Technik und Betrieb - Kernkraftwerk Gösgen

Transcription

Technik und Betrieb
Unser Ziel ist der sichere, zuverlässige und
langfristige Betrieb unserer Anlage.
Hohe Verfügbarkeit und Kosteneffizienz
basieren auf ausgereifter Technik, umsichtiger
Betriebsweise und der Erfahrung unserer
Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter.
Während über die Jahre Produktion und Effizienz
ständig erhöht wurden, kommt der Sicherheit
nach wie vor oberste Priorität zu.
Wir wollen beweisen, dass die Stromproduktion
aus Kernenergie auch unter härteren
Wettbewerbsbedingungen sicher,
umweltverträglich und wirtschaftlich bleibt.
al
rkan 10
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s
s
erwa
Ob
Aare
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P
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P
Situationsplan
P
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Reaktorgebäude
Notspeisegebäude
Schaltanlagengebäude
Reaktorhilfsanlagengebäude
Notstromdieselgebäude
Fremdeinspeisetransformatoren 220 kV
Abluftkamin
Lager für schwach- und mittelaktive Abfälle
Notstandgebäude
Einlaufbauwerk
Dosiergebäude
Schlammlagerplatz
Absetzbecken/Kalkfäller
Schlammeindicker
Nebenkühlwasserpumpenhaus
Kühlturm und Schallschluckwand
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Hauptkühlwasserpumpenhaus
Maschinenhaus
Blocktransformatoren 380 kV
Lagergebäude
Werkfeuerwehr und Garagen
Werkstatt und Ersatzteillager
Wasseraufbereitung
Hilfskessel und Heizzentrale
Besucherzentrum
Schulungs- und Simulatorgebäude
Personalrestaurant
Eingangsbereich
Verwaltungsgebäude
Brennelementlagergebäude
Trockenkühltürme
Einfahrt Tiefgarage
Betriebsergebnisse des Kernkraftwerks Gösgen
Kalenderjahr
Volllast-
Arbeitsaus-
Stromproduktion
Jahreskosten
Produktionskosten
stunden
nutzung %
Mrd. kWh
Mio. CHF
Rp./kWh
1980
6535,7
74,4
5,950
377,4
6,3
1985
7376,9
84,2
6,746
415,0
6,2
1990
7796,5
89,0
7,131
402,0
5,6
1995
8152,1
93,1
7,821
407,0
5,2
2000
8105,5
92,3
7,804
320,0
4,1
2004
8292,6
94,4
8,016
326,3
4,07
2005
7840,7
89,5
7,583
329,1
4,34
2006
8370,5
95,6
8,099
333,6
4,12
2007
8434,2
96,3
8,159
297,3
3,64
2008
8235,7
93,8
7,964
316,6
3,98
3. April 2007: Als bisher einzige Stromproduktionsanlage in der Schweiz erreicht das KKG die Marke von 200 Milliarden
Kilowattstunden. Dazu wurden während der rund 28 Betriebsjahre insgesamt 217 000 Stunden benötigt.
I nha l t
2
Beitrag zur Stromversorgung
6
Anlagenübersicht und technische Besonderheiten
12
Reaktorkühlsystem
16
Hilfs- und Nebenanlagen
22
Sicherheitsvorkehrungen
30
Dampfkraftanlage
34
Kühlwassersysteme
36
Eigenbedarfsversorgung
38
Die vorliegende Broschüre beschreibt zusammenfassend die wichtigsten technischen
Einrichtungen des Kernkraftwerks Gösgen
(KKG). Die nukleare Wärmeerzeugung wird
dabei als Teil eines Gesamtsystems behandelt. Es werden keine speziellen Fachkenntnisse vorausgesetzt. Die Broschüre ist für
technisch interessierte Leser bestimmt.
Betrieb und Instandhaltung
44
Umweltaspekte
48
2
Brennstoffkreislauf
52
2
Ertüchtigung, Nachrüstung, Modernisierung
Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG (KKG)
4658 Däniken, www.kkg.ch
© KKG, 2010
1
Das Reaktorgebäude des Kernkraftwerks Gösgen.
1969 konnte das erste 350-Megawatt-Kernkraftwerk Beznau I den Betrieb aufnehmen.
Von mehreren Kernkraftwerkprojekten wurden in der Schweiz schliesslich vier realisiert.
Die resultierenden fünf Kraftwerkblöcke gin-
Einstieg in die Kernenergie
Ursprünglich basierte die Schweizer Stromversorgung ausschliesslich auf Wasserkraft,
da in der Schweiz keine nutzbaren Vorräte an
fossilen Energiequellen vorhanden sind. Mit
dem Konjunkturaufschwung nach dem Zweiten Weltkrieg stieg in den Fünfzigerjahren
der Strombedarf rasant an; der Ausbau der
Wasserkraft stiess jedoch in der Schweiz aus
landschaftlichen und wirtschaftlichen Gründen bald an Grenzen.
Während die Elektrizitätsunternehmen fossil befeuerte Stromproduktionsanlagen planten, setzte der Bundesrat Anfang der Sechzigerjahre auf die Einführung der Kernenergie.
Die ausschlaggebenden Argumente zugunsten der Kernenergie waren tiefe Gestehungskosten, Versorgungssicherheit und Umweltschutz. Saubere Kernenergie sollte die
saubere Wasserkraft ergänzen.
Die Planung der ersten Kernkraftwerke wurde
zügig an die Hand genommen, und bereits
2
Jahresnettoproduktion
8,5
1030
1020
8
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7,5
1000
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980
6,5
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6
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5,5
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940
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1980
1985
1990
1995
Nettoproduktion (Mia. kWh)
2000
2005
Nennleistung (in MW)
Seit Betriebsbeginn wurde die Stromproduktion um 2 Mia. kWh erhöht.
Be itra g zur Stromve rs org ung
gen zwischen 1969 und 1984 ans Netz. Mit einer Nettoleistung von insgesamt 3000 Megawatt decken diese Kernkraftwerke rund 40
Prozent des schweizerischen Strombedarfs.
Betriebsergebnisse
Seit der kommerziellen Betriebsaufnahme
im November 1979 hat das Kernkraftwerk
Gösgen (KKG) überdurchschnittliche Werte
in Bezug auf Verfügbarkeit und Sicherheit
ausgewiesen. 1980 gab das KKG 5,9 Milliarden Kilowattstunden Strom ans Netz ab. Die
Jahresproduktion beträgt mittlerweile rund
8 Milliarden Kilowattstunden; dies entspricht etwa 13 Prozent des schweizerischen
Stromverbrauchs. Bis zum 31. Dezember
2008 betrugen die Nettostromproduktion
214 Milliarden Kilowattstunden und die
hohe durchschnittliche Arbeitsausnutzung
90 Prozent. Die Stromgestehungskosten
sanken über die Jahre von 6,3 Rappen
pro Kilowattstunde im Jahre 1980 auf
Das Kernkraftwerk Gösgen am Jurasüdfuss.
Lastdiagramm
1000
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1999
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2001
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2002
0
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2005
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1000
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0
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2007
500
0
Jan.
500
0
März
Mai
Juli
Sept.
Nov.
Febr.
April
Juni
Aug. Okt.
Dez.
2004
2006
2008
Jan.
März
Mai
Juli
Sept.
Nov.
Febr.
April
Juni
Aug. Okt.
Dez.
Die geplanten Produktionsunterbrüche für den Brennelementwechsel und die Jahresrevision erfolgen Mitte Jahr.
3
3,98 Rappen pro Kilowattstunde im Jahre
2008.
