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Universität für Bodenkultur WienInstitut für Sicherheits- und Risikowissenschaften

07.11.2012

Die (R)Evolution in der Auslegung von Leichtwasserreaktoren

Emmerich Seidelberger


Präsentation 3. Dezember 2012, 17:00 Uhr im ÖIAV


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Mein Werdegang

1961Studium Maschinenbau TH Wien 1969 Siemens/KWU Kerntechnik 1977 Päd. Hochschule Nürnberg 1981 Lehrtätigkeit 1986 Waagner-Biro Graz 1990 Bohunice, Krsko, Mochovce1/2 Kommission 1997 Risikoforschung UNI , BOKU Wien

Kernenergie und ErneuerbareTemelin RoadmapMochovce 3/4


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Inhalt

Rückblick auf wesentliche Ereignisse für die friedliche Nutzung der Kernenergie - bis zur Gegenwart

Entwicklung der LWR Auslegung Gestaffelte Sicherheitsebenen (DiD)

Herausforderungen nach Fukushima Offene Fragen


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Kernkraftwerk mit DWRBiblis, Deutschland


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Druckwasserreaktor (DWR)Normalbetrieb


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Siedewasserreaktor (SWR)Normalbetrieb


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Ursprüngliche Sicherheitsebenen für derzeit laufende Kernkraftwerke (Generation II) Source: WENRA RHWG 2009


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GAU Größter Anzunehmender Unfall

Sicherheitsphilosophie 1960-70 Größter anzunehmender Kühlmittelverluststörfall (LOCA) =

Hypothetischer 2F Bruch der Hauptkühlmittelleitung GAU ist beherrschbar Abschaltung der KettenreaktionWiederauffüllung und Flutung des Reaktorkernes Speicherwärme- und NachzerfallswärmeabfuhrReaktorkern intakt, keine KernschmelzeKein Austritt von Radioaktivität


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1979 - Störfall Three Mile Island (TMI)

Kein GAU sondern Auslegungsüberschreitung = Kühlmittelverlust + partielle

Kernschmelze Mittleres Leck am Druckhalter infolge nicht schließenden

Abblaseventils Problem: „Faktor“ Mensch Wasserstoffblase im Reaktorkern Ausgang: Glück im Unglück Konsequenz: TMI Anforderungen weltweit Implementierung ? Code Validierung


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PROGRESS MADE IN THE LAST FIFTEEN YEARS THROUGH ANALYSES OF THE TMI-2ACCIDENT PERFORMED IN NEA MEMBER COUNTRIESSource: NEA/CSNI/R(2005)1

The experimental database on core degradation and meltrelocation (and their consequences on hydrogen production, vesselrupture, etc.) is limited to small-scale experiments which are onlypartially representative of what could occur in a reactor. As a consequence, codes are used to describe core degradationtransients in real nuclear reactors without a clear idea of theirpredictive capabilities.


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TMI-2 Accident ProgressionSource: Yoo et al. 2009


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TMI-2 Primary System PressureSource: Yoo et al. 2009


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TMI-2 Pressurizer Water LevelSource: Yoo et al. 2009


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TMI-2 Total Hydrogen GenerationSource: Yoo et al. 2009


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1986 - Chernobyl Severe Accident

Beyond DBA = SA with core explosion + Reactor and core disintegration + residual coremelt Initiating event: Critical test Human error: Mis- design and neglect of precurser events Nuclear explosion: Total desintegration of reactor building and core- (debris + core

melt) - Graphite fire Outcome: Things turned out worse - Reactor Building completely

destroyed – Strong radioactive release to environment (atmosphere)

Current reactors gen. II response IAEA : SAMGS recommendations, documents on PSA (1988-98) Licensing Authorities: partly, rather limited engagement ? Operators: SAMGS implementation - rather long-term measures

Future reactors gen. III response EUR SA inclusion in Design Base


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Erweiterung der Sicherheitsebenen für derzeit laufende Kernkraftwerke (Generation II)Source: WENRA RHWG 2009


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1990 - Deutsche Risikostudie Phase BVorwort

Eine verantwortbare Nutzung der Kernenergie erfordert die Gewährleistung des bestmöglichen Schutzes für die Bevölkerung und die Umwelt. Vorrangig muß jede mögliche Vorsorge getroffen werden, um Unfälle in Kernkraftwerken zu verhindern.

