r Schwachstellen berwiegend wird ein hoher B
101. en Strahlenschutz und die kerntechnische Sicherheit in der Bundesrepublik Deutschland ist dies in einer Ver ffentlichung des Autors WEI 97 aufgezeigt Die Ereignisse die mit der H ufigkeit h eintreten sind demgegen ber weniger schwerwiegend Sie w rden die Rolle der Kernenergie insgesamt zwar auch beeintr chtigen aber nicht in dem Ma e wie die g Ereignisse Ihre Bedeutung liegt jedoch auch darin da sie als Vorl uferereignisse Precursor f r die g Ereignisse aufzufassen sind die sich beim Auftreten zus tzlicher Ausf lle oder Fehlhandlungen zu einem g Ereignis h tten fortentwickeln k nnen Von daher mu auch der Eind mmung der h Ereignisse Beachtung geschenkt werden Ein wichtiger Aspekt ist noch herauszustellen Die hier gew hlten Zielgr en sind nicht im Katalog der blicherweise ermittelten Ergebnisgr en von PSA wie Schadenskosten Dosisverteilungen oder Personensch den enthalten Es resultiert somit eine komplement re Betrachtung die infolge der berichtsorientierten Natur der INES Skala auch und gerade gegen ber der Offentlichkeit eher auf die allgemeine Resonanz auf ein Ereignis als auf dessen me bare Auswirkungen abstellt Dabei kann die ffentliche Resonanz selbst wiederum schwerwiegende Auswirkungen auf die Kerntechnik haben wie zum Beispiel die in den physikalischen Auswirkungen eher begrenzten Kontaminationsfalle bei Castortransporten nachhaltig gezeigt ha
102. en Studie GOR 87 ein quantitatives Risikomodell f r den deutschen Standard Druckwasserreaktor entwickelt Es beruht auf einer Absch tzung der Wahrscheinlichkeiten f r folgende Sequenz von Zufallsvariablen ausl sendes Ereignis freisetzungsbestimmendes Folgeereignis in der Anlage betroffener Bereich inder Anlage freigesetzter Anteil des zugeh rigen Inventars R ckhaltung von Aktivit t durch die Anlage und eingeleitete Ma nahmen Die Rechnungen werden durchgef hrt f r die sofortige totale Beseitigung den gesicherten Einschlu und die verz gerte Beseitigung nach 30 Jahren Die gr te Wahrscheinlichkeit f r Aktivit tsfreisetzungen ergibt sich f r den Fall der sofortigen totalen Beseitigung Aktivit tsfreisetzungen oberhalb der zu erwartenden Genehmigungswerte sind mit relativen H ufigkeiten von 10 a 10 a zu erwarten Abbildung 4 11 Bei der Bewertung der Ergebnisse d rfen die seinerzeit bestehenden betr chtlichen Unsicherheiten in der Datenbasis nicht bersehen werden Allerdings zeigen Sensitivit tsanalysen einen relativ begrenzten Einflu dieser L cken in der Datenbasis auf das Endergebnis 81 eee 1 0 0 o TBI ls a TB 30 R 8 GE im ersten Jahr 107 a hom 2 x o a7 10 D a A 10 o a 108 o 5 o 108 10 10 1 1071010 0s Aem Bq Ee TB 1 Totale Beseitigung nach einem Jahr TB 30 Totale Beseitigung nach 30 Jahren GE Gesicherter Einschlu Abb 4 11
103. en des Staates in einem Proze der personellen und finanziellen Ressourcenreduzierung Gleichwohl bleibt es vorrangige Aufgabe das erreichte Sicherheitsniveau kerntechnischer Anlagen zu erhalten und wo geboten zu steigern Eine erhebliche Unterst tzung wird der Kernenergie weltweit jedoch nach berzeugung des Verfassers aus der Einsicht in das Erfordernis einer nachhaltigen Energiepolitik zuwachsen Darunter wird stark vereinfacht ein Wirtschaften verstanden welches sowohl aus konomischer als auch aus kologischer Sicht ber einen langen Zeitraum unbedenklich durchgef hrt werden kann Hierzu sei angemerkt da die im Hinblick auf den Klimaschutz gebotenen Reduzierungen des KohlendioxidausstoBes ohne den erheblichen Beitrag der Kernenergie zur umweltfreundlichen Stromversorgung mit Sicherheit nicht erreicht werden k nnten Mehrere Stellungnahmen sowohl der EU Kommission als auch der derzeitigen US Administration haben sowohl die politisch wirtschaftliche Dringlichkeit dieses Problemkreises beleuchtet als auch die Unverzichtbarkeit der Kernenergienutzung auf absehbare Zeit bekr ftigt Weiterhin gebietet das sp testens seit den Energiekrisen von 1973 und 1978 zu Bedeutung gelangte Thema einer ausreichenden Sicherheit der Energieversorgung eine Diversifizierung der Energietr ger Dieser Energiemix soll zum einen Abh n gigkeiten von Lieferl ndern verringern zum anderen ist dem Risiko zu begegnen da durch notwendige
104. en internationalen Vergleich von PSA Studien der Stufen 1 und 2 WER 95 Angaben zu den Referenzanlagen dieser Studien und zum jeweiligen Analyseumfang sind der Tabelle 4 3 zu entnehmen Die ermittelten Kernschadensh ufigkeiten zum Teil mit zugeh rigem Mittelwert und Schwankungsbereich sind f r die Gesamtheit der internen ausl senden Ereignisse in Abbildung 4 7 dargestellt 63 Wichtige Erkenntnisse aus dem Vergleich lassen sich in Anlehnung an die erwahnte Ver ffentlichung wie folgt zusammenfassen Ma nahmen des Accident Management AM zur Verhinderung von Kernsch den sind bei DWR f r Gef hrdungszust nde mit unzureichender Verf gbarkeit von Systemen zum W rmetransport von der Prim r zur Sekund rseite h chst effektiv F r die meisten Anlagen sind die Kernschadensh ufigkeiten durch Betr ge von K hlmittelverlustst rf llen dominant bestimmt Bei SWR ist AM zur Verhinderung von Kernsch den f r Gef hrdungszust nde infolge Verlust der W rmeabfuhr aus der Kondensationskammer sehr wirkungsvoll weil hierbei lange Zeiten und eine Reihe von Alternativen zur Ausf hrung von AM Ma nahmen zur Verf gung stehen Die Kernschadensh ufigkeiten f r Siedewasserreaktoren sind im allgemeinen geringer als diejenigen f r Druckwasserreaktoren F r die neueren Anlagen sind sowohl bei DWR als auch bei SWR der Anteil von Systemausf llen mit gemeinsamer Ursache Common Cause Ausfalle an der Kernschadensh ufigkeit h her und der
105. enannte a posteriori Verteilung Te ae tE one gt o 5 5 wobei T die Gammafunktion bedeutet Die Integration 5 2 zur Bestimmung des Erwartungswertes lt r gt der als Zufallsgr e r aufgefa ten Ausfallrate l t sich analytisch durchf hren sie f hrt auf 5 6 Die Verteilungsfraktile lassen sich unter Nutzung der Beziehung zwischen der unvollst ndigen Gammafunktion und der y Verteilung wie folgt ermitteln und ergeben wees tsi 6 7 x 2k m 5 8 Dabei bezeichnet r das untere Fraktil und dasr obere blicherweise wird y 0 9 gew hlt so da sich das 5 bzw 95 Fraktil ergibt 101 Wie in 5 2 1 1 und 5 2 1 2 ausgef hrt wurde ist f r die 90er Jahre ein Ereignis vom Typ h zu ber cksichtigen k 1 in Gleichung 5 6 ein Ereignis vom Typ g hat nicht stattgefunden k 0 in Gleichung 5 6 F r die gesuchten Raten g und h erh lt man somit f r die neunziger Jahre T 10 a in Gleichung 5 6 folgende Mittelwerte g 0 05 1 a h 0 15 1 a Die zugeh rigen 5 bzw 95 Perzentilwerte ergeben sich im Rahmen der Sch tzung nach Bayes gem 5 7 und 5 8 zu gs 2 10 t a 935 0 2 1 a hs 0 02 1 a has 0 40 1 a Man erkennt da das Unsicherheitsintervall f r h aufgrund der besseren Statistik durch die beiden eingetretenen Ereignisse sehr viel schmaler als das f r g ist Letzteres spiegelt die Nullfehlerstatistik f r g wieder F r diesen Wert werden in
106. eptember 1999 D 1 D 9 M gliche Fokussierung des weltweiten Austausches von Betriebserfahrungen auf der Grundlage der vorgeschlagenen Methode E 1 E 12 1 Einleitung In den f nfziger Jahren wurden in Gro britannien und den USA die ersten Kern kraftwerke f r die kommerzielle Stromerzeugung errichtet und in Betrieb genommen In der Bundesrepublik Deutschland wurde diese Entwicklung aufgrund der besonde ren Situation nach dem Zweiten Weltkrieg erst ein rundes Jahrzehnt sp ter vollzo gen Danach haben sich sowohl national als auch international Verbreitung und Ausma der Kernenergienutzung stetig erweitert und bis zum heutigen Tage auf ho hem Niveau stabilisiert Im Jahre 2000 waren wie aus dem j hrlichen Statusbericht der Internationalen Atomenergieagentur IAEA hervorgeht weltweit in 32 L ndern 438 Kernkraftwerke in Betrieb 31 Bl cke waren im Bau Tabelle 1 1 In Deutschland sind derzeit 19 Anlagen im Betrieb die im Jahre 1999 mit 169 7 TWh den h chsten Beitrag aller Energietr ger an der Elektrizit tsversorgung erbracht haben Dieser Anteil lag insgesamt bei 29 4 derjenige an der ffentlichen Versorgung sogar bei 35 Im ersten Halbjahr 2000 haben die deutschen Kernkraftwerke ihre Erzeugung gegen ber dem Vorjahreszeitraum nochmals um 4 gesteigert Dies zeigt da die Kernenergie seit vielen Jahren einen erheblichen und schwerlich verzichtbaren Beitrag zur Versorgungssicherheit zur Wirtschaftlichkeit und zur Entlastung
107. erfahren zu verbinden In diesem Zusammenhang ist auf die Ergebnisse der von der USNRC im Generic Letter 88 20 Individual Plant Examination IPE for Severe Accident Vulnerabilities 10CFR 50 54 f geforderten IPE hinzuweisen deren Ziel die anlagenspezifische Identifizierung von Schwachstel len des Sicherheitskonzepts im Hinblick auf schwere Unf lle war DIN 94 Dazu wurden in der Regel PSA unterschiedlicher Stufen und Untersuchungen zum Con tainment Verhalten durchgef hrt Erste Auswertungen vorgelegter IPE zeigen da aufgrund z T starker Unterschiede in der PSA Methodik auch f r Anlagen hnlicher Auslegung eine erhebliche Streuung in der ermittelten H ufigkeit von Kernsch den besteht DIN 94 Dies ist ein deutlicher Hinweis auf eine nicht ausreichende metho 130 dische Harmonisierung wodurch eine Aufstellung f rmlicher Kriterien f r Kernscha densh ufigkeiten erschwert ist In dem in Kapitel 6 1 zitierten Konferenzbeitrag f r die Tagung ESREL 96 THA 96 hat die USNRC den aktuellen Stand der Implementierung der in NRC 95 beschriebenen Politik dargestellt Es wird offenbar gezielter hinterfragt wie die PSA und das existierende System deterministisch abgeleiteter Bestimmungen und Regeln zu einem koh renten Ganzen zusammengef hrt werden k nnen Grundmuster 3 gem Kapitel 2 3 der vorliegenden Arbeit Wesentliche Erkenntnisse sollen aus einer Reihe von Pilotanwendungen der PSA gewonnen werden u a im Bereic
108. erke zur Pr fung erforderlichen Informationen ZPI BMI 83 sind Systeme und Komponenten aufgelistet f r die systematische Zuverl ssigkeitsanalysen durchzuf hren sind Die erste Studie zur Ermittlung der Wahrscheinlichkeit eines schweren Reaktorunfalls wurde von der seinerzeitigen U S Atomic Energy Commission USAEC im Jahre 1957 unter dem Berichtstitel WASH 740 ver ffentlicht AEC 57 Die dabei gewonnenen quantitativen Einsch tzungen erscheinen aus heutiger Sicht erstaunlich aktuell REM 93 13 die Wahrscheinlichkeit einer Zerst rung oder eines gr eren Schadens des Reaktorkerns ohne Freisetzung aus dem Reaktordruckbeh lter liegt im Bereich von 10 bis 10 pro Reaktor und Jahr die Wahrscheinlichkeit einer Zerst rung oder eines gr eren Schadens des Reaktorkerns mit Freisetzung aus dem Reaktordruckbeh lter in das Containment liegt im Bereich von 10 bis 10 pro Reaktor und Jahr die Wahrscheinlichkeit einer Zerst rung oder eines gr eren Schadens des Reaktorkerns mit Freisetzung in die Umgebung liegt im Bereich von 10 bis 10 pro Reaktor und Jahr Trotz der auch aus heutiger Sicht berraschend guten Sch tzwerte f r die Unfall haufigkeiten in WASH 740 brachte erst die als Rasmussen Report bekannt gewordene Reactor Safety Study RAS 75 der U S Nuclear Regulatory Commission USNRC die im Jahre 1975 als WASH 1400 publiziert wurde den methodischen Durchbruch f r di
109. erlag 1997 ISBN 3 540 63303 X Friedrich R Krewitt W Externe Kosten der Stromerzeugung Energiewirtschaftliche Tagesfragen 48 Jg 1998 Heft 12 Seiten 789 794 Kotthoff D Internationale Bewertungsskala f r bedeutsame Ereignisse in kerntechnischen Einrichtungen Benutzerhandbuch GRS 111 Juni 1994 Mosey D Reactor Accidents Nuclear Engineering International Special Publications ISBN 0 408 06198 7 1990 NIE 91 WEI 97 45 Niehaus F Ledermann L Role of Probabilistic Safety Criteria in Nuclear Power Plant Safety International Atomic Energy Agency Proceedings of an International Symposium on the Use of PSA for Operational Safety held in Vienna 3 7 June 1991 Weil L et al Chernobyl Accident Consequences in Germany Nuclear Safety and Radiation Protection International Conference One Decade After Chernobyl Summing up the Consequences of the Accident International Atomic Energy Agency Vienna Austria 8 12 April 1996 IAEA TECDOC 964 Vol 2 Sep 1997 p 555 557 ISBN 1011 4289 46 47 4 4 1 48 Die Risiken des Kernbrennstoffkreislaufs Die Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs In Abbildung 4 1 ist eine bersicht ber die wesentlichen Stationen und Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs gegeben Entsorgung Brennelement Zwischenlagerung Om Be Ce THE Fertigung Pilot Mischoxid Brennelemente Konditionierungsanlage MN ETE IM ak v auaa p I IN ai
110. erlande 449 3 70 Mexiko 1360 7 92 Indien 2503 14 21 Pakistan 425 1 08 Brasilien 1855 5 55 China 2167 16 00 Iran 2 2 Gesamt a s1327 10019 1 31 27756 2448 40 34 66 1 Mengengewichtetes Mittel des Anteils an der Gesamterzeugung in allen L ndern WNHNEFNHANNH HL Tab 1 1 Weltweite Kernenergienutzung im Jahre 2000 IAEA Status Report 2000 vorstehend beschriebene politische Investitionsrisiko entf llt oder zumindest um Gr enanordnungen geringer ist Damit ist die Kernenergie infolge der Wachstums und Bedarfsprognosen aus zur ckliegenden Jahrzehnten die seinerzeit ma geblich zur Entwicklung der Kernenergie beigetragen haben nun da diese Prognosen nach unten korrigiert werden mu ten in vielen Industriestaaten in eine wirtschaftlich schwierige Lage geraten Durch die weltweit zunehmende ffnung von M rkten wird die Wettbewerbssituation auch auf dem Energiesektor weiter versch rft Es wird nach Einsparungs m glichkeiten gesucht und dabei werden die Ausgaben f r die Sicherheit nicht ausgespart Notwendigkeit Umfang und H ufigkeit von vorbeugender Instand haltung von Inspektionsprogrammen und regelm igen Pr fungen werden kritisch berpr ft Nicht nur Betreiber von Kernkraftwerken oder von Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs sondern auch die f r atomrechtliche Genehmigung und Aufsicht zust ndigen Beh rden befinden sich durch die politisch gewollte Verschlankung der Einrichtung
111. erne Kosten je kWh 4 3 Pf Studie f r BMWi Krebstote 1 7 Mio Strahlungsgesch digte 0 77 Mio Gau H ufigkeit 1 Mal in 1666 Jahren bei 20 Reaktoren Quellen Prognos Studie 1992 Ewers Rennings 1991 Voss et al 1990 Hohmeyer 1989 Tab 3 1 bersicht ber Super GAU Kostenrechnungen aus CON 93 32 Tabelle 3 Super Gau Kostenrechnung fiir Deutschland 1989 nach Ewers und Rennings 1991 Parameter Aktivit tsfreisetzung Tschernobyl 3 5 des Inventars Freisetzungsrate in Deutschland Biblis Referenz 240 Mio Pers rem 2 480 Mio Pers rem Bev lkerungsdichtefaktor Dichte um deutsche Kernkraftwerke etwa 7 Tschernobyldichte 250 EW km zu 35 EW km Krebsrisiko Risikokoeffizient der Internationalen Strahlenschutzkommission ICRP 500 t dliche Krebsf lle je 1 Mio Pers rem 230 nicht t dliche Krebsfalie je 1 Mio Pers rem Kostens tze 6 Mio DM je t dlichem Krebsfall Ottinger USA 1990 0 5 Mio DM je nicht t dlichem Krebsfall Hohmeyer 1989 Super Gau Wahrscheinlichkeit 1 33 300 Jahre je Reaktor It GRS 1989 Bei 20 Reaktoren in 1989 ergibt sich eine Kernschmelze alle 1666 Jahre Wahrscheinlichkeit 6 10 Kernkraftwerks Jahresstromer zeugung 1989 149 TWh aus 20 KKW Berechnung vgl Tab 1 1 Externe Gesamtkosten a Personensch den rd 10 5 Bill DM Davon Todesf lle 240 Mio Pers rem 2 7 500 je Mio Pers rem 6 Mio DM 10 08 Bill DM Krankheitsfalle 240 Mio Pers
112. ersuchungen neue Impulse f r die Energie und Umweltpolitik Diese resultieren aus der Identifizierung von Problembereichen wie z B die Feinstaubbelastung aus Informationen zur Festlegung von Umweltabgaben und steuern und zur St tzung von Kosten Nutzen Analysen f r umweltpolitische Ma nahmen Zahlreiche bestehende Wissensl cken die zu den erheblichen Unsicherheiten beitragen werden erkannt und k nnen in der Folge weiter eingegrenzt werden Es sei angemerkt dass die ermittelten Ergebnisse f r die betrachteten Referenzanlagen gelten Konkrete Schritte im Hinblick auf die Ermittlung globaler Ergebnisse sind nicht zu erkennen 3 4 Zielgr en der vorliegenden Arbeit Die vorliegende Arbeit hat zum Ziel f r die weltweite Gesamtheit der kerntechnischen Anlagen also insbesondere f r die Kernkraftwerke und die Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs die Wahrscheinlichkeit fur das Eintreten von Unf llen zum derzeitigen Zeitpunkt zu ermitteln und f r einen Zeitraum von etwa drei Jahrzehnten bis dahin werden berwiegend neue Anlagen insbesondere 34 fortschrittliche unfallfreie Reaktoren den gegenwartigen Bestand ersetzt haben den voraussichtlichen zeitlichen Verlauf dieser Wahrscheinlichkeit mit dem unvermeidlichen zugeh rigen Unsicherheitskorridor zu ermitteln Dies verlangt zun chst eine Kl rung des Unfallbegriffs der im folgenden Unterkapitel ber die Festlegungen zu Ereigniskategorien der INES Skala des
113. es Sicherheitsbeh lters Tab 4 1 Ausl sende Ereignisse und H ufigkeiten aus der SWR Sicherheitsana lyse nach GRS 92 54 55 Erwartungswert der Haufigkeit 1 a Lecks au erhalb des Sicherheitsbeh lters LA1 RL Kleines Leck Speisewasserleitung 5 150 cm 9 1 10 LA3 RL Gro es Leck Speisewasserleitung gt 300 cm 3 5 10 LA1 FD Kleines Leck Frischdampfleitung 5 50 cm 2 9 10 LA2 FD Mittleres Leck Frischdampfleitung 5 300 cm 4 3 10 LA3 FD GroBes Leck Frischdampfleitung gt 500 cm Lecks in AnschluBleitungen an den Reaktork hlkreislauf nicht ermittelt au erhalb der Absperrarmaturen Anlageninterne berflutung Leck des Nebenk hlwassersystems im Reaktorgeb ude mit berflutung von Sicherheitssystemen lt 10 Brand LI Transienten durch Brand im Sicherheitsbeh lter Erdbeben Lecks in den Frischdampfleitungen au erhalb des Sicher heitsbeh lters durch erdbebenbedingten Einsturz des Maschi nenhauses lt 2 4 10 Erdbebeninduzierte Transienten und K hlmittelverlustst rf lle innerhalb des Sicherheitsbeh lters lt 6 10 Flugzeugabsturz mit Durchdringung des Reaktorgebaudes 107 Ereignisse verursacht durch Hochwasser Explosionsdruck welle und Einwirkungen vom Nachbarblock lt Tab 4 1 ff Ausl sende Ereignisse und H ufigkeiten aus der SWR Sicherheitsana lyse Fortsetzung nach GRS 92 Bezeichnung Sonstige 56 TRANSIENTEN Ausl