In der Absicht, die Betriebs- und Sicherheitsparameter ständig zu verbessern, haben die
Aktionäre kleinere und grössere Anlagenänderungen gutgeheissen. Dazu gehören zum
Beispiel Verbesserungen in der Brennstoffbewirtschaftung, Wirkungsgradverbesserungen im Turbinenbereich oder die Nachrüstung
einer Druckentlastung für das Reaktorkühlsystem. Zusammen mit verkürzten Stillstandzeiten trugen diese Projekte wesentlich dazu bei, dass die Nettostromproduktion
seit der Inbetriebnahme der Anlage um 15
Prozent erhöht werden konnte, was etwa zwei
zusätzlicher Milliarden Kilowattstunden jährlich entspricht. Während dieser Zeit lagen die
Abgaben an die Umwelt und die Dosiswerte
der Belegschaft weit unterhalb der behördlich
festgelegten Grenzwerte.
Hoher Sicherheitsstandard, zuverlässiger Betrieb, geringe Emissionen, Wirtschaftlichkeit
sowie der stetige Dialog mit der Bevölkerung
haben dazu beigetragen, dass das KKG in
den umliegenden Gemeinden breite Akzeptanz findet. Die Bevölkerung des Standortkantons und insbesondere die umliegenden
Gemeinden brachten dies in den vier Volksabstimmungen zur Kernenergie von 1979,
Wasserdampf steigt aus dem Kühlturm auf.
Radioaktive Abgaben (Jahresdosis in Millisievert)
1000
100
Durch natürliche Ereignisse hervorgerufene mittlere Dosis der schweizerischen Bevölkerung mit Schwankungsbreite
10
1
Auflage für maximale Dosis in der Umgebung durch die Abgaben
Relevanzschwelle entsprechend Strahlenschutzverordnung
0,1
0,01
0,001
Dosisbereich, der sich aus den Abgaben ergibt
0,0001
1999
2000
2001
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
Die radioaktiven Abgaben liegen weit unter den zugelassenen Werten.
4
Be itra g zur Stromve rs org ung
herangezogen – sowohl aus technischer als
auch aus wirtschaftlicher Sicht. Sie ist auch
ein Indikator dafür, wie gut eine Anlage betrieben und gewartet wird. Hohe Arbeitsverfügbarkeit ist gleichbedeutend mit wenigen
Störfällen und daher auch ein Mass für die
Reaktorsicherheit. In Verbindung mit der Arbeitsausnutzung ist die Arbeitsverfügbarkeit
der umfassendste Kennwert zur Gesamtbeurteilung einer Anlage. Das KKG hat die Verfügbarkeitswerte in den letzten Jahren kontinuierlich gesteigert und auf einem hohen
Niveau gehalten. Der Wert von 94,2 Prozent
für 2008 liegt deutlich über dem für die
Druckwasserreaktoren geltenden Mittelwert
von 84,12 Prozent.
1984, 1990 und 2003 deutlich zum Ausdruck.
Das KKG beschäftigt rund 450 Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter. Der überwiegende Teil
der Belegschaft wohnt in der unmittelbaren
Umgebung des Werks. Zusätzliches Personal
wird hauptsächlich während der jährlichen
Revisionen benötigt.
Arbeitsverfügbarkeit
und Arbeitsausnutzung
Die Verfügbarkeit kennzeichnet die Fähigkeit
einer Anlage, Energie umzuwandeln, unabhängig von der tatsächlichen Produktion. Ereignisse ausserhalb des Einflussbereiches
der Betriebsführung, die eine Leistungsbeschränkung durch Ausseneinflüsse zur Folge
haben, mindern die Verfügbarkeit nicht. Hingegen ist die Arbeitsausnutzung ein Mass für
die tatsächliche Nutzung einer Anlage.
Die Arbeitsverfügbarkeit wird als Indikator
zur Beurteilung des Leistungsvermögens und
der Zuverlässigkeit einer Kraftwerkanlage
%
100
Arbeitsausnutzung und Arbeitsverfügbarkeit der Gesamtanlage
90
80
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60
50
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1999
2000
2001
Arbeitsausnutzung
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
Arbeitsverfügbarkeit
Die hohen Werte für Arbeitsausnutzung und Arbeitsverfügbarkeit sind Indikatoren für gute Betriebsführung und für den guten technischen Zustand der Anlage.
5
Anlagenübersicht und
technische Besonderheiten
Reaktorgebäude und Sicherheitsbehälter während der Bauphase im Jahr 1976.
durch die Gemeinden Däniken und Gretzenbach sowie die notwendigen wasserrechtlichen Konzessionen und Bewilligungen durch
den Regierungsrat des Kantons Solothurn. Im
Februar 1973 wurde die Betriebsgesellschaft
Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG gegründet
und der Baubeschluss gefällt.
Das KKG übertrug die schlüsselfertige Erstellung des Kraftwerkblocks mit Druckwasserreaktor der Kraftwerk Union AG, Mülheim,
der heutigen Areva NP. Mit den Erschliessungsarbeiten und übrigen Projektierungsund Bauleitungsaufgaben wurde die ehemalige Motor-Columbus Ingenieurunternehmungen AG beauftragt. Bereits im Sommer
1973 wurde das Baugelände erschlossen.
Dann folgten Humusabtrag, Planierung und
Grundwasserabsenkung, bevor Mitte Dezember desselben Jahres mit dem Betonieren
der Fundamente für das Reaktorgebäude begonnen werden konnte.
Die erste sich selbst erhaltende Kettenreaktion wurde am 19. Januar 1979 eingeleitet.
Planung, Bau und
Inbetriebnahme
Die grundsätzlichen Abklärungen über die
Eignung des Standortes gehen auf das Jahr
1966 zurück. Im Mai 1969 wurde ein Studienkonsortium gegründet, das die Vorprojektierung an die Hand nahm. Umfassende
geologische, seismische, ökologische und
meteorologische Untersuchungen gingen
dem Standortentscheid voraus. 1970 stellte
das Konsortium ein Gesuch zum Bau eines
Kernkraftwerks mit Flusswasserkühlung. Um
die Wärmebelastung der Aare und des Rheins
gering zu halten, entschied der Bundesrat im
März 1971, für künftige Kernkraftwerke nur
noch Umlaufkühlung zuzulassen. Dies verlangte eine Umprojektierung von der geplanten Flusswasserkühlung auf Kühlturmbetrieb.
Im Oktober 1972 erteilte das Eidgenössische
Verkehrs- und Energiewirtschaftsdepartement
die Standortbewilligung. Bis Anfang 1973 erfolgten die Genehmigungen des Zonenplans
6
Anlagenübe rsicht und te chnische Bes ond e r he ite n
2808 auf 3002 Megawatt erfolgte in mehreren Schritten. Sie wurde insbesondere ermöglicht durch die Verlängerung der Brennstoffzone in den Brennstäben sowie durch
die Verbesserung des Korrosionsverhaltens
der Hüllrohre. Aufgrund der vorgenommenen Änderungen konnte die Anlage ab Juli
1992 mit der maximal bewilligten thermischen Reaktorleistung von 3002 Megawatt
betrieben werden, woraus eine Bruttonennleistung von 990 Megawatt resultierte.
1994 und 1995 erfolgten in zwei Schritten weitere Leistungserhöhungen, die ausschliesslich durch Wirkungsgradverbesserungen im
Bereich der Turbogruppe realisiert wurden.
Die effizientere Nutzung der im Reaktor freigesetzten thermischen Energie durch den
Umbau der Niederdruckturbine führte per
1. Januar 1996 zu einer Erhöhung der Bruttonennleistung auf 1020 Megawatt. Das grösste
Nachrüstungsprojekt seit Inbetriebnahme der
Anlage bewirkte eine Mehrproduktion von
etwa 300 Millionen Kilowattstunden jährlich,
was der Produktion eines mittleren Schweizer
Laufkraftwerks entspricht.