In der Kerntechnik werden daher sowohl an die sicherheitstechnische Auslegung wie auch an die Zuverlässigkeit der Systeme die höchsten Anforderungen gestellt. Da aber bei keinem technischen System eine absolute Zuverlässigkeit zu erreichen ist, kann auch das Auftreten schwerer Unfälle nicht mit letzter Sicherheit ausgeschlossen werden.

In jedem Fall muß aber sichergestellt sein, dass Schadensfolgen auf die Anlage selbst beschränkt bleiben.Einen wesentlichen Beitrag zur Erreichung dieser beiden Ziele, nämlich der Verhinderung von Unfällen und der Begrenzung

möglicher Unfallfolgen, leisten die Ergebnisse der Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke.……………

Nicht zuletzt die Unfälle in Harrisburg und Tschernobyl haben vor Augen geführt, daß die Vorsorgepflicht des Staates nicht an nationalen Grenzen haltmachen darf. Es besteht die Notwendigkeit und die Pflicht, an den internationalen Bemühungen um eine weltweite Verbesserung der Sicherheitsstandards aktiv mitzuwirken.

Dr. Heinz RiesenhuberBundesminister fürForschung und Technologie

Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Phase B -: eine Untersuchung I Ges.für Reaktorsicherheit. Im Auftr. d. Bundesministers für Forschung u.Technologie. - Köln: Verl. TÜV Rheinland, 1990.


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Sicherheitsebenen für neue Kernkraftwerke (Generation III) Source: WENRA RHWG 2009


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ab 1990 - Neues Reaktorkonzept Beispiel EPR

Neue Zielvorgaben Auslegung für schweren Unfall Beherrschung der Kernschmelze Konsequenzen auf Standort begrenzt

Zielerreichung durch Neues Auslegungskonzept Passive Notkühlsysteme Automatisierung - Reduktion menschlicher Fehlhandlungen


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1994 - CNSConvention on Nuclear Safety Source: CNS

Convention on Nuclear Safety

The Convention on Nuclear Safety was adopted in Vienna on 17 June 1994 (in force 1996). Its aim is to legally commit participating States operating land-based nuclear power plants to maintain a high level of safety by setting international benchmarks to which States would subscribe.

The obligations of the Parties are based to a large extent on the principles contained in the IAEA Safety Fundamentals document "Fundamental Safety Principles (SF-1)". These obligations cover for instance, siting, design, construction, operation, the availability of adequate financial and human resources, the assessment and verification of safety, quality assurance and emergency preparedness.

The Convention is an incentive instrument. It is not designed to ensure fulfillment of obligations by Parties through control and sanction but is based on their common interest to achieve higher levels of safety which will be developed and promoted through regular meetings of the Parties. The Convention obliges Parties to submit reports on the implementation of their obligations for "peer review" at meetings of the Parties to be held at the IAEA. This mechanism is the main innovative and dynamic element of the Convention.