114. etet Stand und Tendenzen dieser Entwicklung sollen mit dem vorliegenden Bericht erfa t werden 2 3 4 Ergebnisse der PSA und ihre Bewertung In der PSA werden f r die Sicherheit relevante Ereignisablaufe und das Ineinander greifen der Sicherheitssysteme f r eine Gesamtanlage modelliert Wichtige Ergeb nisgr en beziehen sich demgem nicht allein auf die Zuverl ssigkeit einzelner technischer Systeme oder Komponenten die wie in Kapitel 2 2 ausgef hrt bereits Gegenstand von Sicherheitsanforderungen des technischen Regelwerks oder anderer technischer oder rechtlicher Bestimmungen sind sondern auf das Verhalten der Gesamtanlage Die wichtigsten dieser integralen Ergebnisgr en sind Gesamth ufigkeit von Gefahrdungszustanden d h derjenigen Zust nde die sich ohne Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes in Kernschadenszust nde weiterentwickeln Gesamthaufigkeit von Kernsch den H ufigkeit von unfallbedingten Aktivit tsfreisetzungen H ufigkeit der sogenannten gro en Freisetzung wobei letztere in un terschiedlicher Weise als das berschreiten einer vorgegebenen effektiven Aktivit tsfreisetzung definiert wird die au erhalb der Anlage kurzfristig Ma nah men des Notfallschutzes erforderlich macht typische Definition 0 1 des Kerninventars an Spaltprodukten H ufigkeit von unfallbedingten Sch den bzw Expositionen Die IAEA hat in ihrem Dokument INSAG 3 INS 88 grundlegende Sic
115. ezieht sich in dieser Form nur auf deterministische Strahlensch den d h auf fr he Strahlenwirkungen mit Todesfolge Bei den Berechnungen bleiben schadensmindernde Ma nahmen unbe r cksichtigt Obwohl in den Niederlanden nach der Abschaltung des Reaktors Dodewaard die Kernenergie mit nur einem in Betrieb befindlichen Kernkraftwerk und einem nuklearen Anteil von ca 4 an der Stromerzeugung eine vergleichsweise geringe wirtschaftliche Bedeutung hat wird die PSA in erheblichem Umfang genutzt F r das mit einem Siemens KWU Druckwasserreaktor ausger stete Kernkraftwerk Borssele liegt eine PSA der Stufe 1 vor die im Sinne der Living PSA st ndig aktualisiert wird Eine PSA der Stufe 3 wird derzeit durchgef hrt Auch f r die Errichtung neuer Anlagen wird im Genehmigungsverfahren eine PSA der Stufe 3 gefordert Ein beh rdlicher Leitfaden f r die PSA Durchf hrung HPP 95 der in enger Anlehnung an das IAEA Dokument Safety Series No 50 P 4 IAE 93 entwickelt wurde liegt vor F r die Sicherheits berpr fung von Kernkraftwerken wurden aus der 0 9 Risikobe grenzung Kriterien f r die Beurteilung von PSA Ergebnissen hergeleitet Konkret ist eine Begrenzung der Kernschadensh ufigkeit auf 10 a nachzuweisen die H ufig keit gro er Freisetzungen darf 10 a nicht berschreiten VER 93 VER 93A 125 Die durchgef hrten PSA zeigen da die Risiken f r die Bev lkerung im Vergleich zu sonstigen zivilisatorischen Risiken
116. failprozeduren o Bleed amp Feed sek u prim Praventive NM o Schutzzielorient BHB Beherrschung ATWS FLAB Risikominderung Auslegungsdberschreitende Ereignisse Risikominderung Auslegungsst rf lle o Reaktorschutz Aktuera o Sicherheitssysteme 3 Genehmigungs o ContainmenteinschiuB anforderung Betriebsst rungen o inh rent sichere Auslegung o Verriegelung Begrenzungsystem Normalbetrieb o Qualit tssicherung o Personalqualifikation o Automation Ma nahmen zu Notfallschutz Konvoi Betriebsgen fo 3 E 6 a Sicher z Anlagen Zustand heits o Ma nahmen NM Notfallma nahmen Abb 4 4 DWR 1400 MWe Konvoi Typ Mehrstufiges gestaffeltes Sicherheitskonzept nach FAB 92 Die Erweiterung der Konvoi Technik durch die AM Ma nahmen zeigt sehr anschaulich da selbst an den zuletzt in Betrieb gegangenen Anlagen bei denen die Sicherheitstechnik schon weitgehend optimiert ausgef hrt ist Erkenntnisse aus probabilistischen Sicherheitsanalysen eine nochmalige Verbesserung erm glichten und somit die Rolle der PSA als Treiber f r sinnvolle sicherheitstechnische Weiterentwicklungen best tigen In einem Konferenzbeitrag zur Jahrestagung Kerntechnik 1998 f hren Fabian und Wenzel aus wie f r die sieben 1300 1400 MWe DWR Anlagen vom Typ Konvoi bzw Vorkonvoi ausgehend von einem einheitlichen Grundmodell anlagenspezifische PSA erstellt wurden
117. ft Tolerability of Risk from Nuclear Power Stations HSE 88 herausgegeben Im Jahre 1992 wurden die in dieser Unterlage gemachten Vorschl ge als Safety Assessment Principles for Nuclear Power Plants HSE 92 zu formellen Anforderungen erhoben Hervorzuheben ist da in den Safety Assessment Principles der Aufsichtsbeh rde Nuclear Installations Inspectorate NII quantitative probabilistische Sicherheitsziele vorgegeben sind Diese haben wiederum den Charakter von Dosis H ufigkeitskur ven wobei analog zu Abb 6 1 neben der eigentlichen Grenzkurve ein Bereich ausgewiesen wird in welchem eine Risikooptimierung vorzunehmen ist Abb 6 2 F r jeden Dosisbereich gibt es eine maximal zul ssige H ufigkeit den Grundlegenden Sicherheitsgrenzwert Basis Safety Limit BSL Anzustreben ist das deutlich unterhalb dieses Wertes liegende sogenannte grundlegende Sicherheitsziel Basic Safety Objective BSO Es sei darauf hingewiesen da diese Kriterien nicht nur f r Kernkraftwerke sondern auch f r andere kerntechnische Anlagen gelten Aus diesen bergeordneten Kriterien werden f r Reaktoren obere Schranken f r die H ufigkeit von Kernsch den abgeleitet Sie darf in keinem Fall gr er als 10a sein liegt sie darunter aber oberhalb von 10 Va so besteht das Erfordernis der Optimierung Es resultieren auch Vorgaben bez glich der H ufigkeit gro er Freisetzungen Abbildung 6 2 Unzul ssig sind Werte oberhalb von 1
118. gendes zu beachten Die Dosis Wahrscheinlichkeits Verteilungen beziehen sich auf das gesamte R ckf hrungsvolumen der verglasten 120 Waggons und bituminierten 360 Waggons radioaktiven Wiederaufarbeitungsabf lle Nach den vorliegenden Unfallstatistiken der Deutschen Bahn AG und der franz sischen Staatsbahn f r den Schieneng terverkehr ist die Wahrscheinlich keit P f r eine unfallbedingte Besch digung Schaden gr er als DM 3000 mindestens eines Abfallwaggons etwa 0 016 P 1 64 Mit anderen Worten Bei der Bef rderung der 64 fachen Abfallmenge also statt 480 Wagenladungen etwa 31 000 Wagenladungen ist mit einem Unfallereignis zu rechnen bei dem min destens ein Abfallwaggon oberhalb der Bagatellgrenze von DM 3000 besch digt wird Ein Unfall mit einer Besch digung eines Abfallwaggons ist jedoch und dies gilt besonders f r die hier betrachteten Abfalltransportbeh lter keinesfalls gleichbe deutend mit einer radioaktiven Freisetzung in die Umgebung Eine solche Frei 87 EEE EEE TER TEE IT TE 2 1 Wahrscheinlichkeit bezogen auf das 5 Gesamttransportvolumen e 120 Wagenladungen verglaste Abf lle 0 1 H 360 Wagenladungen bituminierte Abf lle a in Nat rliche j hrliche 0 01 4 Strahlenexposition 0 001 Wahrscheinlichkeit P f r Individualosen gt D 1 0E 6 1 0E 7 1 0E 7 1 0E 6 1 0E 5 1 0E 4 0 001 0 01 0 1 Eitektive Dosis D Sv Alla Expositionspfade keine Gegen
119. gering und die niederl ndischen Risikokriterien von dem am Standort Borssele in Betrieb befindlichen Druckwasserreaktor deutscher Bauart zweifelsfrei erf llt sind EEN 95 Die niederl ndische Vorgehensweise behandelt das Risiko durch die Kerntechnik in der gleichen Art und Weise wie im Fall nichtnuklearer Einrichtungen wie z B bei Chemieanlagen oder Flugpl tzen Hierdurch wird eine objektive Beurteilung techni scher Risiken erreicht In einem Beitrag zur Tagung ESREL 96 im Juni 1996 in Kreta VRI 96 wird eine m gliche Erweiterung des Konzepts der individuellen und kollektiven Risikobegrenzung in den Niederlanden diskutiert Anwendungen auf Flugh fen den Stra enverkehr und den Transport gef hrlicher G ter weisen h ufig in v lligem Gegensatz zu ihrer hohen ffentlichen Akzeptanz im Vergleich zur Kerntechnik berraschend hohe Risikokennzahlen aus 10 107 107 S nicht akzeptabel 8 40 H a 8 210 3 Ka 15 9 akzeptabel 11 10 12 10 10 10 10 10 10 Unfallbedingte Todesf lle Abb 6 1 Begrenzung des kollektiven Risikos f r Industrieanlagen in den Nieder landen DGA 89 dargestellt ist die Unfallh ufigkeit als Funktion der Zahl der unfallbedingten Todesf lle 126 6 2 Gro britannien Im Nachgang zur Anh rung im Zuge der Errichtung des ersten britischen DWR Kernkraftwerks Sizewell B hat die zust ndige Genehmigungsbeh rde U K Health and Safety Executive die Schri
120. gte sich da eine Verbesserung der Nachw rmeabfuhr durch ein zus tzliches System ZUNA die erwartete H ufigkeit der Gef hrdungszust nde von ca 5 5 10 a um eine Gr enordnung reduziert Dieses System wurde ein Beispiel f r die dritte Kategorie nachger stet Eine der wichtigsten Konsequenzen aus der DRS B war die Entwicklung von Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes zur Minderung des verbleibenden Risikos schwerer St r und Unf lle Man unterscheidet pr ventive Ma nahmen die als vierte Barriere im Rahmen des in der Tiefe gestaffelten Sicherheitskonzeptes angesehen werden k nnen von schadenseind mmenden Ma nahmen die bei eingetretenem Kernschaden die Auswirkungen in der Anlage aber insbesondere auch in der Umgebung begrenzen sollen Folgende Beispiele f r AM Ma nahmen wie sie in deutschen Kernkraftwerken realisiert wurden seien genannt 22 Filterung der Wartenzuluft und Uberdruckhaltung in der Warte zur Verhinderung eventueller Raumluftkontamination Erweiterung der Einspeisem glichkeiten von K hlmittel in den Reaktor Druckbeh lter von SWR im Notstromfall Feuerl schsystem Trinkwasser Anschlu einer mobilen Pumpe Entwicklung der zugeh rigen Prozeduren Gefilterte Druckentlastung des Containments zur Druckbegrenzung und damit wirksamen Vermeidung eines katastrophalen Versagens des Sicherheitsein schlusses Inertisierung der SWR Containments der Baulinie 69 bzw de
121. h wiederkehrender Pr fungen technischer Spezifikationen und Inspektionen 131 Literatur zu Kapitel 6 BER 96 DGA 89 DIN 94 EEN 95 HER 94 HSE 88 HSE 92 INS 88 Berg H P G rtz R Schaefer T Schott H Quantitative probabilistische Sicherheitskriterien fur Genehmigung und Betrieb kerntechnischer Anlagen Status und Entwicklung BfS KT 15 96 Directorate General for Environmental Protection at the Ministry of Housing Land Use Planning and Environment Premises for Risk Management Risk Limits in the Content of Environmental Policy Annex to the Dutch National Environmental Policy Plan Kiezen of Verliezen to Choose or to Lose Second Chamber of the States General 1988 89 session 21137 nos 1 2 Dingman S E et al Core Damage Frequency Observations and Insights of LWRs Based on the IPE s Proceedings of the USNRC 22nd Water Reactor Safety Information Meeting Volume 1 NUREG CP 0140 p 227 held at Bethesda Maryland October 24 26 1994 Eendebak B The Use of Probabilistic Safety Assessments for Operating Nuclear Power Plants Fourth Annual Two Day Conference on PSA in the Nuclear Industry 29 30 November 1995 London Herttrich M Die Bedeutung der PSA f r Sicherheitsvorsorge und Risikokontrolle Internationale Entwicklungen Beitrag zum BfS KT KTA Winterseminar BfS KT 8 94 Salzgitter 20 21 Januar 1994 Health amp Safety Executive The Tolerability
122. h die Eiskondensator Sicherheitsbeh lter mit Stahlschalenkonstruktion als weniger widerstandsf hig als die gro en trockenen Sicherheitsbeh lter 64 Anlage Land Typ Level Anlagen Ausl sende zust nde Ereignisse Surry USA 780 3 Vollast interne einige externe Biblis B 1 300 2 Vollast interne und externe tee Gm 3 imeme ar einige externe interne ne Gundremmingen D interne Tab 4 3 Charakteristiken der ausgewerteten PSA nach WER 95 65 Bedeutende Beitr ge zu fr hen massiven Freisetzungen kommen auch von den als Sicherheitsbeh lter Bypass Sequenzen bekannten St rfallabl ufen bei denen die Barriere Prim rkreis Sekund rkreis durchbrochen wird Dies betrifft haupts chlich den Dampferzeuger Heizrohrbruch In den deutschen Kernkraftwerken wurde auf der Grundlage einer Empfehlung der RSK aus dem Jahre 1988 nicht zuletzt vor dem Hintergrund des Reaktorunfalls in Tschernobyl die Einf hrung von Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes als einer vierten Ebene des in die Tiefe gestaffelten Schutzkonzeptes durchgef hrt siehe auch Abschnitt 2 3 5 In Verbindung mit der Integrit t des Containments f r DWR Anlagen sind insbesondere Ma nahmen zur Vermeidung von Wasserstoffexplosionen die aus der Zirkon Wasser Reaktion bei Unf llen entstehen k nnen und des berdruckbedingten Containmentversagens infolge einer m glichen Spaltproduktfreisetzung im Sicherheitsbeh lter zu nennen Ein
123. herheitsanalyse f r Siedewasserreaktoren Zusammenfassende Darstellung GRS 95 November 1992 ISBN 3 923875 45 2 H rtner H von Linden J Die probabilistische Sicherheitsanalyse im deutschen Genehmigungsver fahren und die probabilistischen Sicherheitsziele in den USA GRS A 761 April 1983 Internationale L nderkommission Kerntechnik ILK Empfehlungen zur Nutzung von Probabilistischen Sicherheits analysen im atomrechtlichen Genehmigungs und Aufsichtsverfahren ILK 04 D E Mai 2001 International Nuclear Safety Advisory Group Basic Safety Principles of Nuclear Power Plants International Atomic Energy Agency Safety Series No 75 INSAG 3 Vienna 1988 Rasmussen N C Reactor Safety Study An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plants WASH 1400 NUREG 75 U S Nuclear Regulatory Commission Washington D C October 1975 Remick F How to Spend Wisely International Proceedings of the Topical Meeting PSA 93 Clearwater Beach Florida USA 26 29 Januar 1993 Vol 1 p 3 RSK 84 RSK 88 RSK 95 SCH 95 SFL 83 VER 01 WEI 72 25 Reaktor Sicherheitskommission RSK Leitlinien f r Druckwasserreaktoren 3 Ausgabe vom 14 Oktober 1981 Bundesanzeiger Nr 69 vom 14 04 1982 mit Ber cksichtigung der Anderungen gem Bundesanzei ger Nr 106 vom 10 Juni 1983 und Bundesanzeiger Nr 104 vom 5 Juni 1984 Empfehlung der Reaktor Sicherheitskommission RSK
124. herheitskriterien f r Kernkraftwerke ver ffentlicht die zum Teil den Charakter quantitativer probabilistischer Kriterien haben U a wird empfohlen die Wahrscheinlichkeit schwerer Kernsch den soll f r bestehende Anlagen 10 pro Jahr nicht berschreiten f r zu errichtende Anlagen soll diese Grenze bei 10 pro Jahr liegen und die Wahrscheinlichkeit gro er Freisetzungen mit signifikaten Sch den in der Umgebung soll gegen ber den vorgenannten Werten unter Ber cksichtigung von Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes mindestens um einen Faktor 10 geringer sein 17 Die o g Ergebnisgr en der PSA stehen zur Sicherheitsbeurteilung kerntechnischer Anlagen zur Verf gung Sie lassen sich in Verbindung mit den Kenngr en der deterministischen Analyse nutzen wobei sehr unterschiedliche Strategien Anwendung finden Die folgenden Grundmuster lassen sich unterscheiden 1 Die Ergebnisse der PSA k nnen ohne jede nderung der bestehenden Bestim mungen und des technischen Regelwerks als zus tzliche Information genutzt werden die bei den zu treffenden Entscheidungen auf Errichter Betreiber Sachverst ndigen und Beh rdenebene jeweils angemessen ber cksichtigt wird 2 Es werden zus tzlich zu bestehenden Bestimmungen und technischen Regeln Forderungen eingef hrt die sich auf die quantitativen Ergebnisse der PSA beziehen Beispiel Die H ufigkeit von Kernsch den darf einen vorgegebenen Wert nicht berschreiten
125. ichende Schadensvorsorge nach dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik getroffen wurde oder ob gegebenenfalls Sicherheitsverbesserungen durchzuf hren sind Die wesentlichen Bestandteile der PSU sind eine deterministische Sicherheitsstatusanalyse eine PSA der Stufe 1 und eine Sicherungsanalyse in der die getroffene Vorsorge gegen vors tzliche St rma nahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter berpr ft wird Die im Oktober 1999 gegr ndete Internationale L nderkommission Kerntechnik ILK der Bundesl nder Baden W rttemberg Bayern und Hessen hat sich ausgiebig mit der internationalen Anwendung probabilistischer Sicherheitsanalysen befa t und auf ihrer 11 Sitzung am 25 Mai 2001 in Stockholm eine detaillierte Empfehlung zur Nutzung von probabilistischen Sicherheitsanalysen in atomrechtlichen Geneh migungs und Aufsichtsverfahren verabschiedet Daraus sollen folgende Kerns tze hervorgehoben werden ILK 01 Die ILK ist davon Uberzeugt dass die PSA mittlerweile einen Reifegrad erreicht hat der gestattet sie fur MaBnahmen und Entscheidungen im atomrechtliichen Genehmigungs und Aufsichtsverfahren erg nzend zu nutzen Sie kann wertvolle Erkenntnisse zur Effizienz geplanter Anderungsma nahmen liefern sie hilft m glicherweise verbliebene Schwachstellen zu identifizieren und schafft Voraussetzungen f r die vergleichende Bewertung der integral erreichten Sicherheit Die ILK weist darauf hin dass aus einer
126. ichnen sein werden Allerdings bewegt sich das verbleibende Risiko hierf r immer noch in einem Bereich in dem von einem Ausschlu derartiger Ereignisse keine Rede sein kann Wenn weltweit weitere Sicherheitsverbesserungen insbesondere bei den Anlagen die dem aktuellen Stand der Schadensvorsorge nicht in vollem Umfang entsprechen unterbleiben oder eingeschr nkt werden oder wenn gar durch Alterungseffekte und ung nstigere wirtschaftliche Randbedingungen eine Verschlechterung des Sicherheitsniveaus eintritt wird diese Prognose nicht zu halten sein 5 4 2 Unsicherheitssch tzung Im vorausgegangenen Abschnitt wurden Einzelparameter variiert um sensitive Ab h ngigkeiten erkennen zu k nnen In Erg nzung dazu soll eine Unsicherheitsab sch tzung vorgenommen werden die auf folgenden einfachen Annahmen beruht e Die Modellparameter sind unkorreliert e Die Modellparameter sind in den bei der Sensitivit tsanalyse verwendeten Varia tionsbereichen logarithmisch gleichverteilt Diese Betrachtung auf der Grundlage der genannten ad hoc Annahmen soll in Erg nzung zu den Einzelparametervariationen zur Kl rung der Frage beitragen ob Kombinationen von Einzelparametern die Zielgr en signifikant beeinflussen k nnen Tabelle 5 3 zeigt dass dies nicht zu erwarten ist 110 Variierter Beschreibung der Parameter Anderung gegenuber dem Basisszenario Ji995 0 01 Globales Risiko 1990 geringer Q1995 0 20 Globales Risiko