Die planmässige Erhöhung der thermischen
und der elektrischen Leistung im KKG entsprach den Vorgaben des Bundesaktionsprogramms «Energie 2000», das eine Erhö-
Am 6. Februar 1979 gab das erste Schweizer
Kernkraftwerk der 1000-Megawatt-Klasse
erstmals Energie an das schweizerische Verbundsnetz ab. Aufgrund eines Störfalls im
amerikanischen Werk Three Mile Island bei
Harrisburg verzögerten sich jedoch die Inbetriebnahmeversuche durch eine vom Bundesrat angeordnete Überprüfung der Sicherheitssysteme und Betriebsvorschriften. Nach
erfolgreichem Abschluss der Inbetriebnahmeversuche ging das KKG im November 1979
mit einer elektrischen Bruttoleistung von 970
Megawatt in den Normalbetrieb über. Am
20. Dezember wurde die Prozessdampflieferung an eine Kartonfabrik in Niedergösgen
aufgenommen. Es handelte sich bei dieser
Dampflieferung um die grösste derartige Wärmeabgabe aus einem europäischen Kraftwerk.
Leistungserhöhung
Die Betriebserfahrungen der ersten Jahre
zeigten, dass die Anlage noch über deutliche
Leistungsreserven verfügte, sodass im Mai
1985 ein Gesuch zur Erhöhung der Bruttoleistung um 7 Prozent eingereicht wurde. Im
Dezember 1985 erteilte der Bundesrat die
entsprechenden Bewilligungen. Die Erhöhung der thermischen Nennleistung von
Funktionsschema Druckwasserreaktor
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~
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Reaktor
Dampferzeuger
Hauptkühlmittelpumpe
Druckhalter
Hochdruckturbine
Wasserabscheider
Zwischenüberhitzer
Niederdruckturbine
Kondensator
Hauptkondensatpumpe
Niederdruckvorwärmer
Speisewasserbehälter
Speisewasserpumpe
Hochdruckvorwärmer
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7
Anlagenübersicht und technische Bes ond e r he ite n
hung der Leistung bestehender Kernkraftwerke um 10 Prozent vorsah.
Nach der Jahrtausendwende haben zahlreiche
Nachrüstungen und Umbauten den Anlagenwirkungsgrad merklich verbessert und damit
die Generatorleistung direkt beeinflusst. Zu
den wirkungsgradverbessernden Massnahmen zählen Optimierungen an der Turbine
und an den Zwischenüberhitzern, der Einbau
zusätzlicher Wasserabscheider sowie der Einsatz neuer Kühler im Kühlturm. Auf den 1. Januar 2010 wurde die Bruttonennleistung entsprechend auf 1035 Megawatt angehoben.
Schnitte durch das Reaktorgebäude
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Lage und
Gebäudeanordnung
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Das KKG liegt am Jurasüdfuss auf halbem
Weg zwischen den Städten Olten und Aarau
in der Nähe grosser Verbraucherschwerpunkte des nördlichen Mittellandes. Das
Areal von 14 Hektaren befindet sich in einer
Flussschlaufe der Aare auf dem Gebiet der
Gemeinde Däniken, Kanton Solothurn. Im Osten, in 300 Meter Abstand, steht die 380-Kilovolt-Schaltanlage, einer der wichtigsten
Knotenpunkte des schweizerischen Hochspannungsnetzes.
Das Gelände wurde durch Aufschüttung erhöht, um die Anlage vor Überschwemmungen zu schützen. Das Areal liegt 382 Meter
über dem Meeresspiegel und damit mindestens einen Meter über dem höchsten zu erwartenden Hochwasserspiegel der Aare. Der
Baugrund besteht aus einer 20 bis 30 Meter
dicken Kiesschicht, die auf einem kompakten
Kalkfels liegt und eine stabile Grundlage für
den Kraftwerkstandort bietet.
Das KKG steht in einem Gebiet geringer seismischer Aktivität. Standortbestimmend waren neben der Tragfähigkeit des Baugrundes
8
Grundriss
+ 18,40 m
A
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Reaktor
Dampferzeuger
Hauptkühlmittelpumpen
Druckhalter
Druckhalterabblasebehälter
Druckspeicher
FIutbehäIter
Personenschleuse
Brennelementlagerbecken
Brennelementtransfereinrichtung
Brennelementladebecken
Lademaschine
Verzögerungsstrecke
Hubschacht
Lager für neue
Brennelemente
Notschleuse
Beckenflur
Abstellplatz für
Reaktordeckel
Umluftanlagen
Frischdampfstation
Frischdampf- und
Speisewasserarmaturen
Schalldämpfer
Rundlaufkran
Sicherheitsbehälter
Ringraum
Ausgleichsbehälter des
nuklearen Zwischenkühlsystems
Nachkühlpumpen
Sicherheitseinspeisepumpe
Transportöffnung
Montagetor
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A
Grundriss
+ 12,00 m
A
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A
Schnitt A:A
+ 50,80
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+ 36,50
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+ 12,00
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+ 0,00
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- 6,00
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Die unter Reaktorbetriebsdruck stehenden
und Radioaktivität führenden Anlagenteile
werden zusammen mit dem im Reaktorgebäude befindlichen Brennelementlagerbecken von einem kugelförmigen Stahlbehälter
umschlossen. Dieser Sicherheitsbehälter
(Containment) gewährleistet den Schutz der
Umgebung gegen radiologische Auswirkungen von unterstellten schweren Störfällen. Er
verhindert, dass radioaktive Stoffe unkontrolliert nach aussen entweichen.
Der Sicherheitsbehälter liegt exzentrisch im
Reaktorgebäude, dessen Schale aus Eisenbeton besteht. Sicherheitsbehälter und Reaktorgebäude bilden eine doppelte Sicherheitshülle. Das Reaktorgebäude schützt die
Radioaktivität führenden Anlagenteile gegen
Einwirkungen von aussen; es ist gegen Erdbeben, Explosionsdruckwellen und Flugzeugabstürze ausgelegt.
Der gasdicht verschweisste, druckfeste Sicherheitsbehälter ist im unteren Bereich in einem schalenförmigen Fundamentring eingebettet und im übrigen Bereich freitragend
gebaut. Bei der Auslegung des Sicherheitsbehälters als Volldruckbehälter wurde unterstellt, dass eine Hauptkühlmittelleitung bricht
und der gesamte Wasserinhalt des Reaktorkühlsystems sowie zusätzlich ein Dampferzeuger vollständig ausdampfen. Die Stahlhülle ist für diesen Fall auf einen Überdruck
von 4,89 Bar bei einer Temperatur von 135 °C
ausgelegt. Der Zugang zum Sicherheitsbehälter führt über eine druckfeste und gasdichte Schleuse.
Im Reaktorhilfsanlagengebäude befinden
sich unter anderem die Aufbereitungsanlagen für Abwässer, Konzentrate und Abgase,
die zentrale Zuluft- und Abluftanlage für den
Kontrollbereich, Werkstatteinrichtungen, Laboratorien für die Untersuchung radioakti-
insbesondere die günstigen Verhältnisse für
den Energieabtransport, die Nähe zur Aare
für die Kühlwasserversorgung sowie die gute
Zufahrt für Schwertransporte. Eine direkte
Anbindung an die Schiene erleichtert den
An- und Abtransport von Schwerlasten.
Bei der Platzierung der verschiedenen Gebäude und Anlagenteile wurde auf eine
zweckmässige und möglichst Platz sparende
Anordnung geachtet. Eine klare räumliche
Trennung zwischen nuklearen und konventionellen Teilen der Anlage beschränkt Radioaktivität führende Systeme auf einen definierten, speziell überwachten Bereich. Der
erleichterte Zugang zu Gebäuden, Systemen
und Komponenten ist auch für Instandhaltungsarbeiten von Vorteil.
