Forschungsarbeiten zur Ermittlung der Wirksamkeit von Notfallmaßnahmen für eine DWR-Referenzanlage

Abstract

Nach den Kernschmelzunfällen in den Blöcken 1 bis 3 der Anlage Fukushima Daichii wurde von der Deutschen Reaktorsicherheitskommission (RSK) die Optimierung des anlageninternen Notfallschutzes für deutsche Kernkraftwerke gefordert. Neben der Erweiterung des präventiven Notfallschutzes, wie z. B. die Implementierung von mobilen Dieselgeneratoren und Pumpen, wurde zudem die Einführung eines anlagenspezifischen "Severe Accident Management Guidelines (SAMG)"-Konzeptes für alle deutschen Kernkraftwerke gefordert, das für verschiedene Anlagenzustände unterschiedliche Maßnahmen/Strategien zur Minderung der Auswirkungen von Kernschmelzunfällen enthält. Derartige Konzepte sind heute in allen deutschen in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken umgesetzt und im so genannten "Handbuch mitigativer Notfallmaßnahmen (HMN)" dokumentiert. Ziel dieses im Auftrag des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMU) durchgeführten Vorhabens ist die Analyse der Wirksamkeit von realisierten Erweiterungen des in den deutschen Kernkraftwerken bereits im Notfallhandbuch (NHB) bestehenden anlageninternen Notfallschutzes (ertüchtigte präventive und mitigative Notfallmaßnahmen) sowie der Berücksichtigung von "Severe Accident Management Guidelines (SAMG)", die für die deutschen Anlagen zusätzlich zum existierenden anlageninternen Notfallkonzept realisiert wurden. Es werden anhand von zwei ausgewählten Kernschmelzunfallszenarien einer deutschen DWR-Referenzanlage die Wirksamkeit der durchgeführten Erweiterung des anlageninternen präventiven Notfallschutzes sowie die Wirksamkeit von ausgewählten SAMG-Maßnahmen durch Unfallanalysen mit dem GRS Programm AC2 und unter Verwendung von Sensitivitätsanalysen für diese Szenarien aufgezeigt und bewertet. Für letztere findet das GRS Unsicherheitsanalyseprogramm SUSA (Software for Uncertainty and Sensitivity Analysis) Anwendung. Die Unfallabläufe des langfristigen Station Blackout (SBO) sowie des kleinen Lecks mit Mehrfachausfällen von Sicherheitssystemen werden zuerst mit dem Stand des anlageninternen Notfallschutzes analysiert, wie er in der DWR-Referenzanlage bis zu den Fukushima-Ereignissen vorlag. Bei diesen Analysen werden zusätzliche Ausfälle postuliert, die die Wirksamkeit der bereits implementierten Notfallmaßnahmen beeinträchtigen, wie z.B. die nicht Verfügbarkeit der mobilen Dampferzeuger-Bespeisung bei der Durchführung der Maßnahmen der sekundärseitigen Druckentlastung. Der SBO wird zur Analyse der präventiven und das kleine Leck mit Mehrfachausfällen für die Untersuchung der mitigativen Notfallmaßnahmen herangezogen. Diese analysierten Szenarien, die als Basisfälle betrachtet werden, werden um ausgewählte zusätzliche Notfallmaßnahmen des erweiterten Notfallkonzeptes ergänzt und im Rahmen von Sensitivitätsanalysen analysiert. Dafür wird für jeden Ablauf jeweils ein Satz von mit Unsicherheiten behafteten Parametern definiert, die dann mit Hilfe des GRS-Programms SUSA mittels "Monte-Carlo"-Analyse variiert werden. Für jede Unfallsequenz werden 80 Analysen mit unterschiedlichen Parametersätzen durchgeführt. Die Ergebnisse der Sensitivitätsanalysen werden mit den Ergebnissen des jeweiligen Basisfalls vergleichend bewertet, um die Wirksamkeit der ausgewählten zusätzlichen Notfallmaßnahmen zu bewerten. Die Ergebnisse des Vorhabens zeigen eine erfolgreiche Anwendung von Sensitivitätsanalysen auf Unfallanalysen mit dem GRS-Systemcode AC2 in Kombination mit dem GRS-Unsicherheitsanalyse-Tool SUSA. Sie bestätigen im Wesentlichen die Ergebnisse des BMU-Vorläufervorhabens 3613R01397, dass die nach den Fukushima-Unfällen durchgeführten und hier untersuchten Erweiterungen des anlageninternen Notfallschutz konzeptes der DWR-Referenzanlage durch neue präventive und mitigative Maßnahmen einen weiteren Fortschritt bezüglich der Prävention bzw. Mitigation von Unfallabläufen darstellen. So zeigen die Untersuchungen zu den neuen präventiven Einspeisemöglichkeiten beim SBO für ein speziell unterstelltes Szenario, die durch die Verwendung von zwei mobilen Dieselgeneratoren zur Verfügung stehen, dass unter bestimmten Randbedingungen, wie z. B. ausreichend schnelle Einsatzbereitschaft der mobilen Dieselgeneratoren und geeignete Auswahl der Anzahl der Pumpen, der Reaktorkühlkreislauf soweit wiederaufgefüllt werden kann, dass ein Kernschaden vermieden wird und das Kreislaufkühlen mit einer Not-Nachkühlkette eingeleitet und damit die Anlage in einen kontrollierten gekühlten Zustand überführt werden kann. Für die untersuchten mitigativen Maßnahmen des HMN, der Referenzanlage zur Einspeisung von Kühlmittel aus betrieblichen Systemen, mit dem Ziel das Reaktordruckbehälter(RDB)-Versagen zu vermeiden bzw. hinauszuzögern, zeigen die Sensitivitätsanalysen, dass das RDB-Versagen durch die zusätzlichen mitigativen Maßnahmen des HMN in vielen Fällen vermieden bzw. im Vergleich zum jeweiligen Basisfall verzögert werden kann.