127. ie bereits im Konzept mit westlicher Technik u a Westinghouse Eiskondensator Containment nachger stet wurde stellt die Kernschadensh ufigkeit aus dem Jahre 1989 einen durchaus beunruhigenden Querverweis auf die Problematik vergleichbarer Anlagen in den Staaten Mittel und Osteuropas dar In diesem Zusammenhang wird die Bedeutung der Unterst tzung westlicher Staaten f r die Verbesserung der kerntechnischen Sicherheit in den L ndern des ehemaligen Ostblocks deutlich Ein berblick ber die Ma nahmen des Bundesministeriums f r Umwelt Naturschutz und Reaktorsicherheit ist in der Ver ffentlichung von Gelfort et al GEL 96 dargelegt Abbildung 4 8 belegt wiederum die Rolle der PSA als Treiber f r laufende Sicherheitsverbesserungen Diese Funktion der PSA ist gegen ber der Erstellung einer Risiko Momentaufnahme umfassender und bedeutsamer sie entfaltet ihre eigentliche Wirkung als Living PSA 4 2 5 7 PSA der Stufe 3 f r die Anlage Sizewell B In einem Beitrag f r die Conference on Thermal Reactor Safety Assessment der British Nuclear Energy Society im Jahre 1995 legen Ross und Dawson dar welch umfangreiche PSA im Rahmen des Genehmigungsverfahrens f r die erste britische DWR Anlage Sizewell B durchgef hrt wurde ROS 94 Der regulatorische Hintergrund der eine Risikoquantifizierung fordert ist in Kapitel 6 dargestellt Die PSA umfa t demzufolge die Stufen 1 2 und 3 Es wurden nicht nur Freisetzungen aus
128. igkeitswerte k nnen als Richtwerte f r die Bewertung der probabilistischen Ergebnisse herangezogen werden F r den Vergleich der H ufigkeiten sind die in der Analyse ermittelten Punktwerte bezogen auf die Gef hrdungszust nde heranzuziehen Dar ber hinaus sind Erwartungswerte unter Zugrundelegung von Unsicherheitsanalysen in die Bewertung mit einzubeziehen Die Bewertung der H ufigkeiten von Anlagenzust nden mit fr hzeitig hoher Aktivit tsfreisetzung kann unter Ber cksichtigung von Notfallma nahmen vorgenommen werden 1998 wurde zus tzlich der Leitfaden Sicherungsanalyse BMU 98 verabschiedet und im Bundesanzeiger ver ffentlicht Hierin werden die Anforderungen f r den Schutz der Anlage gegen St rma nahmen und sonstige Einwirkungen Dritter Sabotage Terrorismus etc konkretisiert 2 3 5 Erkenntnisse aus der PSA und abgeleitete Sicherheitsverbesserungen 21 Es wurde bereits dargelegt da die PSA in erster Linie eine quantitative Beurteilung der Ausgewogenheit der Auslegung und des Sicherheitskonzeptes sowie die Ermitt lung diesbez glicher Schwachstellen erm glicht weiterhin wird das Sicherheitsni veau quantifizierbar Inzwischen hat es weltweit aber auch in Deutschland zahlreiche Entscheidungen zur Durchf hrung von Sicherheitsverbesserungen gegeben f r die aus PSA gewonnene Erkenntnisse mitbestimmend oder sogar ausschlaggebend waren Bei der Diskussion derartiger Fallbeispiele ist jedoch immer im Auge zu
129. ik Regelwerk Technische Akademie Wuppertal Verlag T V Rheinland 1992 ISBN 3 8249 0008 4 GRS 92 KLO 97 LAN 91 LEG 78 MOT 95 NEA 93 RIT 96 ROS 94 92 Kersting E von Linden J M ller Ecker D Werner W Sicherheitsanalyse f r Siedewasserreaktoren Zusammenfassende Darstellung GRS 95 November 1992 ISBN 3 923875 45 2 Klonk H Weil L Der Leitfaden Stillegung Eine Erleichterung f r die Praxis atw Internationale Zeitschrift f r Kernenergie Juli 1997 S 447 450 ISSN 1431 5254 Lange F Gr ndler D Schwarz G Transportstudie Konrad Sicherheitsanalyse des Transports radioaktiver Abf lle zum Endlager Konrad GRS 84 Juli 1991 ISBN 3 923875 34 7 Legeay A J 1978 Handling of UFs in the United States Gaseous Diffusion Plants OECD NEA CSNI Specialist Meeting on the Safety Problems Associated with the Handling and Storage of UF 6 June 1978 Motzkus K H Weil L Decommissioning Russian Type Power Plants in Eastern Germany Conceptions and Experience CONF 950917 Fifth International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation ICEM 95 Berlin Germany 3 9 September 1995 Proceedings Volume 2 Management of Low Level Waste and Remediation of Contaminated Sites and Facilities New York NY American Society of Mechanical Engineers ISBN 0 7918 1219 7 OECD Nuclear Energy Agency The Safety of the Nuclear Fu
130. ionen vom 20 Oktober 1982 Bundesanzeiger Nr 6 a vom 11 01 1983 Bundesministerium f r Umwelt Naturschutz und Reaktorsicherheit Bekanntmachung der Leitf den zur Durchf hrung von Periodischen Sicherheits berpr fungen PSU f r Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland vom 18 August 1997 Bundesanzeiger Nr 232a vom 11 Dezember 1997 Bundesministerium f r Umwelt Naturschutz und Reaktorsicherheit Leitfaden deterministische Sicherungsanalyse Bekanntmachung vom 25 Juni 1998 Bundesanzeiger Nr 153 vom 19 August 1998 Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse f r Kernkraftwerke Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse f r Kernkraftwerke Dezember 1996 BfS KT 16 97 24 FAK 97B Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse fur Kernkraftwerke GAS 89 GRS 92 H R 83 ILK 01 INS 88 RAS 75 REM 93 Daten zur Quantifizierung von Ereignisablaufdiagrammen und Fehler b umen April 1997 BfS KT 18 97 Salzgitter 1997 Gast K Herttrich P M Weil L Regulation and Organization of Nuclear Safety in the Federal Republic of Germany IAEA SM 307 36 Regulatory Practices and Safety Standards for Nuclear Power Plants Proceedings of an International Symposium Jointly Organized by the Federal Republic of Germany IAEA and NEA of OECD and Held in Munich 7 10 November 1988 ISBN 92 0 020389 2 Kersting E von Linden J M ller Ecker D Werner W Sic
131. ir zur K hlung und zum Binden gas bzw aerosolf rmiger Spaltprodukte geflutet werden kann Dieser Corecatcher ist in Abbildung 5 7A dargestellt Man erkennt im Ausbreitungsraum die keramische Schutzschicht die ein Eindringen der Schmelze in den Bodenbereich verhindert bevor durch eine passive Flutung die K hlung der Schmelze eingeleitet wird die sp ter von Containmentk hlsystemen bernommen wird Wichtige Merkmale dieses DWR Konzepts mit einer elektrischen Leistung von 1500 1600 MW sind neben dem wassergek hlten Corecatcher ein doppelschaliges passiv gek hltes Reaktorschutzgebaude und die Verbesserung der Nachw rmeabfuhr KUG 96 Die aus 7 2a des geltenden deutschen Atomgesetzes abgeleiteten Nachweisforderungen umfassen die Wirkung des Corecatchers die Beherrschung von Wasserstoff im RSG die Beherrschung des Hochdruckpfades Vermeidung von Dampfexplosionen Beherrschung des Beh lterberstens und weitestgehende Dichtheitsanforderungen cc m N x 5 m N So Sear N E 2 N AA MA LAT i 2 s Dam 9 3 HAAD i 5 N E 22 MT kn 3 yf 3 2 e III a 5 INN gt RITT A r ith j H f N i BS lt Se N Vo pL LIE LL I D 5 f E Pearman E 3 i I AE ee 5 u ll NN H N SEEN 2 o Ny 1 Cra FE 3 5 N Ss H en a N t Nu i 2 Ten Te sg a ane ee Pa Ite a RT EE Aa fe ll Bl E v N 25 di _
132. irkungen wird man so auf eine Unterscheidung der Einschlu phase und der Beseitigungsphase gef hrt W hrend des Einschlusses sind innere Einwirkungen welche zu einer Zerst rung der Barrieren f hren k nnen als sehr unwahrscheinlich anzusehen Bei Demontage und Abbauma nahmen ist eine Entfernung bzw Zerst rung der Barrieren unvermeidlich wobei diese dann falls erforderlich tempor r durch andere z B Schutzzelte ersetzt werden m ssen Aus dem Vorstehenden ergibt sich folgende Gesamtbewertung Das Gef hrdungspotential einer stillgelegten kerntechnischen Anlage ist in der Regel um mehrere Gr enordnungen geringer als das w hrend des Betriebs Entscheidende Voraussetzung hierf r ist jedoch der Abtransport der Brennele mente Es kann daraus jedoch nicht geschlossen werden da ein stillgelegtes Kern kraftwerk keinerlei Risiko f r die Umgebung darstellt Das verbleibende Risiko ist typisch f r den Umgang mit radioaktiven Stoffen Zu Freisetzungen kann es insbesondere kommen wenn das Barrierensystem zur R ckhaltung von Radionukliden beeintr chtigt wird Damit kommt den Phasen aktiver Stillegungst tigkeit in erster Linie im Falle von Abbauma nahmen besondere Bedeutung zu da hier in das Barrieresystem eingegriffen wird Im folgenden wird das Spektrum m glicher St rf lle in stillgelegten kerntechnischen Anlagen konkretisiert 4 2 9 2 St rf lle bei Stillegung und Abbau Die in einer stillgelegten Anlage de
133. isch einigen hundert bis einigen tausend TBq Jod 131 entspricht Ein satz einzelner Katastrophenschutzma nahmen erforderlich um die Wahr scheinlichkeit von Gesundheltssch den zu verringern Schwere radiologische Sch den an der Anlage z B schwere Sch den am Reaktorkern mechanische Zerst nung oder Kernschmelzen oder vergleich bare Sch den in anderen kemtechnischen Einrichtungen Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung weiche bei den am st rk sten betroffenen Personen au erhalb der Anlage zu einer Strahlenexposition SCHWERER UNFALL Kyshtym Wiederauf ERNSTER UNFALL Verzehrbeschr nkungen Begrenzte radiologische Sch den an der Anlage z B begrenzte Sch den am Reaktorkern mechanische Zerst rung oder Kernschmelzen oder v r gleichbare Sch den In anderen kerntechnischen Einrichtungen Strahlenexposition des Personals mit hoher Wahrscheinlichkeit f r fr hzeiti ge Todesfolge Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung welche bei den am st rk sten betroffenen Personen au erhalb der Anlage zu einer Strahienexposition von einigen zehnte Millisievert f hrt Schutzma nahmen au erhalb der Anla ge wahrscheinlich nicht erforderlich Technische Ausf lle oder Bedienungstehler mit der Folge einer Strahlenex position beim Personal mit akuten Gesundheitssch den oder mit der Folge von schweren Kontaminationen z B Freisetzung von
134. islauf 100 vor Einschlu 101 L Risiko Einhillende Mischoxid Brennstoff Kernkraftwerk 10 2 herstellung Risiko Einh llende 105 Fi 10 6 F MAT 108 F 10 9 10 10 41 7 Durchschnitt N 42 L Uranerzbergbau 10 LWR 10 und Aufbereitung 10 13 Ank 1 t a BEER 10 14 L l 1 3 S EEE 1 1 ES S 106 104 102 100 x 104 103 101 101 103 x 107 Wahrscheinlichkeit YGWe Jahr f r gr er oder gleich x Wahrscheinlichkeit GWe Jahr f r gr er oder gleich x Gesamtzahl der Spatschaden em 50 Jahre Folgedosis f r den Ganzk rper in Person rem Abb 4 14 Integrale Risikobetrachtungen zum Kernbrennstoffkreislauf ERD 79 89 Literatur zu Kapitel 4 BER 91 BER 93 BER 93 BFS 90 BFS 92 BRA 97 BRE 90 Berg H P Brennecke P Harnack K Die Schachtanlage Konrad als geplantes Endlager f r radioaktive Abf lle mit vernachl ssigbarer W rmeentwicklung Kernenergie 34 1991 4 S 159 Berg H P Gr ndler D Illi H Safety Assessment of a Waste Repository Using Probabilistic Methods as an Additional Tool Proceedings of the International Conference SAFEWASTE 93 Avignon 13 18 Juni 1993 S 479 Berg H P Gr ndler D Pfeiffer F Application of PSA to Final Repositories International Symposium on the Use of Probabilistic Safety Assessment for Operational Safety PSA 91 Vienna 3 7 June 1991 Proceedings IS
135. it zu Ungenauigkeiten der Ergebnisgr en die jedoch durch Unsicherheits und Sensitivit tsanalysen einer Bewertung zugef hrt werden k nnen Die USNRC geht davon aus da mit der PSA durch Quantifizierung des erreichten Sicherheitsniveaus Identifizierung von Schwachstellen im Sicherheitskonzept sowie durch Identifizierung von unn tig konservativen beh rdlichen Forderungen das gestaffelte Sicherheitskonzept gest rkt wird Bei der verst rkten Nutzung der PSA wird sich die USNRC an den folgenden Grunds tzen orientieren NRC 95 Die PSA Anwendung ist auf alle regulatorischen Bereiche zu erweitern soweit dies der aktuelle Stand hinsichtlich Daten und Methoden zul t Die deterministi 129 sche Vorgehensweise soll erganzt das Konzept des gestaffelten Sicherheits konzepts soll unterst tzt werden Die PSA und die zugeh rigen Analysen zur Unsicherheit Sensitivit t und Importanz sollen soweit es im Rahmen des aktuellen Standes praktikabel ist herangezogen werden um unn tige Konservativit ten in bestehenden Bestim mungen und NRC Praktiken abzubauen Anderungen an bestehenden Bestim mungen insbesondere zus tzliche beh rdliche Forderungen sollten durch PSA Ergebnisse gerechtfertigt werden hierf r sind Verfahren zu entwickeln Aus der PSA resultierende Bewertungen zur Unterst tzung beh rdlicher Ent scheidungen sollten m glichst realistisch sein verwendete Daten sind ffentlich zug nglich zu mache
136. itere zeitliche Entwicklung besteht in seinen wesentlichen Annahmen aus einer Verteilung der Beitr ge der etwa 490 Anlagen weltweit zu g und h auf etwa zwei Gr enordnungen sowie auf einer weiteren moderaten Verbesserung des Sicherheitsniveaus aller Anlagen das f r die sichereren Anlagen langsamer verl uft als f r die weniger sicheren Auf dieser Basis l t sich zeigen da die Wahrscheinlichkeit im Betrachtungszeitraum mindestens ein Ereignis vom Typ g zu haben zwar nicht vernachl ssigbar aber mit etwa 0 1 hinreichend klein ist Dieses Szenario kann als eine Vorgabe an die weltweite Nuklearindustrie gelesen werden Erreicht sie dieses Voranschreiten des Sicherheitsniveaus nicht so mu sie mit R ckschl gen rechnen die zus tzlich zu den unmittelbaren Unfallsch den mit u erst negativen Auswirkungen auf die allgemeine Akzeptanz der Kernenergienutzung einhergehen k nnen Auch dies wird in Kapitel 5 der vorliegenden Arbeit durch Alternativszenarien quantifiziert die ein Stagnieren bzw sogar eine Verschlechterung des Sicherheitsniveaus eines Teiles der Anlagen beinhalten 136 74 Folgerungen Die Methodik f r die Ermittlung der Wahrscheinlichkeiten von st r oder unfallbezo genen Ereignisabl ufen in kerntechnischen Anlagen ist eine Entwicklung der zur ck liegenden Jahrzehnte Heute ist die PSA ein unverzichtbarer Bestandteil der Sicher heitsbeurteilung von Kernkraftwerken Forschungsreaktore
137. ittelwert der bedingten Wahrscheinlichkeiten deutlich unter 0 5 liegt er betr gt etwa 0 2 In Tabelle 5 1 ist die bedingte Wahrscheinlichkeit f r Anlagenschadenszust nde f r weitere in TUR 00 ausgewertete PSA der Stufe 2 angegeben In diesem Falle liegt der Mittelwert bei 0 3 103 Anlage Bedingte Wahrscheinlich Bedingte Wahrscheinlich keit fur Anlagenschadens keit f r gro e Freisetzung zustand Bypass fr hes oder sp tes Containment versagen Beznau 0 32 0 07 Borssele PSA 97 0 06 0 002 Dukovany 0 38 0 089 1100 Mwe DWR Japan 0 09 Ringhals 2 0 20 Sizewell B 0 29 0 09 M hleberg 0 44 j Barseb ck 1 und 2 0 15 i Forsmark 0 02 Dodewaard 0 61 1100 Mwe SWR Japan 0 84 Tab 5 1 Bedingte Wahrscheinlichkeiten f r einen Anlagenschadenszustand und f r gro e Freisetzungen f r einige Kernkraftwerke TUR 00 keine Angaben Zu einer gro en Freisetzung die zu Ereignissen vom g Typ f hren die also den INES Stufen 6 oder 7 zugeordnet werden f hren bei weitem nicht alle Anlagenscha denszust nde sondern nur ein bestimmter Anteil F r einige der durchgef hrten PSA finden sich hierzu Angaben in TUR 00 die in Tabelle 5 1 als bedingte Wahrschein lichkeit f r gro e Freisetzungen eingetragen sind Aufgrund der unterschiedlichen Definitionen der Freisetzungskategorien in den verschiedenen Studien und der be stehenden Analyseunsiche
138. ke Deckgebirge bis kurz unter den Salzspiegel und einem umfassenden geologischen und geohydrologischen Untersuchungsprogramm Im Ergebnis wurde die Eignungsh ffigkeit best tigt es schlo sich die Erkundung unter Tage an Im Zeitraum 1986 bis 1994 wurden zwei Sch chte abgeteuft 840m bzw 930m beide Sch chte wurden in 840 m Teufe verbunden Auf dieser Erkundungssohle wurde auch unter Tage die f r ein Erkundungsbergwerk n tige Infrastruktur hergestellt deren bert gige Einrichtungen bereits parallel zum Abteufen der Sch chte errichtet worden waren 1998 wurde mit dem Auffahren eines ersten Erkundungsbereiches begonnen Dieser war bis Mitte 2000 zum gr ten Teil fertig und umfasste zu diesem Zeitpunkt einen Hohlraum von 190 000 m Dabei waren 6 5 km Strecken aufgefahren und Bohrungen mit einer L nge von insgesamt 10 000 m erstellt worden Die Erkundung zeigte dass im Inneren des Salzstocks gro e homogene Steinsalzbereiche existieren Der entscheidende Vorteil des Steinsalzes gegen ber anderen Wirtsformationen f r die Endlagerung radioaktiver Abf lle ist seine Plastizit t die durch hohen Gebirgsdruck und die Temperaturerh hung infolge der Einlagerung radioaktiver Abf lle g nstig beeinflusst wird Innerhalb vergleichsweise kurzer Zeitspannen werden so die eingelagerten Abf lle vollst ndig vom Steinsalz eingeschlossen Damit kann deren hermetischer Abschlu von der Biossph re ber hinreichend lange
139. lage J lich G m b H Inst f r Reaktorentwicklung Juel 1950 Sept 1984 167 p Weil L Pfaffelhuber J K Technical and Legal Aspects of Decommissioning in the Federal Republic of Germany Proceedings of the International Nuclear Reactor Decommissioning Planning Conference Bethesda MD USA 16 18 July 1985 p 72 82 Weil L G rtz R Health and Safety Aspects of Decommissioning Relevant to Licensing CONF 871018 Vol 2 Proceedings of the 1987 International Decommissioning Symposium Pittsburgh PA USA 4 8 Oct 1987 WEI 92 WEI 92A WER 95 94 Weil L G rtz R Thierfeldt S Decommissioning in the Federal Republic of Germany Experiences Regulations and Developments Nuclear Decom 92 Decommissioning of Radioactive Facilities Proceedings of the International Conference held at the Royal Lancaster Hotel London 17 19 February 1992 London Mechanical Engineering Publications Ltd 1992 p 229 234 ISBN 0 85298 794 3 Wolany G Weil L G rtz R Regulatory Aspects of Decommissioning in the Federal Republic of Germany Decommissioning Policies for Nuclear Facilities Proceedings of an International Seminar France 2 4 Oct 1991 Paris Nuclear Energy Agency of the OECD 1992 p 221 234 ISBN 92 64 03689 X Werner W Auswertung und Dokumentation des internationalen Standes und der aktuellen Entwicklungen der probabilistischen Sicherheitsanalysen fur Kernkraftwerke Schrifte