Durch die kompakte Anordnung der Gebäude
im Areal sind kurze Rohr- und Kabelwege
zwischen den einzelnen Anlagenteilen möglich. Kabelkanäle und Rohrleitungen von
sicherheitstechnisch wichtigen, mehrfach
vorhandenen Systemen sind konsequent getrennt in die Gebäude eingeführt. Die Anordnung von Maschinenhaus und Reaktorgebäude ermöglicht einen kurzen Energiefluss
von der Reaktoranlage bis zu den Blocktransformatoren, die an der Ostseite des Maschinenhauses stehen. Von den Transformatoren erfolgt die Stromableitung über eine
Freileitung zur 380-Kilovolt-Schaltanlage.
Kontrollbereich
Zum nuklearen Bereich gehören das Reaktorgebäude, das Reaktorhilfsanlagengebäude und das im Jahr 2008 fertiggestellte
Brennelementlagergebäude, die zusammen
einen geschlossenen Kontrollbereich bilden.
Ein zentral überwachter Zugang führt zum
Kontrollbereich.
9
Anlagenübersicht und technische Bes ond e r he ite n
eine massive Armierung von 280 Kilogramm
pro Kubikmeter Beton, was etwa dem fünffachen Eisengehalt konventioneller Bauten entspricht. Dies erklärt die rund 700 Tonnen
Stahl, die für den Anbau des Hilfsanlagengebäudes benötigt wurden.
Am 8. April 2008 erteilte die Aufsichtsbehörde
die Betriebsfreigabe für ein Brennelementlagergebäude für abgebrannte Brennelemente.
Da im Reaktorgebäude die Platzverhältnisse
keine Lagererweiterung zuliessen, wurde dieses neue Lagergebäude mit gleicher Zweckbestimmung ausserhalb der bestehenden
Gebäudestruktur nordwestlich des Abluftkamins in unmittelbarer Nähe des Reaktorhilfsanlagengebäudes erstellt.
Zum neuen Gebäude gehören ein angebauter Systemtrakt mit Passerelle zum Reaktorhilfsanlagengebäude sowie zwei Trockenkühltürme. Die inneren Gebäudestrukturen
sind von den Aussenwänden getrennt, das
Brennelementbecken ist durch Feder- und
Dämpferelemente vor Erschütterungen geschützt.
Das Gebäude aus Stahlbeton ist 37 Meter
lang, 17 Meter breit und 25 Meter hoch. Die
Aussenstrukturen des Brennelementlagergebäudes sind mindestens 1,5 Meter dick. Damit
ist es gegen aussergewöhnliche Ereignisse,
wie Erdbeben, Hochwasser und Flugzeugabsturz, geschützt. Die Brennelementeinlagerung erfolgt mittels Transportbehältern über
das betriebsinterne Schienensystem. Das im
Lagergebäude untergebrachte Becken kann
im Endausbau bis zu 1008 Brennelemente
aufnehmen. Das Becken erweitert die bestehende Lagerkapazität des Brennelementlagerbeckens im Reaktorgebäude, welches rund
600 Standplätze umfasst.
Das Beckenkühlsystem besteht aus vier symmetrisch aufgebauten unabhängigen Strän-
ver Stoffe, Dekontaminationseinrichtungen
sowie Abfalllager für schwach- und mittelaktive Abfälle. Im Juni 2007 wurde nach 20monatiger Bauzeit ein dreistöckiger Anbau
fertiggestellt, der das Gebäude um 8000 Kubikmeter für Werkstätten und Lagerräume erweitert. Mit dem zusätzlichen Platzangebot
wird auch die Lagerung von Materialien optimiert und der Brandschutz verbessert.
Der Anbau wurde als selbstständiges Bauwerk ausgebildet und mit einer Dilatationsfuge (Luftspalt) vom Reaktorhilfsanlagengebäude abgetrennt. Damit bleibt das dynamische Gebäudeverhalten des Reaktorhilfsanlagengebäudes im Falle eines Erdbebens unbeeinflusst. Diese Entkopplung hatte
zur Folge, dass der schlanke Anbau zur Sicherstellung der Erdbebenkippsicherheit mit
54 Zug- und Druckpfählen im Erdreich verankert werden musste. Diese Pfähle sind 13 Meter lang und haben einen Durchmesser von
1,3 Meter. Zur Ableitung der Erdbebenkräfte
enthält die 2 Meter dicke Fundamentplatte
Brennelementlagergebäude.
10
gen, wobei jeweils zwei Stränge einem Kühlturm zugeordnet sind. Über einen Zwischenkühlkreislauf, der im Naturumlauf arbeitet,
wird die Abwärme aus den Brennelementen
in die Umgebung abgeführt. Das Zwischenkühlmittel strömt dabei über Wärmetauscher,
die im Lagerbecken eingehängt sind. Danach
gibt es die Wärme mittels Naturzug über Wasser-Luft-Wärmetauscher an die Aussenluft
ab. Bei beladenem Brennelementlagerbecken und bei sehr hohen Umgebungstemperaturen kann die Luftzirkulation im Kühlturm mittels Ventilatoren unterstützt werden.
Mitte Mai 2008 wurden die ersten Brennelemente im neuen Lagerbecken eingelagert.
Während der Jahresrevision werden Brennele-
Brennelementwechsel
mente ausgetauscht.
Einmal im Jahr wird die Anlage für den Brennelementwechsel abgestellt. Das Entladen der
Brennelemente, das Umplatzieren der im Reaktor verbleibenden Elemente und das Einladen der neuen Elemente erfordert etwa
zwei bis drei Wochen. Während der gesamten
Stillstandsdauer erfolgen Inspektionen und
Instandhaltungsarbeiten in allen Bereichen
des Kraftwerks.
Die aus dem Reaktordruckbehälter entladenen Brennelemente werden zunächst ins
Kompaktlagergestell des Brennelementlagerbeckens gestellt. Es stehen über 600
Standplätze zur Verfügung, in denen neben
Brennelementen auch Instrumentierungslanzen, Steuerelemente und Werkzeuge aufbewahrt werden. Im Kompaktlager klingen
Strahlung und Nachzerfallswärme ab, bevor
die Brennelemente in speziellen Transportbehältern ins Brennelementlagergebäude
übergeführt werden. Über ein an das Brennelementlagerbecken angeschlossenes Kühlsystem wird die Nachzerfallswärme abge-
führt. Die Zwischenlagerung der Brennelemente im Kompaktlager kann mehrere Jahre
dauern.
Im sichelförmigen Ringraum zwischen Reaktorgebäudeaussenwand und Stahlbehälter
sind das Ladebecken, der Hubschacht, das
Not- und Nachkühlsystem, das Lager für neue
Brennelemente sowie die Abgasverzögerungsstrecke geschützt untergebracht. Im Ladebecken werden die Transportbehälter mit
den abgebrannten Brennelementen beladen.
Zu diesem Zweck werden die Brennelemente
vom Brennelementlagerbecken über eine
Transfereinrichtung fernbedient in das Ladebecken geschleust. Der Transportbehälter
wird über den Hubschacht in den Ringraum
ein- und ausgeführt.
11
Reaktorkühlsystem
Reaktorgrube mit offenem Reaktor, Abstellplatz mit oberem Kerngerüst und Brennelementlagerbecken.
den sich oben auf dem Deckel. Ein aus Unterund Oberteil bestehendes Kerngerüst fixiert
den Reaktorkern im Druckbehälter. Das untere Kerngerüst legt mit Tragrost und Kernumfassung die Anordnung des Reaktorkerns
derart fest, dass der gesamte Kern gleichmässig vom Kühlmittel durchströmt wird. Der
in den Reaktordruckbehälter eingehängte
Mantelteil des unteren Kerngerüsts wirkt
gleichzeitig als Schild zum Schutz des Reaktordruckbehälters gegen Neutronenbestrahlung.