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Ausgewählte „Near misses“ in kerntechnischen Anlagen (1)aus: An Account of Events in Nuclear Power Plants Since the Chernobyl Accident in 1986, May 2007

Advanced Material Degradation (before break) 3 April 1991 Shearon Harris (USA) PWR - damaged piping and valves within the minimum flow system

provided for the pumps in the emergency core cooling system 6 March 2002 Davis Besse (USA) PWR – boric acid induced corrosion of carbon steel reactor vessel

head not detected during the last inspectionSignificant Primary Coolant Leaks 18 June 1988, Tihange-1 (Belgium) PWR - sudden leak in a short, un-isolable section of emergency

core cooling system (ECCS) piping during operation 12 May 1998, Civaux-1 (France) PWR - during startup tests, a 25 cm diameter pipe of the main residual

heat removal system cracked open – large leak (30,000 liters per hour) occurred in the primary cooling circuit

9 February 1991 Mihama-2 (Japan) PWR - steam generator tube rupture due to "incorrect insertion" of the adjacent anti-vibration bars

Reactivity Risks 12 August 2001, Philippsburg (Germany) PWR - deviation from specified boron concentration in

several flooding storage tanks during the restart of the plant - the liquid level had not reached the required value

1 March 2005 Kozloduy-5 (Bulgaria) WWER 1000 - In the process of power reduction the operators identified that three control rod assemblies remained in the upper end position

http://www.greens-efa.org/cms/topics/dokbin/181/[email protected]


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Ausgewählte „Near misses“ in kerntechnischen Anlagen (2)aus: An Account of Events in Nuclear Power Plants Since the Chernobyl Accident in 1986, May 2007

Fuel Degradation (outside reactor core) Paks (Hungary) 2003 - insufficient cooling of all assemblies in a special tank due to design

deficiencies of a chemical system to clean 30 partially irradiated fuel assemblies resulting in serious damage

Fires and Explosions 14 December 2001, Brunsbüttel (Germany) BWR - A hydrogen explosion caused a high

degree of damage to the spray system pipingStation Blackout 18 March 2001 Maanshan (Taiwan) PWR - total loss of external and internal power

supply. During a switch to the grid a short circuit in a power switch of the emergency power line occurred and caused a cable fire and breaker and switchgear damage

25 July 2006, Forsmark, Sweden BWR - short circuit in an outdoor switching station of the grid caused emergency shutdown (scram) of unit 1 and led to a number of subsequent failures: mail-function of disconnecting the plant, failure to connect safety related equipment to the emergency power supply, lack of information abot important parameters, try to reconnect the plant to the grid.

http://www.greens-efa.org/cms/topics/dokbin/181/[email protected]


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2011 - Fukushima Schwerer Unfall mit Kernschmelze inSiedewasserreaktoren (SWR) Blöcke 1-3

Beyond DBA = LOCA + SA with total core melt + RPV / Containment failures

Initiating event: Beyond design base earthquake – LOOP

Stop of core cooling: Beyond design base tsunami ? – SBO

Human error: Mis-interpretation and neglect of precurser events

Overheating: Decay heat + exothermal hydrogen production - Total core-melt - Hydrogen Explosions

Outcome: Things turned out worse - RPV and containment failures – Strong radioactive releases to environment(atmosphere + sea)

Current reactors gen. II response EU Commission: Stress-Tests - operators and authorities 2011 ENSREG: Peer Review 2012 EU Council: was informed 2012 IAEA : Draft Action Plan on Nuclear Safety Sept. 2011 Operators: short-, mid-, long-term measures

completion gen. II reactors (Mochovce 3&4)

Future reactors gen. III response US, China, CR, SR planning / constructing gen. III reactors


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Status der Schweren Unfälle in FukushimaGRS


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2011 - Fukushima Severe Accidents Core melt in BWRGRS


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Fukushima CNS Treffen bei der IAEO August 2012

Asmolov said .. that “all the reasons [for Fukushima] were clear before the accident, but the[safety] convention and other mechanisms [like peer review missions]” could not preventthe accident.Quelle: Nucleonics Week, Volume 53 / Number 35 / August 30, 2012

The parties [of the IAEA CNS Meeting August 27-31, 2012] said operators must aim for no long-term contamination when designing, constructing and operating nuclear power plants, and regulatory authorities must force licensees to make the necessary safetyimprovements to reach that goal.CNS parties also approved, by consensus, changes to guidelines for peer reviewprocedures and national reports under the convention, designed to make reportingand other obligations more specific.Quelle: Nucleonics Week Volume 53 / Number 36 / September 6, 2012