140. liche Verlauf der Gr en g und h in den Jahren von 1995 2025 entsprechend den Annahmen des Basisszenarios der schraffierte Bereich stellt im Sinne der Minimalforderungen aus Abschnitt 3 2 den akzeptablen Bereich dar 109 Nach Basisszenario sind die Beitr ge der einzelnen Anlagen zu g auf zwei Gr en ordnungen logarithmisch gleichverteilt Es besteht also zwischen den Beitr gen der sicherheitstechnisch besten und der schlechtesten Anlagen ein Unterschied von einem Faktor fv 100 Dieser Wert wird zu 30 bzw 300 variiert Der Wert Qmax beschreibt die Verbesserung des Sicherheitsniveaus der guten Anla gen im Betrachtungszeitraum 1995 bis 2025 Dieser Wert von 1 10 wird variiert auf 1 3 bzw 1 30 Der Wert Qmin beschreibt die Verbesserung des Sicherheitsniveaus der schlechten Anlagen im Betrachtungszeitraum 1995 bis 2025 Der Wert von 1 100 im Basissze nario wird variert auf 1 30 bzw 1 300 Die Ergebnisse der Parametervariationen sind in Tabelle 5 2 dargestellt Die dort ausgewiesenen Resultate st tzen in ihrer Gesamtheit die nachstehenden Folgerungen aus dem Basisszenario Die in den meisten Kernenergiestaaten bereits durchgef hrten und noch geplanten Ma nahmen zur Sicherheitsverbesserung machen es wahrscheinlich da im Betrachtungszeitraum jenseits dessen bereits von einem Einsatz neuartiger Reaktorbaulinien ausgegangen werden kann keine weiteren schweren Unf lle zu verze
141. lle oder f r den Bereich der Transporte radioaktiver Stoffe Weiterhin sind Betrachtungen generischer Art z B f r stillgelegte Kernkraftwerke zu nennen 7 2 RisikokenngroBen Eine kerntechnische Anlage kann in der PSA durch eine Vielzahl von Risikokenngr en quantitativ charakterisiert werden Es ist f r die Bewertung einer vorgelegten PSA entscheidend an welchen dieser Gr en man die Beurteilung festmacht 134 In den Risikostudien wurde urspr nglich Kennwerten wie der H ufigkeitsverteilung von unfallbedingten Todesfallen und der Wahrscheinlichkeit einzelner Personen einen bestimmten Schaden zu erleiden der Vorrang bei der Bewertung gegeben Bei der Analyse der Sicherheit von Kernkraftwerken wird berwiegend auf die H ufigkeit von Kernsch den die im Rahmen einer Analyse der Stufe 1 ermittelt werden kann abgestellt Aber auch die H ufigkeit signifikanter Freisetzungen die unterschiedlich definiert werden kann aber praktisch immer einen Anteil von mehr als 1 des Gesamtinventars der Spaltprodukte bedeutet wird oft in die Betrachtung einbezogen Stehen die Unfallfolgen im Vordergrund betrachtet man h ufig die Schadenskosten oder das Ma der kontaminierten Bodenfl che Die hier angef hrten Gr en sind als typische Beispiele anzusehen Die Liste ist nicht vollst ndig und es kommen auch unterschiedlich definierte Gr en der genannten Typen zur Anwendung Dar ber hinaus gibt es ebenfalls Betrach tungsweisen in de
142. lter Boden Drywell und Wetwell umschlie t In jedem Falle sind die bedingten Wahrscheinlichkeiten f r fr hes Sicherheitsbeh lterversagen und f r die Umgehung der Kondensationskammer erheblich In deutschen SWR Anlagen ist der Sicherheitsbeh lter oder zumindest die Kondensationskammer w hrend des Betriebs durch eine Stickstoffatmosphare inertisiert die eine m gliche Wasserstoffexplosion verhindert so da eine zus tzliche Rekombination von Wasserstoff nicht erforderlich ist 66 10 Peach Grand Forsmark Gundrem Japan Bottom Gulf 172 mingen 1100 MWe I TI 7 7 u 4141 er ee Se as BER a E a i ae ee u AE DE es 9 ea Sumy Sequoyah AEP AEP Japan hats ann 120 Biblis B jgh Eh e Mittelwert O Mittelwert f r Leistungsbetrieb REP 900 einschlie lich Stillstand und Nichtvollastzust nden Abb 4 7 Kernschadensh ufigkeiten f r SWR Anlagen oberes Bild und DWR Anlagen unteres Bild nach WER 95 67 4 2 5 6 PSA fur WWER Anlagen Fur Anlagen mit dem Standard Reaktor der ehemals sowjetischen Bauart WWER zeigen Vaurio und Jankala VAU 96 welche bedeutenden Sicherheitsverbesserungen seit 1989 in der finnischen Anlage Loviisa erreicht wurden Abbildung 4 8 Die PSA spielt in der finnischen Sicherheitsphilosophie eine bedeutsame Rolle sie war mitbestimmend f r die Auswahl der durchgef hrten Ma nahmen H lt man sich vor Augen da es sich um eine Anlage russischer Bauart handelt d
143. ma nahmen Abb 4 13 Wahrscheinlichkeitsverteilung der effektiven Dosis 50 a durch Bahn transportunf lle nach SCH 95 setzung kann nur dann eintreten wenn alle Barrieren des Systems zum Aktivi t tseinschlu unfallbedingt besch digt oder zerst rt werden Nach einer konser vativen Absch tzung wird das durch den Transportbeh lter und das Abfallprodukt gebildete Barrierensystem nur bei jedem 16 derartigen Unfallereignis 1 64 1 1010 so besch digt da mit einer Aktivit tsfreisetzung geringste Mengen eingeschlossen gerechnet werden mu Die Wahrscheinlichkeit f r eine unfall bedingte Freisetzung in die Umgebung ergibt sich damit f r die gesamte r ckzu f hrende verglaste und bituminierte Abfallmenge zu etwa 0 001 P 1 1010 Unfallereignisse mit Freisetzung in radiologisch relevanten Mengen sind aufgrund der Auslegung des Barrierensystems das durch den Abfalltransportbeh lter und das verfestigte Abfallprodukt gebildet wird nach den durchgef hrten Untersu chungen u erst unwahrscheinlich Die durchgef hrten Rechnungen ergaben eine Eintrittswahrscheinlichkeit von P 1 25000 f r den Fall da die nach einem Bahntransportunfall in 250 m Abstand vom Unfallort auftretende Strahlendosis 50 Jahre Folgedosis der Bev lkerung den Wert der nat rlichen Strahlenexpo sition eines Jahres bersteigt Bahntransportunf lle mit radioaktiven Freisetzungen und einer daraus resultierenden Strahlenexposition die den Wert
144. meinsam verursachte Ausf lle zur ckgehenden Beitr ge in der Regel dominant Fehlerhafte Personalhandlungen tragen in den meisten PSAs wie auch in der Realit t zum Gesamtrisiko signifikant bei Bei der Entwicklung anlagenspezifischer PSA werden vorliegende Erkenntnisse aus der Betriebserfahrung und aus der deterministischen Sicherheitsanalyse ber cksich tigt Aufgrund der zum Teil mit nicht unerheblicher Konservativit t insbesondere im Falle u erer Einwirkungen betriebenen Auslegungsrechnungen liefert die Risi koanalyse in v lllgem Einklang mit den vorliegenden Erfahrungen nur geringe Beitr ge durch Gef hrdungen von au en Als im Sinne einer integralen Risikobilanz weitgehend vernachl ssigbar sind die Uranerzgewinnung Transporte radioaktiver Stoffe und stillgelegte Anlagen 135 anzusehen Wegen der chemisch toxischen Eigenschaften der eingesetzten Kernbrennstoffe ist in den Bereichen Anreicherung Konversion und Brennelementfertigung ein Freisetzungsrisiko von Uranhexafluorid gegeben Bei der Anreicherung der Brennelementfertigung und der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe gilt es dar ber hinaus das Auftreten von Kritikalit t zu vermeiden Beim Umgang mit Plutonium bei der Wiederaufarbeitung und der MOX Brennelementfertigung kann es bei Freisetzungen zu signifikanten Expositionen infolge von Inkorporation insbesondere durch Inhalation kommen Insgesamt liefern die Anlagen der Ver und Entsorgu
145. n Die Sicherheitsziele der USNRC f r Kernkraftwerke und die zugeh rigen quantita tiven Zielgr en sind unter Ber cksichtigung bestehender Unsicherheiten bei beh rdlichen Entscheidungen ber die Notwendigkeit neuer generischer Anforde rungen an die Errichtung und den Betrieb von Kernkraftwerken anzuwenden Dies bedeutet u a da die USNRC mit PSA Methoden nachweist da eine bestimmte neue Anforderung einen sp rbaren Sicherheitsgewinn bewirkt Dies bedeutet Es soll keine neuen Anforderungen geben die marginal to safety sind Diese im Final Policy Statement erl uterten Grunds tze haben eine Reihe von Auswirkungen insbesondere ist mit nderungen sowohl von Bestimmungen und Richtlinien als auch im Ge nehmigungs und Aufsichtsverfahren zu rechnen mu die USNRC zeitweise von anderen Stellen Ressourcen zur Erledigung dieser Aufgaben abziehen mu die USNRC zur Implementierung ihr Personal angemessen in der PSA Anwendung ausbilden sind PSA Methoden und PSA gest tzte Entscheidungsinstrumente weiterzuent wickeln Der Datenstand zur technischen und menschlichen Zuverl ssigkeit ist f r alle Anwendungsbereiche Kernkraftwerke Umgang mit radioaktiven Stoffen und ihre Lagerung der USNRC zu erweitern Im Gegensatz zu den Niederlanden und zu Gro britannien stellt man also insgesamt stark auf die Methode PSA ab verzichtet aber darauf quantitative PSA Ergebnisse mit konkreten Forderungen im V
146. n Bei der deterministischen Sicherheitsbeurteilung von Kernkraftwerken wird in der Bundesrepublik Deutschland von Auslegungsst rf llen ausgegangen die in einer Leitlinie des seinerzeit zust ndigen Bundesministers des Innern SFL 83 im Detail aufgelistet und beschrieben sind Zwar gilt diese formell nur f r Druckwasserreaktoren eine sinngem e Anwendung auf andere Reaktortypen ist jedoch grunds tzlich m glich Die am 1 August 2001 in Kraft getretene Verordnung ber den Schutz vor Sch den durch ionisierende Strahlen Strahlenschutzverordnung StriSchV VER 01 vom 20 Juli 2001 legt in ihrem 49 fest da wie auch bisher infolge der st rfallbedingten Freisetzung radioaktiver Stoffe die St rfallplanungswerte einer Dosis von 50 mSv f r den Ganzk rper und von 150 mSv f r die Schilddr se in der Umgebung der Anlage nicht berschritten werden d rfen Die dabei zu verwendenden Annahmen und Berechnungsmethoden sind in einer gemeinsamen Empfehlung der das seinerzeit zust ndige Bundesministerium beratenden Sachverst ndigengremien Reaktor Sicherheitskommission und Strahlenschutzkommission aus dem Jahre 1983 RSK 84 enthalten Zusammenfassend ist festzustellen da f r die atomrechtliche Genehmigung einer kerntechnischen Anlage in Deutschland der Nachweis zu erbringen ist da alle der 10 Auslegung der Anlage zugrundezulegenden St rf lle unter voller Ber cksichtigung der geltenden Anforderungen des ei
147. n mit welcher Wahrscheinlichkeit es in dem betrachteten Zeit raum nicht zu Ereignissen der INES Stufe 6 oder 7 kommt Diese l t sich aus dem Verlauf von g berechnen sie betr gt 0 86 Hierbei sei nochmals deutlich gemacht da die hier angestellte quantitative Betrachtung nicht als Ergebnis einer genauen Recherche aller Einzelheiten sondern als orientierende Betrachtung anzusehen ist die die wesentlichen Eckdaten widerspiegelt Im folgenden Kapitel 5 4 werden eine Sensitivit tsanalyse und eine Unsicherheitsabsch tzung zum oben angegebenen Basisszenario durchgef hrt Die so erhaltenen Ergebnisse stellen eine wichtige St tze der Folgerungen in Kapitel 7 dar 5 4 Sensitivitatsanalyse Unsicherheitssch tzung und Alternativszenarien 5 4 1 Sensitivit tsanalyse Angesichts der nur mit betr chtlichen Unsicherheitsmargen einsch tzbaren Para meter des analytischen Modells nach Kapitel 5 3 f r die H ufigkeiten g und h er scheint eine erg nzende Sensitivitatsanalyse geboten F r g werden dabei folgende Parametervariationen vorgenommen Der Wert von g zum Ausgangszeitpunkt der Berechnung im Jahre 1995 von 0 05 1 a ist statistisch nur ungen gend abgesichert obgleich er durch Zusatzbe 108 trachtungen siehe 5 3 2 gest tzt aber tendentiell als etwas zu hoch ausgewiesen wird Der Wert von g wird daher auf 0 2 1 a bzw auf 0 01 1 a variiert akzeptabler Bereich Abb 5 4 Der zeit
148. n nur eine geringe methodische Einheitlichkeit anzutreffen war Die Konstante go ist so zu bestimmen da g 9s5 0 05 a ist Die weiteren Annahmen betreffen die in den kerntechnischen Anlagen seit 1995 durch die Verbesserung der Anlagentechnik des Betriebs und der Organisation er reichten Reduktionen von g Es wird von einer j hrlichen Minderung ausgegangen die durch einen Faktor q beschrieben wird gr Jij Qi 5 1 1 5 12 i o q am N max Amin 5 1 3 Alternativ ware eine Berechnung mit einem Sicherheits Verbesserungsfaktor als Funktion des zeitabhangigen Sicherheitsniveaus denkbar vielleicht sogar sachge rechter Allerdings ist das hier verwendete Verfahren einfacher und f hrt bei Verwen dung konsistenter Parameter nicht zu wesentlich anderen Aussagen 5 3 3 Das Basisszenario Fur das zuvor beschriebene Rechenmodell soll nun ein Datensatz festgelegt werden der im Sinne einer plausiblen Extrapolation der gegenwartigen Trends der Sicherheitsverbesserung f r den Zeitraum bis 2025 den zeitlichen Verlauf von g und h quantitativ festlegt Dieser Wertesatz wird als Basisszenario bezeichnet Es wird von 490 in Betrieb befindlichen kerntechnischen Anlagen ausgegangen davon sind 430 Kernkraftwerke und 60 sonstige Anlagen des Kernbrennstoff kreislaufs stillgelegte Anlagen und Einrichtungen der Erzaufbereitung wurden nicht mitgez hlt Die Ausgangswerte f r g u
149. n Anlagen INES Schematische bersicht F r die Einstufung von Ereignissen wurden konkrete Kriterien aufgestellt KOT 94 die in ihren wesentlichen Inhalten in Tabelle 3 4 angegeben sind Die aufgef hrten Fallbeispiele erinnern daran da es weltweit bereits Unf lle und schwere St rf lle 37 gegeben hat daB andererseits in den letzten Jahren praktisch nur Ereignisse der Stufen 0 1 und 2 gemeldet wurden 3 4 2 Festlegung geeigneter ZielgroBen Nach der vorstehenden Erlauterung und der eingangs formulierten Zielsetzung dieser Arbeit eine aktuelle Bestandsaufnahme der wesentlichen Erkenntnisse aus vorliegenden Risikoanalysen f r die Gesamtheit der Anlagen des Kernbrennstoff kreislaufs durchzuf hren werden im weiteren die Summe der H ufigkeiten der INES Stufen 4 und 5 sowie die Summe der H ufigkeiten von Ereignissen der INES Stufen 6 und 7 als geeignete Kenngr en verwendet Diese sollen im folgenden als h und g gekennzeichnet werden Die g entsprechenden Ereignisse sind schwere Schadensf lle wobei der konkrete Schaden im Einzelfall sehr unterschiedlich sein kann In jedem Falle aber werden diese Ereignisse lokal und weltweit stark negative Auswirkungen auf die Akzeptanz der nuklearen Stromerzeugung haben die die Bedeutung der Kernenergie als Bestandteil eines nachhaltigen Energieversorgungskonzeptes insgesamt erheblich beeintr chtigen k nnen Am Beispiel der Konsequenzen des Unfalls von Tschernobyl f r d
150. n der Einlagerungskammer aus 5 m H he auf dem Kammerboden 3 Brand eines beladenen Transportmittels unter Tage T 800 C w hrend 1h Die Auslegungsst rf lle sind die Basis f r den dritten Schritt der St rfallanalysen der die Ermittlung der St rfallauswirkungen umfa t Dabei werden die potentiellen radio logischen Auswirkungen in der Umgebung des Endlagers gem den in den St r fallberechnungsgrundlagen festgelegten Randbedingungen und Berechnungsver fahren unter Ber cksichtigung von Modifikationen bestimmt die sich aus der bisherigen Allgemeinen Verwaltungsvorschrift AVV zu 45 StrlSchV sie wird derzeit an die novellierte Verordnung angepasst ergeben Die St rfallanalysen f hren zu Anforderungen an die Radionuklidzusammensetzung sowie aktivit t das Abfallprodukt und die Verpackung von Abfallgebinden Die Ein haltung der Anforderungen stellt sicher da bei st rfallbedingter Aktvit tsfreisetzung aus Abfallgebinden die St rfallplanungswerte des 49 der neuen StrlSchV nicht berschritten werden 75 Zus tzlich zu dieser deterministischen St rfallanalyse wurden auch probabilistische Betrachtungen angestellt deren Ergebnis in Tabelle 4 5 dargestellt ist Es ist zu be achten da bei diesen Ereignissen berwiegend nur Einzelgebinde bzw nur ein ge ringer Teil der insgesamt einzulagernden Gebinde betroffen sind so da selbst bei den unwahrscheinlicheren St rf llen nur ein geringer Br
151. n nicht ber cksichtigt so kann es zu einer Fehlallokation von Ressourcen kommen Entscheidungen die f r den Anlagenbetreiber optimal weil am kosteng nstigsten sind sind m glicherweise f r die Gesellschaft nicht optimal Um solche Fehlallokationen zu vermeiden ist es erforderlich die externen Effekte zu internalisieren d h auf geeignetem Wege in das Entscheidungskalk l mit aufzunehmen Bevor sie jedoch internalisiert werden k nnen m ssen sie m glichst genau und vollst ndig ermittelt werden Auf der Grundlage einer ausf hrlichen Literaturauswertung und aufgrund von Diskussionen mit Fachleuten auf diesem Gebiet wurden die folgende 33 Schadenskategorien f r die Bewertung von Stromerzeugungssystemen als besonders wichtig eingesch tzt Gesundheitsschaden in der allgemeinen Bev lkerung durch Luftschadstoffe und ionisierende Strahlung Berufliche Gesundheitssch den Treibhauseffekt Sch den an Nutzpflanzen Sch den an W ldern und naturnahen Okosystemen Materialschaden Oleintrage ins Meer und Beeintrachtigungen durch L rm Insgesamt ergibt sich folgende Bandbreite der Ergebnisse Braunkohlekraftwerk 2 2 12 8 Pf kWh Steinkohlekraftwerk 2 1 10 5 Pf kWh Gasturbine Erdgas 1 5 7 6 Pf kWh Gas und Dampfturbine Erdgas 0 7 3 7 Pf kWh Kernkraftwerk 0 07 1 3 Pf kWh Photovoltaik Dachanlage 0 11 0 9 Pf kWh Windkraftanlage 0 05 0 2 Pf kWh Friedrich und Krewitt sehen als Fazit ihrer Unt
152. n und Anlagen des Kern brennstoffkreislaufs Die ihr von den Genehmigungs und Aufsichtsbeh rden ver schiedener Staaten zuerkannte Bedeutung reicht von der einer die traditionell de terministische Herangehensweise erg nzenden Analysemethode bis zur Grundlage der Sicherheitsbeurteilung eines neuen oder wesentlich weiterentwickelten Anla genkonzepts Diese Divergenz ist sicher auf Dauer f r die Akzeptanz der Kernener gie nicht f rderlich sie sollte im Rahmen des auch international st ndig stattfin denden Dialoges zwischen den Fachleuten er rtert und soweit m glich eingeengt werden Wichtige Tr ger dieses Dialoges sind bereits heute die IAEA die OECD NEA und die Zusammenarbeit im Rahmen der am 24 Oktober 1996 in Kraft getretenen mittlerweile von mehr als 50 Staaten ratifizierten Internationalen Konvention ber die Nukleare Sicherheit Trotz des methodisch fortgeschrittenen Standes der PSA sind weitere Verbesserun gen im Detail erforderlich und erreichbar Dies trifft f r die Behandlung menschlicher Fehlhandlungen f r die Analyse abh ngiger Ausf lle insbesondere f r Ausf lle aus gemeinsamer Ursache f r die Ausweitung der Datenbasis sowie f r die Ber cksich tigung von Unsicherheiten der Analyse zu auch ist die Vollst ndigkeit der Analyse noch immer ein Gegenstand der Diskussion Speziell f r Kernkraftwerke ist die Durchf hrung der PSA f r Zust nde au erhalb des Leistungsbetriebs in einigen L ndern Bestandteil