Das Kühlmittel tritt durch drei Einlassstutzen
mit einer Temperatur von 292 °C in den Reaktor ein und strömt im Ringspalt zwischen
Kernbehälter und Druckbehälter abwärts. Am
halbkugelförmigen Boden des Reaktorkessels wird die Strömung um 180 Grad umgelenkt. Beim Aufwärtsströmen durch den Reaktorkern erwärmt sich das Kühlwasser auf
325 °C. Durch die drei Auslassstutzen führt es
die Wärme zu den drei Dampferzeugern ab.
Der gesamte Kühlmitteldurchsatz durch den
Der Gösgen-Druckwasserreaktor ist für eine
thermische Nennleistung von 3002 Megawatt zugelassen. Der Betriebsdruck beträgt
154 Bar und die mittlere Betriebstemperatur
308 °C. Das Reaktorkühlsystem besteht aus
dem Reaktor, dem Druckhaltesystem und drei
parallelen Umwälzschleifen. Jeder der drei
gleichartigen Loops ist aus einem Dampferzeuger, einer Hauptkühlmittelpumpe sowie den verbindenden Rohrleitungen zusammengesetzt.
Reaktordruckbehälter
Der Reaktordruckbehälter, in welchem der
Reaktorkern untergebracht ist, ist aus niedriglegiertem Feinkornstahl gefertigt, der gute
Schweissqualität mit hoher Zähigkeit und geringer Versprödungsneigung unter Neutronenbestrahlung vereinigt. Der abnehmbare
Deckel ist mit 52 vorgespannten Schrauben
befestigt. Die Stutzen der Steuerelementantriebe und der Kerninstrumentierung befin-
12
Rea ktor kühl syste m
Urandioxid (UO2) und Plutoniumdioxid (PuO2).
Die Länge der Brennstoffsäulen in den Brennstäben beträgt 3550 Millimeter. Insgesamt
hat jedes Brennelement 15 mal 15, das heisst
225 mögliche Brennstabpositionen, von denen 205 mit Brennstäben besetzt sind. Die
Brennstäbe werden durch Abstandhalter in
ihren Positionen fixiert. Die seitlich offene
Brennelementkonstruktion fördert die Quervermischung des Kühlmittels und bewirkt damit eine gleichmässigere Aufwärmung. Über
36 000 Brennstäbe stehen im Kern, was einer
Brennstoffsäule von rund 130 Kilometer
Länge entspricht.
Steuerstabantriebe
Führungseinsatz für Steuerstab
Oberer Rost
Kühlmittelaustritt
Stütze
Gitterplatte
Steuerelemente
Brennelement
Die Reaktorleistung wird mithilfe von Neutronenabsorbern geregelt. Die Kurzzeitregelung erfolgt durch Steuerstäbe, die den Neutronenfluss und damit die Reaktorleistung
steuern. Über dem Reaktorkern verteilt sind
48 Steuerelemente mit jeweils 20 Steuerstäben, die in 48 der 177 Brennelemente einfahren können. Jedes Brennelement verfügt
über 20 brennstabfreie Positionen, die mit
Steuerstabführungsrohren besetzt sind. Bei
denjenigen Brennelementen, die sich an
steuerelementfreien Positionen befinden,
wird ein Teil der Führungsrohre für die Aufnahme der Kerninstrumentierungslanzen verwendet. Diese dienen der Überwachung der
Leistungsdichteverteilung im Kern.
Die Steuerelemente werden mithilfe von elektromagnetischen Klinkenschritthubwerken
bewegt, die auf dem Deckel des Reaktordruckbehälters angeordnet sind. Zur Leistungsregelung können die Steuerelemente
mehr oder weniger tief in den Reaktorkern
eingefahren werden. Die Schnellabschaltung
des Reaktors erfolgt durch das Einfallen aller
Druckbehälter
Kernumfassung
Kernbehälter
Unterer Rost
Siebtonne
Kern beträgt 53 000 Tonnen pro Stunde. Er
verteilt sich gleichmässig auf die drei Kühlkreisläufe.
Brennelemente
Der Reaktorkern besteht aus 177 dicht aneinandergefügten, baugleichen Brennelementen. Jedes Brennelement bündelt 205
Brennstäbe in einer quadratischen Gitteranordnung. In jedem Brennstab ist eine Säule
von Brennstofftabletten eingesetzt, die in
einem gasdicht und druckfest verschweissten
Zircaloy-Hüllrohr eingeschlossen ist. Die
Brennstofftabletten bestehen aus gesintertem
Urandioxid (UO2) mit angereichertem Spaltstoff Uran-235 oder aus einem Gemisch von
13
Reaktorkühlsystem
Steuerelemente in den Reaktorkern. Dazu
werden die elektromagnetischen Haltespulen
stromlos gemacht.
Dampferzeuger
Dampfaustritt
Feinabscheider (Dampftrockner)
Dampferzeuger
Mannloch
Grobabscheider (Wasser)
Speisewassereintrittsstutzen
Die drei Dampferzeuger übertragen die
Wärme des Reaktorkühlmittels an den Wasser-Dampf-Kreislauf. Als stehende U-RohrWärmetauscher erzeugen sie aus Speisewasser Frischdampf zum Antrieb des
Turbogenerators.
Über Eintritts- und Austrittsstutzen ist die
Sammelkammer mit den Hauptkühlmittelleitungen des Reaktorkühlsystems verbunden.
Aus der Sammelkammer strömt das Reaktorkühlmittel unter Wärmeabgabe durch die
U-Rohre zur Austrittskammer, von wo aus es
der Hauptkühlmittelpumpe zugeleitet wird.
Das vielfach abgestützte U-Rohr-Bündel aus
besonders korrosionsbeständigem Werkstoff
ist im Rohrboden der Dampferzeuger eingewalzt und verschweisst.
Das eintretende Speisewasser strömt im
Naturumlauf zwischen Behälterwand und
einem das Rohrbündel umgebenden Führungsmantel abwärts und steigt dann nach
der Wärmeübernahme unter Dampfbildung
wieder nach oben. Im Dampfdom über dem
Rohrboden wird die Restdampfnässe abgeschieden, bevor der getrocknete Dampf über
den Austrittsstutzen abgeleitet wird.
Speisewasserringleitung
Heizrohre
Leitmantel
Behälter
Rohrhaltegitter
Handloch
Trag- und Führungspratzen
Rohrboden
Kühlmitteleintritt
Kühlmittelaustritt
Der Druckhalter ist ein zum Teil mit Wasser
gefüllter stehender Behälter mit einem Volumen von 42 Kubikmeter. Durch die Volumenausgleichsleitung ist er mit einem der drei
Reaktorkühlkreisläufe verbunden. Die Druckregelung erfolgt mithilfe einer elektrischen
Heizung im Wasserbereich des Druckhalters
und einer Einrichtung zum Einsprühen von
Wasser in den Dampfbereich.
Durch das Sprühsystem kann Dampf kondensiert und somit der Druck abgebaut werden; durch Heizung mit den elektrischen
Heizstäben kann Wasser verdampft und somit der Druck erhöht werden.
Druckhalter
Der Druckhalter hat die Aufgabe, den Betriebsdruck im Reaktorkühlsystem konstant
zu halten. Bei Laständerung des Reaktors
treten Temperaturänderungen und Volumenschwankungen auf, die ohne Druckhalter zu Druckschwankungen führen würden.
14
Rea ktor kühl syste m
und -leitungen
Reaktorkühlsystem
Vom Reaktordruckbehälter gelangt das erwärmte Hauptkühlmittel durch die Kühlmittelleitungen in die drei Dampferzeuger. Die
Hauptkühlmittelpumpen fördern das abgekühlte Kühlmittel in den Reaktordruckbehälter zurück.