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Ergebnisse der Fukushima Untersuchungskommission des Japanischen Parlaments DIET Juli 2012

Quelle: 2012, The National Diet of Japan, NAIIC

Menschliches Versagen auf verschiedensten Ebenen A “manmade” disaster

Verquickung Betreiber & Aufsichtsbehörde & Regierung Ignorieren von Empfehlungen & Warnungen bis hin zu Negieren von Katastrophenvorläufern Schwere Schäden bereits durch Erdbeben vor Tsunami !?


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Ergebnis der Stresstests: Aufzeigen der Risiken von Kernkraftwerken Alle laufenden Reaktoren der Generation II Druck- wie Siedewasserreaktoren Nachrüstungen – keine vollständige Kompensation des

Auslegungsdefizits Barrierenkonzept aufgeweicht Beherrschbarkeit einer Kernschmelze nicht von vornherein gegeben BE- Lagerbecken ausßerhalb Containment (Beispiele: z.T. DWR,

SWR, WWER 440/213)


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Fragen zu Neuen Reaktoren der Generation III

Vermeid- bzw. Beherrschbarkeit des Schweren Unfalls wirklich gegeben?

Ablauf eines schweren Unfalls mit Kernschmelze im Experiment prüfbar und analytisch modellierbar?

Übertragbarkeit experimenteller Ergebnisse beim Kernschmelzen auf Großanlage möglich und gegeben?

Welche Unabwägbarkeiten beim Schweren Unfall – Rekritikalität, etc.?

…...


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Severe Accident PhenomenaSource: NKS-99 2004


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External flooding of the RPVSource: Van Heel 1995


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In-vessel melt retentionSource: NKS-99 2004


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Wissensbasis für Kernschmelze- Rückhaltung im RDB (IVR) Asmolow 2001

Nachwärme und Spaltprodukte: 3 begrenzt, 1 angemessen

Thermohydraulik der Schmelze: 2 begrenzt, 2 angemessen, 1 gut

Wärmestromabfuhr: 1 begrenzt, 2 angemessen, 1 gut

Verlagerung der Schmelze: 4 begrenzt, 1 angemessen

Zusammensetzung/Chemie Schmelze: 5 begrenzt, 1 angemessen

Versagensarten des Behälters: 3 angemessen Kriechsimulation: nicht bewertetNiederdruckversagen: nicht bewertetbestrahlter Behälter: nicht bewertet

Zeitlich veränderliche Vorgänge: 2 begrenzt 1 angemessen Strahlbildung der Schmelze: nicht bewertetFragmentierung der Schmelze: nicht bewertet


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OECD/SARNET WORKSHOP ON IN-VESSEL COOLABILTY 2009

• Ongoing, starting and planned experimental programmesreflooding of bundles, debris beds, molten pools and RPV external cooling

• Code developments• Models to describe adequately the relocation of parts of

the molten core to the lower head .. need furtherdevelopment and validation

•The transposition of results to the reactor scale wheremulti-dimensional effects are expected needs to beevaluated, all the more as larger scale experimentsare probably not feasible


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SAM concept for generation III : APR 1400In RPV Core Catcher - ex-vessel coolingSource: INEEL/EXT-04-02561


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SAM concept gen. III : EPRCore melt spreading and cooling in ex-vessel melt retention

Source: AREVA


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Tian Wan Core Catcher – WWER 1000Source: NKS-99 2004


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SAM concept gen. II : WWER 440/213In RPV Core-melt-retention - ex-vessel cooling

Source: Slovak Stress Test Report 2011


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Mögliche grenzüberschreitende AuswirkungenFlexrisk, Boku Wien


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Die (R)Evolution in der Auslegung von Leichtwasserreaktoren

Danke für die AufmerksamkeitEmmerich Seidelberger

[email protected]

Telefon: +43 1 47654 7701

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