153. nd h ermittelt ber den Zeitraum 1991 bis 2000 sind h 0 15 1 a und g 0 05 1 a Sie werden dem Zeitpunkt 1996 zugeordnet also der Mitte des Mittelungsintervalls 107 F r den Verbesserungsfaktor q wird angenommen da f r die Anlagen mit dem h chsten g Wert bis zum Jahre 2025 eine Reduktion um einen Faktor 100 erreicht wird Qmin F r die Anlagen mit dem geringsten Wert sind Verbesserungen nicht in gleichem Ma e erforderlich und wohl auch nur schwerer erreichbar daher wird hier lediglich eine Reduktion um einen Faktor 10 angesetzt Qmax 1 1 Amax 5 Amin a 5 1 4 Diese Ansatze orientieren sich an Abbildung 4 8 Der in diesem Beispiel aus Finnland erreichte Sicherheitsgewinn von mehr als einem Faktor 10 in weniger als 10 Jahren steht f r eine Anlage mit einem unakzeptabel schlechten Ausgangsniveau das rasch verbessert wurde Bei Anlagen mit einem besseren Sicherheitsniveau ist wie vorstehend ausgef hrt ein solch erheblicher Fortschritt in der Regel weder geboten noch mit verh ltnism igem Aufwand erreichbar 5 3 4 Ergebnisse zum Basisszenario Die in 5 3 1 getroffenen Annahmen legen den Zeitverlauf von g und h im Zeitraum 1995 bis 2025 fest die gem 5 3 2 berechneten entsprechenden Verl ufe sind in Abbildung 5 4 dargestellt Als wesentliche Frage zur Charakterisierung des Aus gangszustands und der zeitlichen Verbesserung des globalen Sicherheitsniveaus wird hier angesehe
154. nd Freigesetzte Radioaktivit t 240 Mio Kosten je Todesfall 4 Mio Mittelwert etal Besitzverluste aufgrund von Reaktorunf llen Personen rem Kosten je Krankheitsfall 0 4 Mio 1990 in den USA und Sch tzungen zu Folgen von Krebsf lle je Mio Personen rem 770 It US Personenschiiden 579 Mrd USA Tschernobyl Krebssch den Academy of Science Sachsch den 73 Mrd Auch andere Krankheiten werden Krebstote 140 000 Externe Kosten insgesamt ca 650 Mrd ber cksichtigt geistige und genetische Gau H ufigkeit Mal in 3 333 Betriebs Externe Kosten je kWh 2 3 cents Sch den bei Neugeborenen jahren bei 109 Reaktoren It NRC LandwirtschaftlicheProduktionsausf lle Als Basis dient die Annahme da die ehemalige UdSSR aufgrund von Tschernobyl ca 10 der j hrlichen Getreideernte verliert 5 Ewers Rennings Basis der Schadensbewertung sind Freigesetzte Radioaktivit t 480 Mio Kosten je Krebsfall 750 000 DM 1991 Berechnungen vom koinstitut Darmstadt Personen rem Gesundheitssch den 3 6 Bill DM Deutschland zur radioaktiven Belastung nach einem Ber cksichtigung der Bev lkerungsdichte Sachsch den 0 4 bis 1 1 Bill DM K ppers koinstitut Kernschmelzunfall im Kernkraftwerksblock mit Faktor 10 Externe Kosten insgesamt 4 0 bis 4 7 Bill DM 1990 Biblis B Krebsf lle je Mio Personen rem 1000 GRS 1989 Basis daf r ist DRS Phase B Biblis Krebstote 2 4 Mio Referenz Super Gau H ufigkeit 1 Mal in 33 000 J
155. ne ergebnisbestimmenden Einzelhandlun gen die Personalhandlungen sind jedoch insgesamt als wichtiger Beitrag anzuse hen 1E 3 1E 4 1E 5 Haufigkeit a 1 1E 6 Core Damage Frequency 1 RY 1E 7 lt 1E 8 BWRs PWRs Abb 4 6 Kernschadenshaufigkeiten fur SWR und DWR nach DIN 96 62 Tabelle 4 2 enthalt in Kurzform wesentliche Erkenntnisse aus den IPE fur verschie dene Gruppen ausl sender Ereignisse Man erkennt da Transienten und K hlmit telverlustst rf lle wie auch bei deutschen Anlagen wichtige Beitr ge zur H ufigkeit von Kernsch den leisten Dies gilt auch f r den Notstromfall hier jedoch infolge einer weniger redundanten Versorgung im Gegensatz zu den deutschen Anlagen Das im Wege der IPE ermittelte Sicherheitsniveau ausgedr ckt in der Kernscha densh ufigkeit erreicht das der deutschen Anlagen nicht wof r sicherlich die konsequentere Umsetzung der Prinzipien von Redundanz und Diversit t und die weitergehend automatisierte Beherrschung der St rfallfolgen in deutschen Anlagen bestimmend sind Ausl ser Wesentliche Erkenntnisse Transienten Wichtige Beitr ge bei fast allen Anlagen infolge gemeinsamer Hilfssysteme deren Nichtverf gbarkeiten den Ausfall von Redundanzen im Sicherheits system bewirken kann Die Variabilit t der Kernschadensh ufigkeit ist sowohl durch anlagenspezifische Auslegung als auch durch Modellannahmen zu erkl ren Wichtig sind unterschiedlich
156. nem einschlagigen Bericht der OECD Kernenergieagentur NEA NEA 93 im Hinblick auf Sicherheit Betriebserfahrungen und Risiken eingehend diskutiert Yellow Cake wird f r die Zwecke der Anreicherung in Uranhexafluorid UFs um gewandelt Dieses hat im fl ssigen Zustand wegen der hohen Verdampfungsrate das gr te Potential f r massive Freisetzungen Neben den radiologischen Risiken ist dabei auf die erhebliche chemische Toxizit t hinzuweisen Bei einer Freisetzung reagiert Uranhexafluorid mit Luftfeuchtigkeit und es entsteht u a Fluorwasserstoff HF Ein St rfall aus dem Jahre 1986 in der Sequoyah Fuel Conversion Facility in Oklahoma in dessen Verlauf ein Uranhexafluoridzylinder versagte f hrte zum Tod eines Besch ftigten LEG 78 Das insgesamt gr te Freisetzungsrisiko wird bei einer Lagerung von UF Behaltern im Freien gesehen wenn u ere Einwirkungen wie z B ein Flugzeugabsturz mehrere Beh lter zerst ren Allerdings ist die Wahrscheinlichkeit hierf r in der Regel als sehr gering anzusehen In der vorstehend zitierten Untersuchung der OECD Kernenergieagentur wird dargelegt da die Betriebserfahrungen im Laufe der Jahre analysiert und in betriebliche Verbesserungen umgesetzt wurden Insgesamt ergibt sich die gleiche Einsch tzung wie f r die Uranerzf rderung und aufbereitung Es sind nur vernachl ssigbare Beitr ge zum Gesamtrisiko der Kernenergienutzung ausgedr ckt durch die Kenngr en g und h
157. nen mehrere Ergebnisgr en zusammengef hrt werden Im Rahmen der vorliegenden Arbeit wurde die Ereignisklassifizierung der INES Skala als Ausgangspunkt genommen Als geeignete Gr en erschienen die Summe g der H ufigkeiten f r die Unf lle mit einschneidenden Auswirkungen in der Anlage oder sogar auf die Umgebung Stufen 6 und 7 sowie in erster Linie als m gliche Vorl uferereignisse zu diesen Unf llen die H ufigkeit h der Ereignisse der Stufen 4 und 5 73 Die Risiken des Kernbrennstoffkreislaufs Die Kernkraftwerke tragen aufgrund der groBen Zahl von Anlagen des hohen Aktivitatsinventars und der physikalisch gegebenen M glichkeiten der Freisetzung zu den Risikokenngr en g und h signifikant bei Hinsichtlich der risikobestimmenden Abl ufe ergibt sich ein unheitliches Bild Die Befunde sind eher anlagenspezifisch anlagentypspezifisch lassen sich keine markanten Muster erkennen Dies kann nicht sonderlich berraschen da eine durchgef hrte PSA in den meisten F llen eine kurzfristige Beseitigung von erkannten Unausgewogenheiten oder Schwachstellen nach sich zieht In vielen F llen dominieren die internen ausl senden Ereignisse in der Regel Transienten oder K hlmittelverlustst rf lle das brandbedingte Risiko spielt in den meisten F llen ebenfalls eine nicht zu vernachl ssigende Rolle In nochredundant ausgelegten Anlagen die deutschen Kernkraftwerke sind hierf r ein Beispiel sind die auf ge
158. ner ausgewogenen Auslegung zu kommen mu man die h ufigeren Ereignisse mit entsprechend hoher Zuverl ssigkeit beherrschen In Abbildung 4 2 sind f r einige der Transienten die Beitr ge des jeweiligen Ereignisses zur Summe der erwarteten H ufigkeiten der Gef hrdungszust nde angegeben Man erkennt da die ausl senden Ereignisse durch die Systemtechnik sehr zuverl ssig beherrscht werden im Hinblick auf Ereignisse mit Ausfall der Hauptw rmesenke jedoch deutet sich eine Unausgewogenheit an Die Analysen ergeben insgesamt da f r die mit den Betriebs und Sicherheitssy stemen nicht beherrschten Ereignisabl ufe d h die Gef hrdungszust nde eine Eintrittsh ufigkeit von ca 5 10 a zu erwarten ist Die Wahrscheinlichkeit hierf r liegt somit bei 1 zu 20 000 pro Anlage und Jahr Bei der berwiegenden Zahl dieser F lle steht ausreichend Zeit mehr als drei Stunden f r die Durchf hrung von anlageninternen Notfallma nahmen zur Verf gung wodurch deren Erfolgsaussichten g nstig eingesch tzt werden Solche Ma nahmen wurden jedoch in der erw hnten Sicherheitsstudie GRS 92 nicht abschlie end bewertet Nicht ber cksichtigt ist bei der angegebenen Eintrittsh ufigkeit auch ein weiteres inzwischen nachger stetes Sicherheitssystem das sogenannte Zus tzliche Nachw rmeabfuhr und 53 Einspeisesystem ZUNA Bei Ber cksichtigung dieses erg nzenden Sicherheitssystems verringert sich die Eintrittsh ufigkeit f r nich
159. ng bezogen auf die hier gew hlten Risikokenngr en einen wichtigen Beitrag zumindest zur Kenngr e h wie die vorliegenden Erfahrungen insbesondere der Unfall in der japanischen Konversionsanlage Tokai Mura zeigen Eine rein statische Risikobetrachtung ist wegen der fortlaufenden Bem hungen zur Risikominderung nicht sachgerecht Es wurde abgesch tzt da die Wahrscheinlich keit schwerer Unf lle die die Akzeptanz der weiteren Nutzung der Kernenergie ernsthaft beeintr chtigen k nnten aufgrund dieser Bem hungen f r eine Phase von etwa zwei Jahrzehnten ausreichend gering ist Es wurden f r die Dynamik der Gr en g und h quantitative Modellvorstellungen entwickelt und f r Extrapolationen bis in das Jahr 2025 genutzt Ausgangspunkt ist eine statistische Einsch tzung der Kennwerte g und h anhand der IRS Daten f r den Zeitraum 1991 bis 2000 die angesichts der geringen Zahl von Ereignissen eines vom Typ h und keines vom Typ g durch weitere Informationen abgesichert wurde Letztere stammen zum einen aus einer Auswertung vorliegender Risikoanalysen der Stufe 2 die eine Einsch tzung des Verh ltnisses von g h zulassen sowie aus der Zusammenf hrung des Wertes von g f r die 80er Jahre mit den Analyseergebnissen zur im darauffolgenden Jahrzehnt durch Nachr stung erreichten Verbesserung des weltweiten Sicherheitsniveaus kerntechnischer Anlagen Das Basisszenario f r die we
160. ng bestrahlter Kernbrennstoffe Verwendung findet Bei der Auslegung von Anlagen sind Ereignisse wie Brand Explosion Kritikalit t und Freisetzung von UF sowie u ere Einwirkungen zu betrachten Die Uberflutung durch Wasser spielt hierbei wegen m glicher Kritikalit t eine besondere Rolle Bei anderen u eren Einwirkungen wie z B Erdbeben oder Flugzeugabsturz bildet wiederum die m gliche Freisetzung von UF die wesentliche Gef hrdung der Umgebung und des Personals Bei der Fertigung von MOX Brennelementen tritt die m gliche Freisetzung von Plu tonium als weiterer Risikofaktor hinzu Dem wird mit einem sinnvollen technischen Barrierenkonzept und einer geeigneten Druckstaffelung begegnet Bei der Auslegung gilt es Br nde und Explosionen welche die Barrieren beeintr chtigen k nnten zu verhindern oder in ihren Auswirkungen zu begrenzen Selbstverst ndlich bedarf es auch hier einer sorgf ltigen Analyse der u eren Einwirkungen wie Br nde und Explosionen in der Umgebung der Anlage seismischer Ereignisse und der Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes An manchen Standorten sind extreme Wettersituationen zu ber cksichtigen Einzelheiten hierzu sind beispielsweise in den Berichten THO 81 und EPR 79 ausgef hrt 52 Spezifische PSA sind zu Anlagen der Brennelementfertigung nicht verf gbar Aufgrund der oben gemachten Ausf hrungen sind jedoch insbesondere im Bereich der MOX BE Fertigung signifikante Freisetzungen nicht grund
161. ngen die kerntechnische Sicherheit im Verlauf der 80er und 90er Jahre weiter zu verbessern wurde in Kapitel 4 ausf hrlich eingegangen im vorausgegangenen Abschnitt wurde diese globale Entwicklung des Sicherheitsniveaus zusammenfassend dargestellt F r eine m glichst realistische Bestimmung der derzeitigen Werte von g und h verbietet sich daher die Nutzung dieser Daten Zur ckgegriffen werden soll stattdessen auf die zeitn heren und besser dokumentierten Erfahrungen aus den 90er Jahren Diese Werte sind in Abbildung 5 2 dargestellt Das Fehlen von Ereignissen der Stufen 6 und 7 stellt eine gewisse Best tigung der Wirksamkeit der getroffenen Ma nahmen gegen Unf lle dar wobei dieser Aussage wegen der auch andernfalls zu erwartenden geringen Ereigniszahl keine Beweiskraft zukommt 30 25 a a Stufe 1 15 Do Stufe 2 u Stufe 3 10 o Stufe 4 5 0 Eng wo fo Abb 5 2 Zahl der dem IRS gemeldeten Ereignisse der INES Stufe 1 und h her im Zeitraum 1991 bis 2000 98 5 2 1 2 Die beiden Ereignisse der Stufe 4 Fur die vorliegende Untersuchung sind die beiden Ereignisse die in die Stufe 4 der INES Skala eingeordnet wurden von besonderem Interesse Dabei handelt es sich um e den Kritikalitatsunfall in der JCO Anlage in Tokai Mura Japan im Jahre 1999 sowie e um gesundheitliche Strahlensch den durch die Entwendung einer nicht als solche erkannten starken Ir 192 Strahlenquelle aus der indus
162. ngen an die Haufigkeiten g und h 3 5 Kerntechnische St r und Unf lle im Zeitraum bis 1990 Die in Tabelle 3 5 beispielhaft angef hrten kerntechnischen Unf lle belegen da Ereignisse vom Typ h und g real auftreten wobei insbesondere der Zeitraum bis 1990 deutlich mehr solcher Ereignisse aufweist Hinsichtlich der Zielsetzung die H ufigkeit dieser Ereignisse global zu bestimmen ist vorab festzustellen da eine systematische Erfassung kerntechnischer St r und Unf lle im Rahmen des IRS erst seit etwa 1990 erfolgt Die im folgenden berwiegend aus den Quellen MOS 90 und BUR 97 bernommenen Informationen k nnen keinen Anspruch auf Vollst ndigkeit 42 erheben auch die Ereignisverlaufe als Grundlage f r eine retrospektive Zuordnung zur INES Skala sind mit Vorbehalt zu versehen Man erkennt da es insgesamt zwei Ereignisse vom Typ g schwerer bwz katastrophaler Unfall mit Freisetzung und 16 Ereignisse vom Typ h gegeben hat In der zweiten H lfte des betrachteten Zeitraums geht die Zahl der Ereignisse leicht zur ck Die H ufigkeit der Ereignisse vom Typ g liegt also etwa bei 0 04 1 a die zur Kategorie h geh renden Ereignisse sind mit etwa 0 32 1 a deutlich h ufiger Diese Zahlen sind allerdings Mittelwerte ber einen l ngeren Zeitraum Es ist zu vermuten da insbesondere im letzten Jahrzehnt mit einem Ereignis vom Typ h ein deutlich besseres glob
163. nkbaren St rf lle lassen sich hinsichtlich ihrer Auswirkungen auf die Umgebung in vier Kategorien einteilen Stdrfalle mit Freisetzung in die Atmosph re Stdrfalle mit Freisetzung fl ssiger bzw fl ssigkeitsgetragener radioaktiver Stoffe Freigabe fester radioaktiver Stoffe d h aus oder abgebauter Anlagenteile ober halb von Genehmigungswerten 79 Stdrfalle ohne Auswirkung auf die Umgebung Dar ber hinaus sind Kombinationen der verschiedenen Auswirkungen m glich diese sollen jedoch hier nicht diskutiert werden Die ersten drei Kategorien lassen sich als Erweiterung aus der vierten Kategorie ab leiten indem das Versagen weiterer Barrieren unterstellt wird St rf lle mit Austritt aktiver Fl ssigkeiten sind beispielsweise denkbar im Falle von berflutung der Anlage durch Hochwasser und anschlie ender Aktivit tsaus schwemmung oder bei Auslaufen von L schw ssern im Brandfall F r eine mehr ins einzelne gehende Diskussion wird auf die grundlegenden Forschungsvorhaben GOR 87 und SMI 78 verwiesen Der Fall drei kann eintreten wenn durch defekte Me ger te oder falsche MeBver fahren radioaktive Stoffe zur freien Verwertung oder zur Beseitigung gelangen die ei gentlich als radioaktiver Abfall zu entsorgen w ren Es kann aber davon ausgegan gen werden da sowohl durch eine verantwortliche Gestaltung des Freime verfah rens in organisatorischer und technischer Hinsicht durch den Betreiber sowie durch
164. nniens und der USA Die im folgenden zusammengestellten Informationen sind stark von einer im Fachbereich Kerntechnische Sicherheit des Bundesamts f r Strahlenschutz durchgef hrten Erhebung zu Status und Entwicklung quantitativer probabilistischer Sicherheitskriterien f r Genehmigung und Betrieb kerntechnischer Anlagen BER 96 beeinflu t wobei Aktualisierungen und Erg nzungen vorgenommen wurden 6 1 Die Niederlande In den Niederlanden wurden durch das Ministerium f r Wohnungsbau Raumplanung und Umweltfragen risikobezogene Kriterien entwickelt auf deren Grundlage die Sicherheit und die Umweltauswirkungen von Industrieanlagen mit gro em Gef hrdungspotential zu denen auch Kernkraftwerke geh ren beurteilt werden DGA 89 Eines dieser Kriterien bezieht sich auf das individuelle Risiko das andere begrenzt das kollektive Risiko societal risk Das maximal zul ssige Individualrisiko als Folge des Betriebes der Anlage vorzeitig zu Tode zu kommen betr gt 10 a Die Berechnung des Individualrisikos erfolgt nach einer eher restriktiven Vorschrift derzufolge postuliert wird da ein zum Unfall zeitpunkt ein Jahr altes Kind weitere siebzig Lebensjahre am Unfallort verbringt EEN 95 Im Sinne von Abbildung 6 1 erfolgt eine Begrenzung des societal risk derart da die Wahrscheinlichkeit f r zehn Unfalltote 10 in einem Jahr f r hundert Unfalltote 10 in einem Jahr usw nicht berschreitet Das Kollektivrisiko b
165. nreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz BMU 1995 429 ISSN 0724 3316 95 5 Prognostische Quantifizierung der Risikokenngr en g und h f r die Kernenergienutzung 5 1 Zielsetzung In den vorausgegangenen Kapiteln wurde eingehend er rtert welche Gr en zur Charakterisierung der Risiken durch die friedliche Kernenergienutzung zur Verf gung stehen welchen Stand die Risikoanalyse f r die Anlagen des Kernbrennstoff kreislaufs erreicht hat welche repr sentativen Ergebnisse diese Analysen f r die verschiedenen Anlagen liefern und welche Folgerungen daraus f r die Sicherheits beurteilung dieser Anlagen resultieren insbesondere welche Rolle die Risikoanalyse als treibende Kraft f r Sicherheitsverbesserungen inzwischen global spielt Damit kann nunmehr die bereits in Abschnitt 3 4 andiskutierte Zielsetzung konkretisiert und erreicht werden Dort wurde bereits ausgef hrt da die beiden Gr en g und h geeignet erscheinen die globale Unfallwahrscheinlichkeit durch die Kernenergienutzung in wesentlichen Z gen zu charakterisieren Dabei bedeuten vergleiche Abschnitt 3 4 2 g J hrliche weltweite H ufigkeit von Ereignissen die auf der INES Skala den Stufen 6 und 7 Schwere und Katastrophale Unf lle zugeordnet werden h J hrliche weltweite H ufigkeit von Ereignissen die auf der INES Skala den Stufen 4 und 5 Unf lle und Ernste Unf lle zugeordnet werden Im folgenden soll aufgrund de