Die Hauptkühlmittelpumpen sind als stehend
angeordnete einstufige Kreiselpumpen mit
fliegend gelagertem Laufrad ausgeführt. Die
wesentlichen Bauteile sind ein kugelförmig
ausgebildetes Pumpengehäuse, ein auf der
Pumpenwelle befestigtes Laufrad und ein
aus zwei Teilen bestehendes, im Pumpengehäuse verschraubtes Leitrad. Das Pumpen-
Dampferzeuger
Druckhalter
gehäuse ist in die Hauptkühlmittelleitung
eingeschweisst. Als Antriebsmotor wird ein
Hochspannungsasynchronmotor herkömmlicher Bauart verwendet.
Die Dichtungspartien der Hauptkühlmittelpumpen bestehen aus einer dreistufigen hydrodynamischen Gleitringdichtung und einer
Rückschlagdichtung. Letztere tritt erst in
Funktion, wenn die vorgelagerten Dichtungen versagen. Bei dem 2008 eingebauten
hydrodynamischen Dichtungssystem erfolgt
der Druckabbau über die drei Dichtungen.
Bei den ersten zwei Stufen werden jeweils
40 Prozent und bei der dritten Dichtung
20 Prozent des Drucks abgebaut. Jede Stufe
ist für die volle Druckdifferenz ausgelegt.
Hauptkühlmittelpumpe
Motorflansch
Motorlaterne
Axialradiallager
Wellenkupplung
Dichtungsgehäuse
Radiallager
Leitrad
Laufrad
Pumpengehäuse
15
Radioaktive Betriebsabfälle werden in Fässer abgefüllt.
Im Kraftwerkbetrieb fallen radioaktive Stoffe
in festem, flüssigem oder gasförmigem Zustand an. Die Hilfsanlagen haben unter anderem die Aufgabe, diese Stoffe aus dem
Kühlmittel, den Abwässern und gegebenenfalls aus der Raumluft zurückzubehalten. Eine
geringfügige Abgabe von Radioaktivität an
die Kraftwerkumgebung lässt sich trotz vielfältiger Begrenzungseinrichtungen nicht ganz
vermeiden.
Damit sichergestellt wird, dass radioaktive
Stoffe nur in kleinsten Mengen und kontrolliert nach aussen gelangen, sind folgende
Hilfsanlagen vorhanden:
lüftungstechnische Anlagen,
nukleares Abgassystem,
Abwasseraufbereitungsanlage,
Abfallbehandlung und -lagerung.
Dem Reaktorkühlsystem sind Hilfs- und Nebenanlagen zugeordnet. Sie erfüllen sowohl
während des Leistungsbetriebes als auch in
Störfällen wichtige Funktionen. Zu den Hilfsund Nebenanlagen gehören im Wesentlichen
Systeme für
Einspeisung und Entnahme des Kühlmittels,
Einstellung der Borsäurekonzentration,
Lagerung, Reinigung, Entgasung und chemische Behandlung des Kühlmittels,
Sicherstellung der Nachwärmeabfuhr,
Abscheidung und Behandlung radioaktiver Stoffe.
Während die Reaktorhilfsanlagen direkt an
das Reaktorkühlsystem anschliessen und damit mit dem Hauptkühlmittel in Verbindung
stehen, erfüllen die Nebenanlagen Aufgaben,
die nicht direkt mit dem Reaktorbetrieb gekoppelt sind. Diese Systeme, die radioaktive
Stoffe führen, sind im Reaktorgebäude und in
dem ebenfalls zum Kontrollbereich gehörenden Hilfsanlagengebäude untergebracht.
16
Hil fs- und Nebe na nla ge n
dioaktiven Stoffen im Reaktorkühlsystem
möglichst niedrig zu halten, werden Korrosions- und Spaltprodukte entfernt. Die Kühlmittelreinigung wird mit Mischbettfiltern
sichergestellt, die mit zwei verschiedenen
Ionenaustauscherharzen gefüllt sind. Im Anschluss an die Kühlmittelreinigung kann das
Kühlmittel entgast werden.
In der Kühlmittelaufbereitung wird durch Verdampferanlagen das Kühlmittel wieder in
Borsäure und Deionat (voll entsalztes und
entgastes Wasser) aufgetrennt. Borsäure und
Deionat werden zur Reaktivitätsänderung verwendet.
Im Chemikalieneinspeisesystem werden die
für die Behandlung des Reaktorkühlmittels
erforderlichen Chemikalien angesetzt und
Systeme zur
Hauptkühlmittelbehandlung
Das Volumenregelsystem verbindet das unter
hohem Druck stehende Reaktorkühlsystem
mit den Niederdrucksystemen der Hilfs- und
Nebenanlagen. Durch das Volumenregelsystem wird das Reaktorkühlsystem gefüllt und
entleert. Es gleicht temperaturbedingte Volumenschwankungen des Reaktorkühlmittels
aus, die im An- und Abfahrbetrieb sowie bei
Laständerungen auftreten. Es versorgt zudem die Hochdruckwellendichtungen der
Hauptkühlmittelpumpen mit Sperrwasser.
Zur Reinigung des Kühlmittels werden dem
Reaktorkühlsystem stündlich 30 Tonnen
Kühlmittel entnommen. Um den Anteil an ra-
Chemikalien-, Volumenregel- und Abfallbehandlungssysteme
Brennelementbeckenreinigungssystem
Kamin
Kühlmittelreinigungssystem
Abgassystem
Kühlmittelentgasungssystem
Volumenregelsystem
Sperrwasserversorgung
Kühlmittelaufbereitung
Kühlmittellagerung
Borsäure- und Deionateinspeisesystem
Chemikalieneinspeisesystem
Deionat
Chemikalien
Gebäudeentwässerung
Radioaktives Waschwasser
Behandlung radioaktiver Konzentrate
Fasslager
Aare
Behandlung radioaktiver Abwässer
17
dem Kühlmittel zudosiert. Die zur Reaktivitätsregelung erforderlichen Borsäure- und
Deionatmengen werden ebenfalls über das
Chemikalieneinspeisesystem dem Reaktorkühlsystem zugeführt; entsprechende Hauptkühlmittelmengen werden entnommen und
zur Zwischenlagerung zu den Kühlmittelspeichern abgeführt. Soll der Borgehalt des
Kühlmittels erhöht werden, so wird Borsäure
eingespeist. Im umgekehrten Falle wird der
Borsäuregehalt durch Verdünnung mit voll
entsalztem Wasser reduziert. Für die Kühlmittellagerung stehen insgesamt sechs Kühlmittelspeicher zu je 100 Kubikmeter zur Verfügung.
Systeme der Nachwärmeabfuhr,
der Not- und Beckenkühlung
Die Systeme der Nachwärmeabfuhr erfüllen
sowohl betriebliche als auch sicherheitstechnische Aufgaben: Nach planmässiger Abschaltung der Reaktoranlage übernehmen
sie die Kühlung des Reaktorkerns. Im Störfall
mit Kühlmittelverlust stellen sie die Notkühlung des Kerns sicher. Dieselben Einrichtungen werden ausserhalb des Nach- und
Notkühlbetriebs zur Kühlung des Brennelementbeckens benutzt.
Beim Abfahren der Anlage wird die anfallende Nachzerfallswärme während der ersten
Phase über die Dampferzeuger abgeführt.
Später übernimmt das nukleare Nachkühlsystem die weitere Temperaturabsenkung.
Die vom Nachkühlsystem aufgenommene
Wärme wird für jeden Strang in einer separaten Nachkühlkette über einen Zwischenkühlkreislauf an den Oberwasserkanal der
Aare abgegeben. Der Zwischenkühlkreislauf
bildet die Barriere zwischen dem Hauptkühlmittel und dem Flusswasser.
Zur Kühlung des Brennelementlagerbeckens
stehen zwei mit dem Nachkühlsystem verknüpfte Beckenkühlstränge sowie ein weiterer vom Nachkühlsystem unabhängiger Beckenkühlstrang zur Verfügung.
Die Leistungsfähigkeit des Nachkühlsystems
ermöglicht eine Abkühlung der Reaktoranlage innerhalb einiger Stunden. Die Nachkühlpumpen saugen dabei aus den vom
Reaktor wegführenden Hauptkühlmittelleitungen an und speisen das Kühlmittel über
die Nachkühler in die zum Reaktor hinführenden Leitungen des Reaktorkühlsystems
zurück.
Im Kühlmittelverluststörfall muss das Nachkühlsystem unabhängig von der Leckgrösse
Druckspeicher mit Notkühlwasser.
18
kühlpumpen angesaugt und über die Nachwärmekühler in den Reaktordruckbehälter
zurückgefördert.
Sowohl beim Niederdruck- als auch beim
Hochdruck-Sicherheitseinspeisesystem stehen drei voneinander völlig unabhängige Einspeisestränge zur Verfügung, wobei jeweils
ein Einspeisestrang einer Umwälzschleife zugeordnet ist. Darüber hinaus ist ein Reservestrang vorhanden, der auf den anderen drei
Strängen aufgeschaltet ist. Zur Beherrschung
eines Kühlmittelverluststörfalles reicht bereits ein Einspeisestrang. Da alle Armaturen
über das Notstromnetz versorgt werden,
bleibt die Betriebsbereitschaft der Kernnotund Nachkühlsysteme auch unter extremen
Bedingungen erhalten.
das Fluten des Reaktorkerns und die langzeitige Nachwärmeabfuhr aus dem Reaktordruckbehälter sicherstellen. Das System ist
derart ausgelegt, dass es auch im Falle eines
vollständigen Bruches einer Hauptkühlmittelleitung den Reaktorkern mit boriertem
Wasser bedeckt und eine ausreichende Kühlung gewährleistet.
In sechs Druckspeichern, die über Rohrleitungen und Rückschlagventile an die drei
Umwälzschleifen des Reaktors angeschlossen sind, wird boriertes Notkühlwasser bereitgehalten. Unterschreitet bei einem grossen Leck der Druck im Reaktorkühlsystem
den Druckspeicherdruck, dann entleeren sich
diese über die Hauptkühlmittelleitungen in
den Reaktordruckbehälter.
Sobald der Druck im Reaktorkühlsystem unter 10 Bar gefallen ist, erfolgt die Zuschaltung des Niederdruckeinspeisesystems und
die Nachkühlpumpen fördern boriertes Wasser aus den vier Flutbehältereinheiten über
getrennte Einspeisestränge in die Kühlkreisläufe.
Bei langsamerem Druckabbau im Falle eines
kleineren oder mittleren Lecks starten vorerst
die Sicherheitseinspeisepumpen des Hochdruck-Sicherheitseinspeisesystems, welche
borhaltiges Wasser aus den Flutbehältern in
das Reaktorkühlsystem fördern, bis der Druck
so weit gesunken ist, dass die automatische
Umschaltung auf die Niederdruckeinspeisung
erfolgt.
Das in den Reaktorkern eingespeiste Wasser
strömt nach Auffüllen des Reaktordruckbehälters durch die Bruchstelle in den tiefsten
Teil des Sicherheitsbehälters, den so genannten Sumpf. Sobald der gesamte Borwasservorrat aus den Flutbehältern und
Druckspeichern eingespeist ist, wird das Wasser aus dem Gebäudesumpf mit den Nach-
Lüftungstechnische Anlagen
In der kontrollierten Zone besorgen Zuluft-,
Abluft- und Umluftanlagen Belüftung, Heizung, Kühlung, Unterdruckhaltung und Klimatisierung. Die Lüftung in den Anlagen- und
Betriebsräumen erfolgt überwiegend im Umluftbetrieb. Bei Normalbetrieb wird dem
Sicherheitsbehälter nur etwa 1000 Kubikmeter Luft pro Stunde zugeführt bzw. entnommen. Aus den geringen Zu- und Abluftmengen ergeben sich kleine Querschnitte der
Luftkanaldurchführung durch den Sicherheitsbehälter. In den Anlagenräumen, die
das Reaktorkühlsystem beherbergen, können etwaige Verunreinigungen in der Raumluft durch den Teilstromfilter der Umluftanlage zurückgehalten werden.
Die lüftungstechnischen Anlagen sorgen für
einen konstanten Unterdruck gegenüber den
Betriebsräumen und der Aussenatmosphäre,
sodass ständig eine gerichtete Luftströmung
von den Räumen mit niedriger zu denen mit
19
potenziell höherer Radioaktivität besteht.
Durch die gestaffelten Unterdrücke wird ein
Übertritt von kontaminierter Luft von den Anlagenräumen in die Betriebsräume verhindert.
Die aus dem Sicherheitsbehälter zur Unterdruckhaltung abgesaugte Luft wird in der Abluftanlage gereinigt, bevor sie über den Abluftkamin abgegeben wird. Die eingesetzten
Aerosol- und Jodfilter haben einen Abscheidewirkungsgrad von über 99 Prozent. Die
spezifische Aktivität der Abluft wird am Kamin
überwacht. Messeinrichtungen erfassen die
Aerosol-, Jod- und Edelgasaktivität sowie Radiokohlenstoff. In Verbindung mit der vorhandenen Luftmengenmessung wird damit
der Gesamtaktivitätsausstoss kontrolliert.
Abwasseraufbereitungsanlage
Die Anlage zur Behandlung radioaktiver Abwässer hat die Aufgabe, die im Kontrollbereich des Kraftwerks anfallenden Abwässer zu
sammeln und zu reinigen.
Die Abwässer aus dem Reaktorkühlsystem
und den nuklearen Hilfs- und Nebenanlagen
können eine hohe spezifische Aktivität in
Form von gelösten und suspendierten Stoffen
aufweisen. Die Aktivität der Abwässer aus
Labor, Wäscherei, Duschen usw. fällt dagegen
wesentlich geringer aus.
Entsprechend ihrer Herkunft werden die Abwässer in getrennten Behältergruppen gesammelt. Die Reinigung der Abwässer erfolgt
in Verdampferanlagen. Das Destillat wird in
Kontrollbehältern gelagert und durch Probeentnahme überprüft. Bei genügender Reinheit kann es an den Oberwasserkanal der
Aare abgegeben werden, wobei Aktivität und
Menge registriert werden.
Die Konzentrate aus der Verdampferanlage,
in welchen die Radioaktivität des Abwassers
zurückbehalten wird, werden in den Konzentratbehältern gesammelt und bis zur Verfestigung gelagert. Der Rückhaltefaktor für die
Radioaktivität beträgt bis zu 99,9999 Prozent. Aus den jährlich anfallenden rund
7000 Kubikmeter Abwässer verbleiben lediglich 15 Kubikmeter Konzentrate, die weiterverarbeitet werden müssen.
Nukleares Abgassystem
Ein weiterer Beitrag zur Kaminabgabe ergibt
sich aus dem Betrieb des Abgassystems.
Sämtliche Spaltprodukte, die als Edelgase
anfallen und aus dem Hauptkühlmittel diffundieren, lassen sich nicht von den Mischbettfiltern der Kühlmittelreinigung zurückhalten. Im Wesentlichen handelt es sich
dabei um die Edelgase Xenon und Krypton.
Eine wirkungsvolle Entfernung dieser Gase
kann mit dem Kühlmittelentgasungssystem
erzielt werden. Durch Verdampfung und anschliessende Kondensation des Kühlmittels
werden die Gase ausgetrieben und in das
Abgassystem geleitet.
Der Abgaskompressor des Abgassystems
wälzt ständig einen Spülgasstrom um. Ein
Teilstrom des Spülgasstromes wird über eine
Verzögerungsstrecke aus Aktivkohle geleitet.