166. nschl gigen gesetzlichen und untergesetzli chen Regelwerks insbesondere hinsichtlich der Wirksamkeit der aktivit tsein schlie enden Barrieren zuverl ssig beherrscht werden Die Ma nahmen der ersten drei Sicherheitsebenen zielen darauf ab einen Schaden an den prim ren Barrieren der Brennstoffmatrix und der Brennstoff H llrohre mit hinreichender Wahrscheinlichkeit zu verhindern Die vierte Sicherheitsebene zielt vorrangig auf Ma nahmen zur Verringerung der Eintrittswahrscheinlichkeit und der Folgen auslegungs berschreitender Ereignisabl ufe ab Hiermit sind solche Vor g nge klassifiziert gegen die die Anlage entsprechend dem Verh ltnism igkeits grundsatz wegen deren geringer Eintrittswahrscheinlichkeit nicht ausgelegt wird Im technischen wie rechtlichen Sprachgebrauch werden die vorstehend beschriebe nen Ereignisse als schwere hypothetische oder auslegungs berschreitende Unf lle bezeichnet Die Ma nahmen der vorstehend erw hnten vierten Sicherheitsebene zielen in zwei Richtungen Die Eintrittswahrscheinlichkeit von Abl ufen und Ereignissen welche Barrieren funktionen beeintr chtigen k nnen mu im Rahmen des Machbaren minimiert werden und Unfallfolgen m ssen durch Verst rkung vorhandener und gegebenenfalls durch Schaffung zus tzlicher Barrieren wirksam begrenzt werden Die Beurteilung der Sicherheit kerntechnischer Anlagen erfolgt im Bereich der ersten drei
167. odische Ans tze zur Beurteilung der Langzeitsicherheit auf die Dissertation des Verfassers WEI 84 verwiesen Die durchgef hrten St rfallanalysen beinhalten die Ermittlung und Bewertung von St rf llen die durch anlageninterne Ereignisse sowie durch Einwirkungen von au en bedingt sein k nnen Dies erfolgt in einer systematischen Analyse der vorgesehenen Betriebsabl ufe des Endlagers und der standortbedingten und standortunabh ngigen Einwirkungsm glichkeiten auf die Anlage zur Identifizierung und Erfassung von St rf llen Das Ergebnis der Analysen und Bewertungen ist eine Aufstellung der relevanten Auslegungsst rf lle die in Anlehnung an die fr her zitierten St rfalleitlinien f r Druckwasserreaktoren in zwei Klassen unterteilt worden sind Bei der ersten Klasse von Auslegungsst rf llen wird durch radiologische Rechnun gen nachgewiesen da die St rfallplanungswerte gem 49 der Strahlen schutzverordnung eingehalten werden Bei der zweiten Klasse wird der jeweilige St rfall durch Vorsorgema nahmen vermieden d h vor allem durch technische Auslegungsma nahmen an den entsprechenden Komponenten und Systemen des Endlagers Aufgrund der oben geschilderten Vorgehensweise sind die folgenden Ereignisse als St rf lle der Klasse 1 identifiziert worden 1 Absturz von Abfallgebinden beim Umschlag in der Umladehalle oder Pufferhalle aus 3 m H he auf den Hallenboden 2 Absturz von Abfallgebinden bei der Einlagerung i
168. of Germany CONF 920957 Transactions of the American Nuclear Society United States 1993 Vol 67 Suppl 1 p 220 221 Brennecke P Illi H und R themeyer H Final Disposal in Germany Kerntechnik 59 1994 Nr 1 2 S 23 Brosche D Fischbacher W Periodische Sicherheits berpr fung f r KKI 1 atw 40 Jg 1995 Heft 5 Seite 324 Closs K D Internationaler Stand zur Entsorgung radioaktiver Abf lle In Radioaktivit t und Kernenergie Herausgeber Forschungszentrum Karlsruhe ISBN 3 923704 26 7 Mai 2001 Deutsches Atomforum e V Herausgeber Kerntechnik Anlagen in Deutschland INFORUM Verlag Bonn 1995 ISBN 3 926956 11 9 Dingman S E et al Core Damage Frequencies Based on IPE Results PSA 96 Proceedings of the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment Park City Utah 29 September 3 Oktober 1996 Vol Ill p 1426 Drouin M T et al Individual Plant Examinations Perspectives on Reactor Safety PSA 96 Proceedings of the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment Park City Utah 29 September 3 Oktober 1996 Vol Ill p 1411 DWK 83 ERD 79 FAB 96 FAB 98 FOR 96 GEL 96 G R 87 GOR 91 GOR 92 91 Deutsche Gesellschaft f r die Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH Kurzbeschreibung f r die Wiederaufarbeitungsanlage Wackersdorf Hannover August 1983 Erdmann R C et al Status
169. on Current Limits of Reliable Prediction Some Examples 1 SizewellB 2 N 4 3 Biblis B 4 Konvoi R morr recy comparable 6 P Bottom 7 Zion8 Surry 9 AP600 10 Abb 5 1 Entwicklungstrends des Sicherheitsniveaus der Kernkraftwerke von den fr hen Entw rfen bis hin zu fortschrittlichen Reaktoren nach Niehaus NIE 95 97 5 2 Ausgangsinformationen und daten im Hinblick auf die Quantifizierung der derzeitigen Werte der globalen Kenngr en g und h 5 2 1 INES Skala Statistik der Ereignisse im IRS im Zeitraum 1991 2000 5 2 1 1 bersicht Im Hinblick auf eine Bestimmung der Gr en g und h gem der zuvor formulierten Zielsetzung und ihrer Definition mu die Statistik der Einordnung der Ereignisse nach den Stufen der INES Skala das empirische Ausgangsmaterial bilden In den 70er und 80er Jahren des vergangenen Jahrhunderts haben sich weltweit eine Reihe von Unf llen ereignet die in retrospektiver Einordnung den Stufen 4 bis 7 zugeordnet werden k nnen Tabelle 3 4 enth lt vier Beispiele von denen die Unf lle in den Kernkraftwerken TMI 2 im Jahre 1979 und Tschernobyl im Jahre 1986 die bekanntesten sind Ohne es genauer zu quantifizieren und dies w re wegen fehlenden konsequenten Erfassung und Zuordnung zur INES Skala der Ereignisse in diesem Zeitraum auch nicht belastbar m glich l t sich ablesen da der Wert f r g in der Gr enordnung von 1 10 1 a liegt Auf die gro en Anstrengu
170. on Gr en erw hnt die als quantitative Kenngr en des Schadens und somit als Eingangsgr en f r entsprechende Risikobe rechnungen in Frage kommen die Zahl der Individuen die infolge des Unfallgeschehens eine bestimmte Strahlendosis erhalten die Zahl der Todesf lle 28 die Zahl der Erkrankungen die innerhalb der Anlage freigesetzte Aktivitatsmenge sowie die in die Umgebung freigesetzte Aktivitatsmenge Im folgenden werden in Anlehnung an die Ergebnisse eines im Juni 1991 in Wien abgehaltenen IAEA Symposiums zur PSA Anwendung bei der Ermittlung der betrieblichen Sicherheit von Leistungsreaktoren NIE 91 einige der wichtigsten dieser Kenngr en diskutiert 3 2 1 Gesundheitssch den in der Bev lkerung Public Health Effects Diesbez gliche Kenngr en sind standortbezogen es ist zu unterscheiden zwischen Individual und Kollektivrisiken individual risk societal risk Eine strikt risiko bezogene Betrachtungsweise liefert keinen Grund zwischen Beitr gen aus dem Normalbetrieb und aus m glichem Unfallgeschehen zu differenzieren Neben dem Risiko eines Todesfalls bei dem noch Soforttote und Tote infolge stochastischer Sch den unterschieden werden m ssen besteht das Risiko nicht t dlicher Sch den Als weitere Komplikation kommt an einem gegebenen Standort die m gliche Vorbe lastung durch andere Anlagen hinzu Bei der Festlegung von Kriterien f r das Individualrisiko geht
171. r chen auf der Sekund rseite im Speisewasser oder Frischdampfsystem ist die System Nichtverf gbarkeit gr er da die Systemintegrit t nicht gegeben und der Redundanzgrad eingeschr nkt ist Einer Uberflutung im Reaktor Ringraum kommt deswegen besondere Bedeutung zu weil mit einem Versagen der Absperrung l ngerfristig Komponenten sicher heitstechnisch wichtiger Systeme beeintr chtigt werden k nnen Insgesamt liegen 58 alle Einzelereignisse bei einer Gef hrdungsh ufigkeit unterhalb von 10 a das Sicherheitsniveau dieses Anlagentyps ist anerkannt hoch Das dreistufig gestaffelte Sicherheitskonzept der Konvoi Anlagen ist ber die Sy steme hinaus die der Sicherheitsbeurteilung im Rahmen der Betriebsgenehmigung zugrunde lagen erg nzt worden indem die genannten pr ventiven und mitigativen Notfallschutzma nahmen als vierte Sicherheitsebene im Sinne des Kapitels 2 1 erg nzt wurden Die bei diesem Anlagentyp realisierten Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes sind geeignet die Schadensh ufigkeit gegen ber der Gef hrdungsh ufigkeit nochmals um etwa eine Gr enordnung zu senken und dar ber hinaus auch mit Hilfe der schadensbegrenzenden Notfallma nahmen die Auswirkungen eines derart unwahrscheinlichen Schadensfalles auf die Anlage und auf die Umgebung abzumildern siehe Abbildung 4 4 Konvoi aktueil o Reduz H o Gefilterte _ SB Entlastung Mitigative NM Schwere Kernsch den o Not
172. r Bev lkerung wurde durch die Risikostudien nicht bewirkt Es zeigte sich dennoch da die PSA pragmatisch zur Identifizierung und zur Bewertung von Ma nahmen zur Ver besserung der Sicherheit eingesetzt werden kann Die 80er Jahre sind f r die PSA durch die Verbesserung von Methoden den Ausbau der Datenbasis und durch die Erweiterung von Anwendungsm glichkeiten etwa zur Optimierung von Wartungs und Pr fstrategien gekennzeichnet PSA der Stufe 1 werden zunehmend zur berpr fung der Sicherheitsvorsorge und ihrer Optimierung eingesetzt In den 90er Jahren hat sich die PSA in einer komplement ren Rolle zur traditionellen deterministischen Vorgehensweise bei der Sicherheitsbewertung etabliert Inzwischen gibt es in der internationalen Diskussion Stimmen die der PSA eine Bedeutung beimessen die ber die komplement re Funktion hinausgeht Hierzu sind auch bereits Entscheidungen getroffen worden als Beispiel sei das Final Policy 14 Statement der USNRC vom August 1995 genannt auf das in Kapitel 6 naher eingegangen wird Die hier knapp skizzierte Entwicklung ging mit einer Konsolidierung der Methoden und einer Verbesserung des Datenstandes einher die Uber die wissenschaftlich technische Risikoeinsch tzung hinaus die Voraussetzung f r eine wachsende Be r cksichtigung der PSA und ihrer Ergebnisse bei beh rdlichen Entscheidungen im Rahmen von Aufsichts oder Genehmigungsverfahren bildeten In diesem Zusammenhang wird auf die
173. r Kondensations kammer der Baulinie 72 zur Verhinderung der Bildung z ndf higer Wasserstoff Sauerstoff Gemische Durch die Gesamtheit dieser praventiven Ma nahmen wird bewirkt da die Kernschadensh ufigkeit gegen ber der H ufigkeit der Gef hrdungszust nde um etwa eine Gr enordnung reduziert wird Abschlie end sei ein Gesichtspunkt angesprochen der durch die hier angef hrten Beispiele verdeutlicht wird Kerntechnische Sicherheit ist nicht als statische Momentaufnahme zu verstehen Es handelt sich vielmehr um einen dynamischen Proze der eine fortlaufende Verbesserung des Sicherheitsniveaus der Anlagen beinhaltet Die sachgerechte Steuerung dieses Prozesses unter Beachtung wirt schaftlicher Gegebenheiten ber die Jahrzehnte der Lebensdauer einer Anlage hin weg ist als wesentlicher Bestandteil der Sicherheitskultur eines Landes und der f r Betrieb und Beaufsichtigung der Anlagen verantwortlichen Institutionen anzusehen der letztlich ber die langfristige von einer klaren Mehrheit der Gesellschaft getragene Nutzung der Kernenergie mitentscheiden wird Schwere St rf lle oder gar Unf lle haben ber ihre unmittelbare Schadenswirkung im Sinne von Schadenskosten oder Strahlenexposition gesellschaftlich politische Konsequenzen indem sie die Position der Kernenergie im Wettbewerb der Energietr ger schw chen Die probabilistische Analyse hat ber ihre M glichkeit hinaus bestehende Anlagen oder Verfahren quantitativ zu bewer
174. r Sicherheitseigenschaften die wiederum den Verzicht auf bzw die einfachere Gestaltung einiger aktiver Sicherheitssysteme erm glichen Dies schl gt sich in PSA Resultaten nieder die eine sehr niedrige Kernschadensh ufigkeit ausweisen Abbildung 5 9 120 US NRC Current Utility Requirements Plants Requirements AP1000 1x10 5x10 1x105 2 5x10 Abb 5 9 Die Kernschadensh ufigkeit des AP 1000 im Vergleich nach MAT 01 Der vorstehende Exkurs sollte anhand konkreter auf dem Weltmarkt angebotener Reaktortypen belegen dass die in Abbildung 5 1 angedeuteten M glichkeiten zur weiteren Verbesserung des globalen Sicherheitsniveaus technisch bereits jetzt erreichbar sind 5 5 6 M gliche Beitr ge fortschrittlicher Reaktoren zu den Risikokenngr en g und h Es stellt sich die Frage welche m glichen Beitr ge zu den globalen Kenngr en g und h die zuvor diskutierten fortschrittlichen Reaktoren leisten k nnen Zun chst ist die Summe g h im wesentlichen durch die Kernschadensh ufigkeit gegeben Aus den Ergebnissen f r den AP 1000 liest man daf r aus Abbildung 5 9 den sehr geringen Wert von 2 510 7 a ab Selbst wenn man von einem Bestand von Eintausend dieser Anlagen weltweit ausginge erg be sich so rechnerisch ein Wert von 2 510 a f r g h Dies liegt weit unter dem in Abschnitt 5 2 abgeschatzten Wert von 0 2 a Reaktoren ohne Kernschmelze w rden zu noch geringeren Werten f hr
175. r vorliegenden Betriebserfahrungen und der Erkennt nisse aus Risikoanalysen der aktuelle Wert der Kenngr en g und h abgesch tzt und auf der Basis sinnvoller und soweit m glich auf Analyseergebnisse abge st tzter Annahmen ber die Verbesserungsrate des Sicherheitsniveaus von Anlagen ber die kommenden beiden Jahrzehnte extrapoliert werden Die Ergebnisse sind aus einer Reihe von Gr nden die im einzelnen in Abschnitt 5 4 dargelegt sind mit Unsicherheiten behaftet und m ssen daher durch eine Fehler und Sensitivi t tsanalyse erg nzt werden Das so abgesch tzte globale Sicherheitsniveau der Kernenergienutzung wird abschlie end in seinem zeitlichen Verlauf bewertet und bildet die wesentliche Grundlage f r die Schlu folgerungen der vorliegenden Arbeit Es wird insbesondere dargelegt ob und inwieweit die in Abschnitt 3 4 aufgestellten Minimalforderungen an g und h erf llt sind bzw welche Ma nahmen zu ihrem Erreichen erforderlich sind Diese Zielsetzung soll im vorliegenden Kapitel erreicht werden Dazu stehen im ein zelnen die folgenden Informations und Datenquellen zur Verf gung e Die internationale Betriebserfahrung mit dem Betrieb kerntechnischer Anlagen in Form der Berichte des IRS Incident Reporting System e Ver ffentlichte Ergebnisse von Sicherheits und Risikoanalysen f r kerntechni sche Anlagen vergleiche Kapitel 4 f r einen repr sentativen Querschnitt 96 e Studien Uber die vo
176. rartige L sungen m glich sind da jedoch weitere Forschungs und Entwicklungsarbeiten sowie die Erbringung der erforderlichen Nachweise im Rahmen k nftiger Genehmigungsverfahren notwendig sein werden um den Anspruch einer katastrophenfreien Technik auch real erf llen zu k nnen In der im Juli 2000 erschienenen Ver ffentlichung Sicherheitsanforderungen f r zuk nftige Kernkraftwerke KUG 00 werden diese Anforderungen aufbauend auf dem Sicherheitskonzept heutiger Anlagen im einzelnen definiert und konkretisiert Der Ausbau der friedlichen Nutzung der Kernenergie als wichtiger Komponente eines nachhaltigen energiepolitischen Gesamtkonzepts schreitet weltweit gesehen stetig fort Es erscheint zweckm ig f r die damit verbundenen Entscheidungen gesamthafte Risikobetrachtungen unter Einbeziehung der bekannten Risiken anderer 138 Energietr ger aber auch der mit einem Verzicht auf die Kernenergienutzung verbundenen Risiken insbesondere der Aspekte einer globalen Klimaveranderung zu entwickeln Dies ist auf der Basis des notwendigerweise begrenzten Kennt nisstandes sicher keine Aufgabe die rasch zu allgemein anerkannten und akzeptierten Einsichten f hren wird der sich die Verantwortungstrager in Regierung Wirtschaft und Wissenschaft dennoch stellen sollten Unsicherheiten in den Grundlagen und Prognosen werden bei grundlegenden Entscheidungen zu Fragen der Energieversorgung und des Schutzes der Umwelt auch k
177. raus die Absch tzung g 0 017 1 a Dies stellt in der Gr enordnung eine Absicherung des in der vorliegenden Arbeit verwandten Erwartungswertes aus der Nullfehlerstatistik dar Zugleich wird deutlich dass dieser Wert vermutlich etwas zu hoch liegt Eine Quantifizierung der Rate der Verbesserung der Sicherheitskenngr en l t sich nur grob durchf hren Die Beispiele in Kapitel 4 liefern allerdings wertvolle Hinweise f r diese Sch tzung Man erkennt etwa am Beispiel aus Abbildung 4 8 sowie an der zusammenfassenden Darstellung in Abbildung 5 1 da man in der Tat von einer glo balen Verbesserung des Sicherheitsniveaus ausgehen kann Dabei kann es in Ein zelf llen in einem Jahrzehnt Verbesserungen von einem Faktor 10 oder mehr in der Kernschadensh ufigkeit geben Derartig einschneidende Ma nahmen k nnen f r Anlagen mit einem bereits guten Sicherheitsniveau kaum durchgef hrt werden die PSA wird ja gerade f r die Beurteilung von Notwendigkeit und Dringlichkeit von Ver besserungsma nahmen herangezogen Nimmt man etwa an da die Anlagen mit einer Kernschadensh ufigkeit von 10 1 a sich im Laufe eines Jahrzehnts durch die Gesamtheit aller Ma nahmen Sicherheitsverbesserungen technischer Fort schritt wachsende Betriebserfahrung um etwa einen Faktor 2 verbessern so ist dies sicher im Mittel keine zu optimistische Annahme Ebenso ist die Hypothese einzusch tzen da die Anlagen mit einer Kernschadensh ufigkeit von 10 1 a
178. raussichtliche Entwicklung der Kernenergie und von Zahl Art und Charakteristika der kerntechnischen Anlagen Die erstgenannte Quelle dient in erster Linie der Abschatzung der aktuellen Werte von g und h die brigen bilden die Grundlage f r die Absch tzung des Zeitverlaufs Als entscheidender Gesichtspunkt sei hier nochmals der dynamische Charakter der kerntechnischen Sicherheit herausgestellt Dieser wird beispielsweise durch die in Kapitel 4 dargestellten Studienergebnisse in vielfacher Weise auch im internationalen Kontext belegt Demgegen ber erscheint die Auffassung eines generell unver nder lich bestehenden Restrisikos durch die Kernenergienutzung als wissenschaftlich nicht haltbar und zutiefst technikfremd Angesichts der grundlegenden Bedeutung dieser Erkenntnis sei diese noch einmal durch eine der Literatur entnommene Darstellung Abb 5 1 der zeitlichen Entwicklung des Sicherheitsniveaus von Kernkraftwerken belegt Die am rechten Rand der Abbildung skizzierten Verbesserungen des Sicherheitsniveaus sind auch mit bereits heute verf gbaren Reaktorbaulinien realisierbar Hierauf wird in Kapitel 5 5 n her eingegangen PRE INSAG N PRE TMI Q Backfit F gy INSAG 3 N NRC Policy 2y BSL HSE INSAG 5 Backfit ug EPRI Goals bc NRC Staff Evolutionary ta a IAEA Improvements 7 Band spread is due to different designs e differencies in methods Evolutionary differencies in data Improvements Innovati
179. ressiert ist werden derartige Gr en hier nicht weiter er rtert 3 3 Schadenskosten 3 3 1 Unfallkostenrechnung der ersten Generation Durch schwere Unf lle in Kernkraftwerken k nnten Sch den verursacht werden de ren potentielle Kosten im kalkulierten Strompreis nicht enthalten sind Die H he dieser Kosten h ngt vor allem von den folgenden Einflu gr en und den in den Analysen bez glich der jeweiligen Wahrscheinlichkeit direkt oder indirekt getroffenen Annahmen ab Zahl von Soforttoten bei einem Unfall unfallbedingte Kollektivdosis als Basis f r die Absch tzung von Sp tsch den Kosten eines Todesfalls Krankheitskosten Umfang von Sachsch den einschlie lich Landkontamination In der Literatur finden sich verschiedene Super GAU Kostenrechnungen Hierbei steht die Abk rzung GAU Gr ter Anzunehmender Unfall f r einen Ansatz der in 30 den Anfangsjahren der Kernenergienutzung insbesondere in den USA Maximum Credible Accident MCA verwendet und sp ter auch in der Bundesrepublik Deutschland durch das Konzept der Auslegungs und der auslegungs berschrei tenden St rf lle bzw Unf lle ersetzt wurde Die wesentlichen Parameter aus der Untersuchung von Ewers Rennings EWE 91 zeigt Tabelle 3 1 Tabelle 3 2 aus CON 93 enth lt eine Zusammenstellung der wichtigsten Annahmen und Ergebnisse von sieben Super GAU Kostenrechnungen die in den Jahren
180. rheiten erfolgt in der vorliegenden Arbeit keine direkte Ab st tzung auf sie Allein ihr Mittelwert wird in einen Abgleich mit dem empirisch ermit telten Wert f r g eingebracht Zusammenfassend l t sich festhalten da die zahlreichen vorliegenden Analyseer gebnisse bedingte Wahrscheinlichkeiten f r gro e Freisetzungen im Falle eines An lagenschadenszustandes mit einem Mittelwert von nicht mehr als 0 1 erwarten las sen Diese Erkenntnisse zu Kernschadensh ufigkeiten zur bedingten Wahrscheinlichkeit signifikanter Freisetzungen im Falle von Kernsch den und zur Dynamik der globalen Verbesserung des Sicherheitsniveaus von Kernkraftwerken lassen sich wie folgt zu sammenfassen Die in PSAs ermittelten Kernschadensh ufigkeiten liegen weitaus berwiegend im Bereich zwischen 10 und 10 1 a Man vergleiche hierzu die Angaben in Abschnitt 4 5 insbesondere Abbildung 4 6 Die Mehrzahl der Ergebnisse in sehr grober Sch tzung etwa 80 liegen im Bereich zwischen 10 und 10 1 a In Einzelf llen werden in Analysen auch Werte unterhalb von 10 1 a z B f r die deutschen Kon voi Anlagen ausgewiesen Auch Werte oberhalb von 10 1 a wurden als Analyseergebnisse publiziert In den meisten dieser F lle zeigt eine genauere 104 Sichtung der Quellen daB es sich dabei entweder um konservative Analysen handelt und oder um PSAs f r Anlagen in denen die sich aus den Analysen ergebenden Hinweise auf Sicherheitsverbesser
181. rheitssch tzung und Alternativszenarien 106 5 4 1 Sensitivit tsanalyse 106 5 4 2 Unsicherheitssch tzung 108 5 4 3 Alternativszenarien 110 5 5 Beispiele f r fortgeschrittene Reaktorbaulinien und ihre verbesserten Sicherheitseigenschaften 111 5 5 1 Einleitung 111 5 5 2 HTR 112 5 5 3 EPR 115 5 5 4 SWR 1000 117 5 5 5 AP 1000 118 55 6 M gliche Beitr ge fortschrittlicher Reaktoren zu den Risikokenngr en g und h 119 6 Nationale Strategien zur Einbeziehung der Ergebnisse proba bilistischer Analyseergebnisse in Sicherheitsanforderungen am Beispiel der Niederlande Gro britanniens und der USA 123 6 1 Die Niederlande 123 6 2 Gro britannien 125 6 3 USA 126 7 Zusammenfassung und Folgerungen 132 7 1 Stand der Methodik und Anwendungen der Risikobetrachtungen fur Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs 132 7 2 Risikokenngr en 132 7 3 Die Risiken des Kernbrennstoffkreislaufs 133 7 4 Folgerungen 135 Anh nge Anhang A Aufbau Wirkungsweise und wesentliche Sicherheitsmerk Anhang B Anhang C Anhang D Anhang E male von Kernkraftwerken A 1 A 22 Technische Aspekte bei der Ver und Entsorgung sowie bei der Stillegung kerntechnischer Anlagen B 1 B 72 Auflistung bestehender und geplanter Anlagen des Brenn stoffkreislaufs in der Bundesrepublik Deutschland C 1 C 28 Verlauf Bewertung und bisherige Konsequenzen des Kritikalit tsunfalls in der Konversionsanlage der Firma JCO in Tokai Mura Japan vom 29 S
182. ritt der nuklearen Entsorgung ist die Endlagerung der radioaktiven Abf lle die beim Betrieb und beim Abbau kerntechnischer Anlagen anfallen Diese setzen sich aus schwach mittel und hochaktiven Abf llen zusammen im Falle der Direkten Endlagerung sind es die konditionierten bestrahlten Brennelemente Ziel ist die langfristige Verwahrung dieser Abf lle zum Schutze von Mensch und Umwelt vor der Sch digung durch ionisierende Strahlung Dabei gilt auch hier der f r kerntechnische Anlagen g ltige Grundsatz Die Strahlenbelastung die von einem Endlager herr hrt darf nicht zu Individualdosen f hren die die Werte des 47 der neuen Strahlenschutzverordnung berschreiten 300 uSv Konzept Endlagerkonzepte und Endlagerm glichkeiten sind f r die die Kernenergie nutzenden L nder unterschiedlich und richten sich insbesondere nach den jeweilig vorhandenen geeigneten geologischen Formationen Eine umfassende Beschreibung internationaler Ans tze bei der Endlagerung radioaktiver Abf lle wird von R themeyer und Warnecke in der Zeitschrift Kerntechnik ROT 94 gegeben In der Bundesrepublik Deutschland wurden schon fr hzeitig Salzlagerst tten als m gliche Endlager f r radioaktive Abf lle untersucht In den Jahren von 1967 bis 1978 wurden in dem stillgelegten Salzbergwerk ASSE II bei Wolfenb ttel schwach und mittelaktive Abf lle eingelagert und damit die M glichkeit der Endlagerung dieser Abfallkategorien erfolgreich demonstrier
183. rke vorgesehen Inzwischen wird sie auch f r andere kerntechnische Einrichtungen wie Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufes und Forschungsreaktoren angewendet sowie dar ber hinaus f r Ereignisse beim Umgang mit technischen Strahlenquellen sowie bei Transporten radioaktiver Stoffe Die Bewertungsskala INES hat sieben Stufen Abb 3 1 Die oberen Stufen 4 bis 7 umfassen Unf lle die unteren Stufen 1 bis 3 St rungen und St rf lle Ereignisse ohne sicherheitstechnische oder radiologische Bedeutung im Sinn der internationalen Skala werden als Unterhalb der Skala bzw Stufe 0 bezeichnet Die Bedeutung der einzelnen Stufen wird jeweils durch eine Zahl und eine Kurzbe zeichnung gekennzeichnet Die Kurzbezeichnungen sind als allgemeine Umschreibung gedacht Sie stellen keine genaue oder abschlie ende Charakterisie rung dar Die Ereignisse werden nach drei bergeordneten Aspekten bewertet Radiologische Auswirkungen au erhalb der Anlage Radiologische Auswirkungen in der Anlage und Beeintr chtigung der Sicherheitsvorkehrungen Jedem dieser drei Aspekte entspricht eine Spalte der Tabelle 3 3 35 Der erste Aspekt umfa t die Ereignisse welche zur Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Umgebung der Anlage f hren Solche Ereignisse k nnen die ffentlichkeit unmittelbar betreffen Die h chste Stufe des Aspektes Radiologische Auswirkungen au erhalb der Anlage ist die Stufe 7 Sie entspricht einem kata
184. rmation steht die Schich tenfolge des Korallenooliths zwischen etwa 800 m und 1300 m Teufe zur Verf gung Der f r die Endlagerung von Abfallgebinden vorgesehene Hohlraum soll s dlich des Schachtes Konrad 1 aufgefahren werden Dieser noch zu erstellende Teil des Gru bengeb udes wird in Einlagerungsfelder mit einzelnen Einlagerungskammern un tergliedert In den Kammern die bei einem mittleren Querschnitt von 40 m mehrere hundert Meter lang sein k nnen sollen die Abfallgebinde im R ckbau gestapelt wer den In die Auslegung des geplanten Endlagers Konrad sind Anforderungen aus nachfol gend beschriebenen St rfallanalysen eingeflossen Als Beispiele aus dem Bereich der obert gigen Anlage seien die Auslegung der Umladehalle und der Pufferhalle gegen Erdbeben und die Hubh henbegrenzung der Transportmittel wie z B beim Kran in der Umladehalle oder beim Seitenstapelfahrzeug in der Pufferhalle genannt Im Bereich der untert gigen Anlage sind die zul ssigen Brandlasten f r den Transportwagen und das Stapelfahrzeug begrenzt worden 74 4 2 8 3 Storfallanalysen fur das Endlager Konrad Auf die Aspekte der Langzeitsicherheit wird hier nicht eingegangen da m gliche Konsequenzen aus einer Migration radioaktiver Stoffe aus dem Endlager zur Bio sph re in dem hier betrachteten Zeitraum keine Risikobeitr ge leisten Zus tzlich zu den bereits genannten Quellen ROT 94 BFS 92 und BRE 94 sei f r eine Orientierung ber meth
185. s tzlich auszuschlie en Die Anlagen der Brennelementfertigung sind also ebenso wie die Wiederaufarbeitungsanlagen zu ber cksichtigen siehe Kapitel 5 4 2 5 Kernkraftwerke In Kapitel 2 wurde bereits dargelegt da die PSA heute ein unverzichtbarer Bestandteil der Sicherheitsbeurteilung f r Kernkraftwerke ist Es gibt inzwischen f r deren gro e Mehrzahl eine anlagenspezifische PSA zumindest der Stufe 1 Im Gegensatz zu den brigen Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs sind daher die Risiken nicht nur qualitativ bekannt sondern im Detail untersucht und quantifiziert Es ist somit m glich die Diskussion des vorliegenden Abschnitts auf Ergebnisse von PSA und Risikostudien zu begrenzen 4 2 5 1 Sicherheitsanalyse f r Siedewasserreaktoren Referenzanlage f r die von der Gesellschaft f r Anlagen und Reaktorsicherheit im Jahre 1992 abgeschlossene SWR Sicherheitsanalyse GRS 92 ist das Kern kraftwerk Gundremmingen KRB eine Anlage mit zwei Bl cken von 1300 MWe KRB B bzw 1308 MWe KRB C mit jeweils einem Siedewasserreaktor der Baulinie 72 In Tabelle 4 1 sind die betrachteten ausl senden Ereignisse und ihre H ufigkeit zu sammengestellt Letztere unterscheiden sich f r die Gruppen ausl sender Ereignisse sehr stark f r Betriebstransienten liegen sie berwiegend im Bereich von 0 1 bis 1 pro Jahr w hrend sie f r Ereignisse mit Ausfall der Reaktorschnellabschaltung ATWS um ca 6 Gr enordnungen niedriger liegen Um zu ei
186. sment of Nuclear Power Plants Level 1 Beitrag zum IAEA Specialists Meeting on Use of PSA in the Regulatory Process Wien 26 29 April 1993 Vrijling J K van Hengel W van Maanen S E The Application of the Concept of Societal Risk to Various Activities in the Netherlands Proceedings of the International Conference Probabilistic Safety Assessment and Management 96 ESREL 96 PSAM III June 24 28 1996 Crete Greece Volume 2 p 960 966 Springer Verlag 133 7 Zusammenfassung und Folgerungen 7 1 Stand der Methodik und Anwendungen der Risikobetrachtungen f r Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs Die Sicherheit der Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs wurde und wird u a durch ihre Auslegung gegen deterministisch vorgebene Auslegungsst rf lle deren Beherr schung gefordert wird gew hrleistet Dar ber hinaus haben sich quantitative Risiko betrachtungen als erganzendes Element der Sicherheitsbeurteilung fest etabliert Dies wurde erreicht durch einen bedeutenden methodischen Fortschritt auf dem Gebiet der probabilistischen Sicherheitsanalyse der in erster Linie die Kernbereiche Rechenprogramme Auswertung von Fehlero umen thermohydraulische Analysen auch im auslegungs berschreitenden Bereich Datenerhebung und Modellierung von Unfallabl ufen betrifft Schrittmacher f r diese Entwicklung waren grundlegende Arbeiten wie WASH 1400 in den USA und die Deutsche Risikostudie DRS Die Wertsch tzung dieses neuar
187. strophalen Unfall bei dem in einem weiten Gebiet Sch den f r die menschliche Gesundheit und die Umwelt zu erwarten sind Die niedrigste Stufe dieses Bereiches ist Stufe 3 Sie entspricht einer sehr geringen Radioaktivit tsabgabe welche bei den am st rksten betroffenen Personen au erhalb der Anlage zu einer Strahlenbelastung von etwa einem Zehntel der nat rlichen Strahlenbelastung f hrt Der zweite Aspekt betrifft die radiologischen Auswirkungen welche ein Ereignis innerhalb der Anlage hat Die h chste Stufe dieses Bereiches ist Stufe 5 die niedrig ste Stufe 2 Stufe 5 enth lt F lle bei denen es zu schweren Sch den am Reaktor kern und an den radiologischen Barrieren gekommen ist Stufe 2 umfa t gr ere Kontaminationen innerhalb der Anlage und unzul ssig hohe Strahlenbelastungen des Personals Um Ereignisse mit nennenswerten radiologischen Auswirkungen innerhalb und au erhalb der Anlage zu verhindern sind wie in Kapitel 2 1 dargelegt Kernkraftwerke mit einem mehrfach gestaffelten System von Sicherheitseinrichtungen ausgestattet Der dritte Aspekt umfa t die Ereignisse bei denen diese Sicherheitsvorkehrungen beeintr chtigt worden sind Er reicht von Stufe 3 bis Stufe 1 Die Internationale Bewertungsskala dient ausschlie lich zur Einstufung von Er eignissen mit sicherheitstechnischer oder radiologischer Bedeutung Arbeitsunf lle oder andere Vorkommnisse welche nicht in Zusammenhang mit dem nuklearen Be trieb der Anl
188. t Als Endlagerst tte von schwach und nicht w rmeentwickelnden mittelaktiven Abf l len kommen auch andere trockene geologische Formationen in Betracht So wurde und wird die Schachtanlage Konrad in Salzgitter auf ihre Eignung f r die Endlagerung solcher Abf lle untersucht Die Grube Konrad ist ein stillgelegtes Eisenerzbergwerk das durch m chtige wasserundurchl ssige Tonschichten im Deckgebirge von den grundwasserf hrenden Schichten abgeschlossen ist und somit eine massive geologische Barriere f r eine sichere Endlagerung bietet Es ist geplant nach Beendigung der Einlagerungst tigkeit abschlie end die Sch chte zu verf llen und mit Schachtstopfen zu versehen Nach diesem Verschlie en w re der Transport mit dem Grundwasser der einzig m gliche Freisetzungspfad von Radionukliden aus dem Endlager in die Biosph re Die Verhinderung bzw Verz gerung eines solchen Radionuklidtransports wird durch die Kombination von mehreren nat rlichen und technischen Barrieren erreicht Diese sind das Abfallprodukt und seine Verpackung die Versatzstoffe in den Strecken und Sch chten die Verschl sse der Bohrl cher Strecken und Sch chte und schlie lich die geologische Endlagerformation mit dem dar berliegenden Deckgebirge 73 Diese Barrieren gew hrleisten da auch nach Beendigung des Einlagerungsbetrie bes das vorgegebene Schutzziel eingehalten wird weitere Einzelheiten hierzu sind dem nachfolgenden Kapitel zu entnehmen 4 2
189. t beherrschte Ereignisabl ufe um etwa das 10fache auf rund 1 zu 200 000 pro Anlage und Jahr Die GRS Sicherheitsanalyse zeigt sehr deutlich in welchem Ma e die PSA einen Motor f r wirksame Sicherheitsverbesserungen darstellt Bestehende Schwach stellen und Unausgewogenheiten werden erkannt zugleich werden Verbesserungs m glichkeiten aufgezeigt die sich wiederum mit den Methoden der PSA bewerten lassen Bei konsequenter Nutzung der Erkenntnisse aus der PSA ergibt sich nach der erstmaligen Durchf hrung einer PSA in den meisten F llen ein deutlich verbessertes Sicherheitsniveau und eine weitergehende Ausgewogenheit des Sicherheitskonzepts der Anlage H ufigkeit 1 a Betriebstransienten a eri wasserversorgung aus gemeinsamer Ursache 0 3 Offenbleiben eines Sicherheits und Entlastungsventils Notstromfall Transienten durch Lecks im Nachk hlsystem T7 Leck im Nachk hlsystem au erhalb des Sicherheitsbeh lters Po Kleines Leck GroBes Leck Betriebstransienten mit Ausfall der Reaktorschnellabschaltung ATWS Transienten mit Ausfall des hydraulischen EinschieBens und des Sammeleinfahrens lt 10 Ausfall der Hauptspeisewasserversorgung mit Versagen der Anregung der Reaktorschnellabschaltung 1 0 10 Transienten mit Druck und Temperaturabsenkung und mechanischem Versagen von 2 oder 3 benachbarten Steuer 4 0 10 staben infolge abh ngigen Ausfalls Transienten mit mechanischem Versagen von 4 oder mehr Lecks innerhalb d
190. ten das Potential die zuvor dargelegte Dynamik der Weiterentwicklung der kerntechnischen Sicherheit quantitativ zu beschreiben und damit einerseits zu ihrer Wahrnehmbarkeit beizutragen aber auch eine verbesserte aufwandsoptimierte Steuerung dieser Prozesse m glich zu machen hierauf soll in Kapitel 5 genauer eingegangen werden 23 Literatur zu Kapitel 2 AEC 57 ASK 97 BER 95 BER 97 BMI 77 BMI 83 BMU 97 BMU 98 FAK 97A Theoretical Possibilities and Consequences of Major Accidents in Large Nuclear Power Plants United States Atomic Energy Commission WASH 740 1957 Arbeitsgruppe Schutzzielkonzept Schutzzielorientierte Gliederung des kerntechnischen Regelwerks Ubersicht Uber die Ubergeordneten Anforderungen Dezember 1996 BfS KT 17 97 Salzgitter 1997 Berg H P On the Potential of Probabilistic Safety Assessment Kerntechnik 60 1995 71 Berg H P Weil L Safety Features of Future LWR in Germany Regulatory View CONF 970607 Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety Volume 2 American Nuclear Society ANS Orlando FL United States 1 5 June 1997 Bekanntmachung des Bundesministers des Innern Sicherheitskriterien fur Kernkraftwerke vom 21 10 77 Bundesanzeiger Nr 206 vom 03 11 77 Der Bundesminister des Innern Zusammenstellung der in atomrechtlichen Genehmigungs und Auf sichtsverfahren f r Kernkraftwerke erforderlichen Informat
191. tigen Analyseinstruments kann und mu sowohl bei atomrechtlichen Beh rden und Sachverst ndigenorganisationen als auch bei Her stellern und Betreibern kerntechnischer Anlagen als allerdings auf hohem Niveau uneinheitlich angesehen werden Als Ursachen f r Vorbehalte sind hier immer noch bestehende Limitierungen insbesondere bez glich der Vollst ndigkeit der Analysen unzureichender Datenbasen und modellmaBiger Schw chen insbesondere bei Personalhandlungen und gemeinsam verursachten Ausf llen zu nennen Der generelle Nutzen der PSA zur Identifizierung von Schwachstellen und zur Beurteilung der Ausgewogenheit der Auslegung sowie zur Beurteilung des Sicherheitsniveaus wird jedoch allgemein anerkannt Der Anwendungsschwerpunkt probabilistischer Sicherheitsanalysen liegt bei den Kernkraftwerken Es gibt f r die berwiegende Mehrzahl der Kernkraftwerke der Welt eine PSA der Stufe 1 in den letzten Jahren werden vermehrt Analysen der Stufe 2 durchgef hrt f r eine begrenzte Zahl von Anlagen liegen bereits Analysen der Stufe 3 vor In den letzten Jahren werden auch immer h ufiger Analysen f r Zust nde au erhalb des Leistungsbetriebs vorgelegt wof r wiederum auch methodischer Fortschritt Voraussetzung war Eine solche Anwendungsdichte der PSA ist derzeit f r die brigen Anlagen des Kernbrennstoffkreislaufs nicht gegeben Es gibt allerdings durchaus einzelne Anwendungen beispielsweise f r Anlagen zur Behandlung radioaktiver Abf
192. tors Power 9 5 Small Releases 38 0 BDBIFs at S D 14 6 5 D 67 Int Initiators S D 12 8 Ext eons CONTRIBUTIONS TO CORE MELT FREQUENCY FROM SIZEWELL B FAULT ANALYSIS Ext Initiatore Power BDBIFs at Power 4 8 Others 6 9 Int Initiators Power 26 9 BOBIFs at S D 5 4 Int initiators S D 31 9 Ext Initiators S D 21 6 BDBIF Beyond Design Base Initial Faults d h interne ausl sende Ereignisse die nicht auslegungsgemaB beherrscht werden Abb 4 9 Ergebnisse der PSA f r Sizewell B nach ROS 94 71 4 2 6 Wiederaufarbeitung Im Gegensatz zu den Anlagen zur Konversion und zur Anreicherung von Uran liegen in einer Wiederaufarbeitungsanlage sowohl erhebliche freisetzbare Inventare als auch freisetzungsf rdernde Mechanismen vor so da sich hinsichtlich des Risikos und im Hinblick auf die Abschnitt 3 4 eingef hrten Zielgr en nicht zu vernachl ssigende Beitr ge ergeben Auch die Betriebserfahrungen umfassen
193. triellen Radiographie in Agypten im Jahre 2000 Am 29 09 1999 kam es in der Konversionsanlage der Firma JCO in Tokai Mura in Japan zu einem Kritikalitatsunfall in dessen Verlauf massive in zwei F llen t dliche Strahlenexpositionen bei Arbeitern der Anlage auftraten und der die Diskussion um die Nuklearsicherheit weltweit erneut angefacht hat KUG 99 Der Verlauf des Unfalls seine Ursachen und daraus resultierende Folgen sind in Anhang D dargestellt Der Unfall wurde von den japanischen Beh rden angesichts der schweren Personensch den auf der INES Skala mit 4 eingestuft und ist somit f r die den in dieser Arbeit verwendeten globalen Sicherheitsindikator h von unmittelbarer Bedeutung Der Ereignistyp es handelt sich wie in Anhang D im einzelnen beschrieben ist um einen Kritikalit tsunfall ist in keiner Weise neu Es wurde in Kapitel 4 dargelegt da in den Anlagen zur Konversion zur Anreicherung zur Brennelementfertigung und zur Wiederaufarbeitung ein derartiges Gefahrenpotential besteht wobei zugleich das Risiko einer gro en Freisetzung als relativ gering eingesch tzt wurde Sollten Globalisierung und internationale Deregulierung zu einer Reduktion der Wirksamkeit der Nuklearaufsicht f hren w re allerdings zu bef rchten da es weltweit weitere R ckschl ge f r die nukleare Sicherheit und damit f r die friedliche Nutzung der Kernenergie gibt Der an zweiter Stelle erw hnte radiological accident in
194. tz verantwortliche Bundesministerium f r Um welt Naturschutz und Reaktorsicherheit hat im Jahre 1997 Leitf den f r die Periodi sche Sicherheits berpr fung der im Betrieb befindlichen Kernkraftwerke ver ffent licht und die f r Aufsicht und Genehmigung kerntechnischer Anlagen zust ndigen Landesministerien um deren Anwendung gebeten In diesen Leitf den wird u a f r jedes Kernkraftwerk eine PSA der Stufe 1 d h die Ermittlung der Eintrittswahr scheinlichkeit einer nicht beherrschten Sch digung des Reaktorkerns gefordert Mit dem Vorliegen der nach diesen Leitf den durchgef hrten PSA als anlagenspe zifische Analysen wiederum ergeben sich weitere M glichkeiten zur Optimierung der Sicherheit z B im Bereich der Wartungs und Instandhaltungsstrategien Plant Life Management W hrend in Deutschland der Gebrauch der PSA komplement r zur deterministi schen Sicherheitsanalyse gesehen wird ist man in anderen L ndern bereits jetzt bereit ihr eine noch wichtigere Bedeutung beizumessen Als Beispiele seien die Niederlande und Gro britannien genannt des weiteren hat die amerikanische Atomaufsichtsbeh rde USNRC beschlossen k nftig bei all ihren Entscheidungen der Risikoanalyse eine entscheidende Rolle einzur umen Hierbei sind die Konzepte der Niederlande und Gro britanniens nicht auf kerntechnische Anlagen beschr nkt viel mehr sind in diesen L ndern f r alle Anlagen mit technischem Gefahrenpotential Risikoan
195. tzkomponenten modernster Schaltungstechnik Technische Univ M nchen Garching Lab f r Reaktorregelung und Anlagensicherung Kerntechnik 1972 v 14 11 p 540 545 WEI 73 WEI 74 WEI 93 WEI 96 WEI 95 WEI 95A 26 Weil L Zuverl ssigkeitsuntersuchungen am Trennverst rker eines Reaktorschutzsystems Technische Univ M nchen Garching Lab f r Reaktorregelung und Anlagensicherung MRR 120 M rz 1973 Go ner S Weil L Reactor Shut down System Availability Related to Anticipated Operational Disturbances Technische Univ M nchen SRD R 41 Specialist Meeting on the Development and Application of Reliability Techniques to Nuclear Plant Jointly organised with the Safety and Reliability Directorate of the United Kingdom Atomic Energy Authority Liverpool 8th 10th April 1974 Proceedings Nuclear Energy Agency Paris France Jan 1975 Paper no SNI 3 21 Weil L Strategie zur Ausnutzung der Sicherheitsreserven von Kernkraftwerken Fortschritte in der Energietechnik F r eine wirtschaftliche umweltschonende und schadensbegrenzende Energieversorgung Editor Kugeler K Neis H Ballensiefen G 1993 p 533 541 Monographien des Forschungszentrums Juelich Band 8 ISBN 3 89336 120 0 Berg H P Weil L Safety Assessment of Nuclear Power Plants in Germany Present Status and Future Developments International Symposium on Nuclear Energy and the Environment 1996 p
196. uchteil der gesamten einge lagerten Aktivit t von ca 10 Bq freigesetzt wird Dies rechtfertigt es das auBeror dentlich geringe Endlagerrisiko in der weiteren Diskussion zu vernachl ssigen 4 2 8 4 Das Endlagerprojekt Gorleben Seit 1979 wird der an der Elbe im nieders chsischen Landkreis L chow Dannenberg gelegene Salzstock Gorleben auf seine Eignung als Endlager f r alle Arten von radioaktiven Abf llen und bestrahlten Brennelementen also insbesondere auch f r signifikant w rmeerzeugende Abf lle untersucht CLO 01 Das Untersuchungsprogramm umfasst die bert gige und die untert gige geologische und bergm nnische Erkundung sowie eine Bewertung aller Fragenkomplexen die f r eine sp tere Eignungs und Sicherheitsaussage notwendig sind St rfallgruppe Kumulative H ufigkeit pro Jahr Absturz von Abfallgebinden ber Tage Zusammensto von Fahrzeugen mit Brand Fahrzeugbrand Brand in der Anlage St rfallgruppe Kumulative H ufigkeit pro Jahr Absturz von Abfallgebinden Fahrzeugbrand Unter Tage Zusammensto von Fahrzeugen mit und ohne Brand Steinschlag Brand in der Anlage Menschliche Einwirkung beim Transport Tab 4 5 Kumulative H ufigkeiten von St rfallgruppen f r das geplante Endlager Konrad nach BER 93 76 Im Zeitraum 1979 bis 1983 erfolgte die Ubertagige Erkundung des Standorts Sie bestand aus seismischen Messungen und Bohrungen von der Oberflache aus durch das ca 350 m star
197. uf Geb udeoberfl chen Die genannten Werte sind dabei als typisch zu betrachten Wegen der weitgehenden Au erbetriebnahme der Systeme und der starken Reduk tion von Druck und Temperaturgradienten fallen eine ganze Reihe von Mechanis men weg die als Ausl ser f r einen St rfall dienen k nnen z B Uberdruckversagen von Beh ltern und Rohrleitungen unzureichende Nachw rmeabfuhr Turbinenzer knall Das technische Barrierensystem zur R ckhaltung von Radionukliden besteht jedoch fort es umfasst im wesentlichen Geb udew nde Filter Wandungen der Komponenten der Sicherheitsbeh lter Containment die Komponente selbst sofern aktiviert bei Abfallgebinden die Nuklidmatrix und die Verpackung 78 Fur die an Gebaudeoberflachen abgelagerten Radionuklide bestehen Barrieren le diglich in den Luftfiltern und den Geb udestrukturen gegebenenfalls kommt das Containment hinzu Durch Aktivierung in den kernnahen Bauteilen entstandene Radionuklide werden zusatzlich von der Komponente selbst und dem gesamten Primarkreis an der m glichen Freisetzung gehindert Aus den vorstehenden Feststellungen darf aber nicht geschlossen werden daB eine stillgelegte kerntechnische Anlage generell kein bzw lediglich ein vernachlassigbares Risiko darstellt Eine Freisetzung ist beispielsweise dann denkbar wenn durch innere oder auBere Einwirkungen die genannten Barrieren beeintr chtigt werden Bez glich der inneren Einw
198. ufigkeit der Schadenszustande der von den Betriebs und Sicherheitssystemen nicht beherrschten Ereignisabl ufe sowie Aufzeigen von potentiellen anlageninternen Notfallma nahmen zur Verhinderung von Schadenszust nden Die PSA f r das KKI 1 bildet die anlagentechnischen Gegebenheiten zum Zeitpunkt der PSA Erstellung unter Einbeziehung von Verbesserungsma nahmen der Anlagentechnik die zum damaligen Zeitpunkt geplant waren und zwischenzeitlich realisiert wurden ab Auf der Basis der ber cksichtigten ausl senden Ereignisse wurde f r KKI 1 eine Gesamth ufigkeit von Gef hrdungszust nden von 4 6 10 a also ohne Ber cksichtigung von Notfallma nahmen ermitelt Der Beitrag der einzelnen ausl senden Ereignisse zur Gesamth ufigkeit ist in Abbildung 4 5 dargestellt Das ermittelte Sicherheitsniveau ist auch im Vergleich zu den modernen Konvoi Anlagen bemerkenswert hoch Die Einzelbeitrage der ausl senden Ereignisse lassen nicht nur aus Sicht der Anlagenbetreiberin keine besonderen Schwachstellen oder Unausgewogenheiten des betrachteten Anlagen und Sicherheitskonzepts erkennen BRO 95 60 3 Rn T T5 E Li MQ B La LS KI K2 K3 K4 SUMMME T1 1 Fehlschlie en eines FD Iso Ventils T1 2 Ausfall der Hauptw rmesenke und Ausfall Speisewasser T1 3 Ausfall der Hauptw rmesenke bei vorhandener Speisewasserversorgung T2 Ausfall der Eigenbedarfsversor gung T3 Ausfall der Speisewasserf rderung T4 Fehl ffnen der Turbin
199. ultur mit Millstone den Kernkraftwerksbl cken von Ontario Hydro Barseb ck Unterweser seien nur einige Beispiele genannt unempirisch Hinzu kommen die Herausforderungen durch Deregulierung und staatliche Verschlankungstendenzen denen sich die Nuklearindustrie und die Regulatoren zuk nftig stellen m ssen und die die Bereitschaft schm lern k nnen der Sicherheit der in ihrer Verantwortung stehenden Anlagen die gebotene Priorit t einzur umen und hierf r die erforderlichen personellen und finanziellen Ressourcen bereitzustellen Auch die Problematik der Alterung von Anlagen k nnen sich vor dem Hintergrund ausbleibender Investitionen in die Instandhaltung sicherheitsmindernd auswirken Das Basiszenario ist als Weg zu verstehen den die globale Nuklearindustrie be schreiten mu wenn sie von weiteren R ckschl gen verschont bleiben will Um dies zu verdeutlichen seien dem Basiszenario zwei pessimistischere Alternativ szenarien zur Seite gestellt 1 20 der Anlagen verbleiben auf dem Sicherheitsniveau von 1995 die brigen verbessern sich wie im Bassiszenario In diesem Fall reduziert sich die Wahrscheinlichkeit Wo dass im Zeitraum bis 2025 kein Ereignis vom Typ g eintritt auf 0 69 2 Wie Szenario 1 nur verschlechtern sich zus tzlich 10 der Anlagen im Hinblick auf die Sicherheit Ihr Beitrag zu g und h erh he sich pro Jahrzehnt um einen Faktor 2 In diesem Fall reduziert sich die Wahrsch
200. ungen noch nicht umgesetzt worden sind Nicht zuletzt aufgrund der Empfehlungen in INSAG 3 siehe 2 3 4 wird in der Regel auf solche Befunde rasch durch Nachr stung oder Verbesserung von Betriebsvor schriften reagiert Die PSAs der Stufe 2 deren Analysereichweite bis zur Frage der Containmentinte grit t und m glicher Quellterme reicht k nnen zur Einsch tzung der Wahrscheinlich keit signifikanter Freisetzungen im Falle von Kernsch den herangezogen werden Wie die Diskussion zuvor gezeigt hat ist diese Wahrscheinlichkeit gering ihr mittlerer Wert ist kleiner als 0 1 Dies kann allerdings auf Anlagen ohne Containment wie zum Beispiel Anlagen vom russischen Typ RBMK nicht bertragen werden Andererseits liegt deren Anteil an der Gesamtzahl von Anlagen im Rahmen einer globalen Betrachtung bei wenigen Prozent so da als sinnvolle Annahme f r die gesuchte Wahrscheinlichkeit ein Wert von 0 1 gerechtfertigt erscheint Diese Wahrscheinlichkeit ist naherungsweise gleich dem Verh ltnis von g h g h ist per Definition die H ufigkeit von kerntechnischen Unf llen g die H ufigkeit von Unf llen mit gro er Freisetzung Wie bereits in 5 2 1 2 ausgef hrt gilt dies falls die auf Strahlenquellen und nicht auf kerntechnische anlagen zur ckgehenden Ereignisse eliminiert werden Damit ist g g h ungef hr 0 1 und somit ist h g etwa 9 Aus dem statistisch besser als g abgesicherten Wert von h 0 15 1 a erh lt man da
201. us der Fehlerbaumanalyse mit deren Hilfe die Verf gbarkeit des Systems auf die Systemstruktur und die Zuverl ssigkeitsdaten der Komponenten zur ckgef hrt wird Auf der Basis von PSA Untersuchungen wurden z B Ma nahmen des anlageninter nen Notfallschutzes entwickelt die auf eine Verhinderung eines Kernschadens oder auf eine Schadenseind mmung abzielen Solche Ma nahmen werden weltweit unter der Bezeichnung Accident Management AM gef hrt eine Tendenz diese Ma nahmen international als Severe Accident Management zu klassifizieren zeichnet sich ab Durch die Implementierung von Ma nahmen des anlageninternen Notfallschutzes kann die Wahrscheinlichkeit f r einen Kernschaden reduziert werden Daraus ergibt sich f r die PSA das Erfordernis zwischen Gefahrdungs und Schadenszust nden zu unterscheiden Ein Gefahrdungszustand ist ein Anlagenzustand bei dem die Einhaltung der Schutzziele wie Einschlu der radioaktiven Stoffe K hlung der Brennelemente etc nicht mehr durch die daf r vorgesehenen betrieblichen Systeme gew hrleistet wird Ohne weitere Ma nahmen 15 kann somit ein Schadenszustand eintreten Ein Gefahrdungszustand kann gegebenenfalls mittels anlageninterner Notfallma nahmen in einen sicheren Zustand berf hrt und so der Eintritt eines Schadenzustands verhindert werden 2 3 3 Analyseumfang Es ist international blich bei der PSA drei Stufen Levels des Analyseumfangs zu untersch
202. utigen Akzeptanzproblemen der Kernenergie beigetragen haben d rfte Die vorliegende Arbeit verfolgt vorrangig das Ziel die Wirkung der zahlreichen ergriffenen Ma nahmen auf die Kenngr en g und h einzusch tzen und aus diesen Einsch tzungen konkrete Folgerungen zu ziehen Die angegebenen numerischen Werte haben ausnahmslos den Charakter des engineering judgement das in erster Linie der Orientierung dienen soll 3 4 4 Methodik der Bestimmung der Kenngr en g und h Es stellt sich die Frage nach der Methodik zur Bestimmung von g und h Es w re grunds tzlich denkbar die Wahrscheinlichkeit f r das Eintreten von Ereignissen ausschlie lich aus Risikostudien zu ermitteln Wie in Kapitel 5 ausf hrlich dargelegt ist sind die vorliegenden Erkenntnisse aus diesem Bereich zwar durchaus umfangreich dennoch reichen sie nicht aus Es gibt zum einen das praktische Problem da es nicht f r alle Anlagen entsprechende Untersuchungen gibt hinzu kommt da selbst die vorhandenen bei weitem nicht alle verf gbar sind Die heute vorliegenden PSA sind zwar gegen ber den Pionierarbeiten wie in Kapitel 2 bereits ausgef hrt deutlich verbessert dennoch bestehen auch heute noch zumindest global gesehen methodische Uneinheitlichkeiten und Eingrenzungen im Analyseumfang Ferner sind bestimmte Voraussetzungen in der Praxis nicht immer erf llt So waren zum Beipiel bei vielen Unf llen Verst e gegen
203. werkes auf Grund deterministischer Methoden die Zuverl ssigkeiten sicherheitstechnisch wichtiger Systeme und Anlageteile mit Hilfe probabilistischer Methoden zu bestimmen soweit dies nach dem Stand von Wissenschaft und Technik mit der erforderlichen Genauigkeit m glich ist Neben dieser sehr grunds tzlichen Bestimmung existieren zahlreiche Forderungen die explizit oder implizit probabilistischer Natur sind Diese wurden 1983 in einem Bericht der Gesellschaft f r Anlagen und Reaktorsicherheit GRS HOR 83 zu sammengestellt Dabei ergaben sich mehr als 60 Fundstellen die in 10 unterschied liche Kategorien eingeteilt wurden Als Beispiele f r experimentelle und analytische Methoden der Ermittlung der Zuverl ssigkeit wichtiger Bestandteile des Reaktorschutzsystems wird auf die Ver ffentlichungen WEI 72 WEI 73 und WEI 74 des Autors hingewiesen In diesem Zusammenhang seien die Regeln 3301 Nachw rmeabfuhrsysteme und 3501 Reaktorschutzsystem und Uberwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems des Kerntechnischen Ausschusses KTA aufgef hrt die detaillierte Forderungen an die Zuverl ssigkeit technischer Systeme enthalten Die Zuverl ssigkeit wird ausgedr ckt durch die Wahrscheinlichkeit f r einen Ausfall bzw f r die Nichtverf gbarkeit einer Systemfunktion und stellt eine wichtige proba bilistische Kennzahl dar In der Zusammenstellung der im atomrechtlichen Genehmigungs und Aufsichtsver fahren f r Kernkraftw

Charakterisierung der Risiken der Kernenergienutzung

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