Alle Edelgase werden in der Verzögerungsstrecke so lange zurückgehalten, bis die Aktivität weitgehend abgeklungen ist.
20
Abfallbehandlung und -lagerung
Die im Kraftwerkbetrieb anfallenden radioaktiven Abfälle werden so behandelt, dass
ihre Handhabung bzw. Lagerung möglich ist.
Zu den Abfällen zählen unter anderem Ionenaustauscherharze, Filter und Filterrückstände, Konzentrate aus der Verdampferan-
Behandlung radioaktiver Abwässer
Chemikaliendosierstation
Abwasser
Abwassersammelbehälter
Schwefelsäure
Antischaummittel
Komplexbildner
Natronlauge
7
1
7
7
7
1
2
2
Verdampferanlage
1 Umwälzpumpen
2 Verdampferspeisepumpen
3 Umwälz- und
Filterzuspeisepumpen
4 Abgabepumpe
5 Schlammpumpe
6 Konzentratumwälzpumpen
7 Chemikaliendosierpumpen
5
Verdampferanlage
Schlamm
Destillat
Kontrollbehälter
Mischbettfilter
3
Abgabeleitung
zum Oberwasserkanal
4
6
6
Konzentratsammelbehälter
Bituminierung
etwa 20 Fässer, die schwachaktiven Abfälle
etwa 60 Fässer. Wieder verwendbare kontaminierte Anlagenteile oder Werkzeuge werden dekontaminiert.
Das KKG verfügt über zwei räumlich getrennte, unterirdisch angelegte Abfalllager.
Das Lager für schwachaktive Abfälle fasst
4300 Fässer; im Lager für mittelaktive Abfälle können 600 Fässer eingestellt werden.
Bei Bedarf können Abfallfässer auch im ZZL
gelagert werden. Bis Ende 2008 wurden bereits rund 1000 für die Endlagerung konditionierte Abfallfässer mit schwach- und mittelaktivem Abfall ins ZZL übergeführt.
lage für Abwässer, Putzmaterialien und Kleidungsstücke. Diese Betriebsabfälle sind mit
Ausnahme der Ionenaustauscherharze aus
der Reinigungsanlage des Reaktorkühlmittels in der Regel nur schwachaktiv.
Ionenaustauscherharze und Verdampferkonzentrate werden getrocknet und in 200-Liter-Einheitsfässern in Bitumen eingebunden,
bevor sie im kraftwerkeigenen Zwischenlager eingestellt werden. Brennbare Abfälle
sowie kleinere Metallteile können im Plasmaofen des Zentralen Zwischenlagers für radioaktive Abfälle (ZZL) in Würenlingen behandelt werden, wobei die produzierte
Schlacke in Glas eingebunden wird. Filterkerzen und mittelaktive Metalle werden in
Zement eingebunden, Letztere können auch
in massive Abschirmbehälter eingebracht
werden. Für die spätere Endlagerung ist keine
weitere Behandlung nötig.
Im Durchschnitt fallen im KKG täglich etwa 50
Liter endlagerkonforme Betriebsabfälle an.
Die mittelaktiven Abfälle ergeben pro Jahr
21
Das Notstandgebäude.
Inhärente Sicherheit
Oberstes Ziel der Reaktorsicherheitstechnik
ist der sichere Einschluss radioaktiver Spaltprodukte, die bei der Kernspaltung entstehen. Die Sicherheitsvorkehrungen sollen gewährleisten, dass sowohl im Normalbetrieb
als auch bei Störfällen keine Aktivität unkontrolliert aus der Anlage entweichen und
dadurch Mensch und Umwelt gefährden
kann.
Priorität kommt der Störfallvermeidung zu.
Durch administrative und konstruktive Massnahmen sollen Fehlfunktionen frühzeitig erkannt, beseitigt oder in ihrer Wirkung so begrenzt werden, dass eine Entwicklung zu
einem Störfall, der sich auf die Umwelt auswirkt, ausgeschlossen werden kann. Praktikable Schadensvorsorge schliesst die Anerkennung von Fehlern und Störungen bei
Mensch und Material bewusst ein. Das Ergebnis systematischer Vorsorge ist eine fehlertolerante technische Auslegung der Anlage, die auch im Störfall über ausreichend
grosse Sicherheitsreserven verfügt.
22
Im Leichtwasserreaktor vom Typ KKG wird so
genanntes leichtes Wasser, d. h. normales
gereinigtes und voll entsalztes Wasser, als
Moderator und Kühlmittel zugleich verwendet. Das Kühlwasser moderiert die durch
Kernspaltung entstandenen Neutronen; es
bremst die mit hoher Geschwindigkeit aus
dem Brennstoff entlassenen Neutronen auf
«thermische» Geschwindigkeit ab, bei der sie
eine neue Kernspaltung auslösen können.
Die so genannte inhärente Sicherheit beruht
auf den Eigenschaften des Moderators und
des Brennstoffs: Bei steigender Kühlmitteltemperatur und bei Dampfblasenbildung
nimmt die Wasserdichte ab, wodurch weniger
Neutronen abgebremst werden. Zudem werden bei steigender Brennstofftemperatur
mehr Neutronen vom Brennstoffträgermaterial Uran-238 absorbiert. Dadurch stehen weniger Neutronen zur Auslösung neuer Kernspaltungen zur Verfügung. Bei einem
Siche r he itsvor ke hr unge n
der Sicherheitsebene 3 (Massnahmen zur
Beherrschung von Störfällen),
Begrenzung der Folgen extrem unwahrscheinlicher postulierter Unfallabläufe).
unterstellten Kühlmittelverluststörfall infolge
eines grossen Lecks käme die Kettenreaktion sowohl aufgrund der grösseren Neutronenabsorption wegen der Brennstofftemperaturerhöhung wie auch wegen fehlender
Moderatorwirkung durch Dampfbildung im
Reaktorkern schlagartig zum Erliegen.
Für Auslegung und Betrieb der Anlage (Sicherheitsebene 1) gelten besondere Anforderungen wie zum Beispiel:
ausreichende Sicherheitszuschläge bei der
Auslegung der Systeme und Anlagenteile,
sorgfältige Auswahl der Werkstoffe und
umfangreiche Werkstoffprüfungen,
umfassende Qualitätssicherung bei Fertigung, Errichtung und Inbetriebnahme,
instandhaltungsfreundliche Konstruktion
von Systemen und Anlagenteilen,
hoher Redundanzgrad der sicherheitstechnischen Einrichtungen,
hoher Automatisierungsgrad zur Vermeidung von menschlichen Fehlern,
schonende Betriebsweise,
regelmässige Wiederholungsprüfungen
und Inspektionen,
permanente Überwachung wichtiger Prozessgrössen,
automatische Einleitung von Gegenmassnahmen bei Erreichen vorgegebener
Grenzwerte,
systematische Aufzeichnung, Auswertung
und sicherheitsbezogene Verwertung von
eigenen und fremden Betriebserfahrungen,
umfassende Schulung und ständige Weiterbildung des Betriebspersonals.
Sicherheitsprinzipien
Die Gewährleistung der nuklearen Sicherheit
in modernen Leichtwasserreaktoren wie dem
KKG beruht auf dem Konzept der gestaffelten
Sicherheitsvorsorge. Unterschieden wird zwischen
Vermeidung von Störungen im Betrieb der
Anlage),
Begrenzung der Auswirkung eingetretener
Störungen und der Vermeidung des Eintritts von Störfällen),
Sicherheitsbarrieren
Zur Beherrschung anomaler Betriebszustände (Sicherheitsebene 2) wurden die Systeme nach besonderen sicherheitstechnischen Grundsätzen ausgelegt. Spezielle
Begrenzungseinrichtungen und der Aggregateschutz stellen sicher, dass Störungen des
Brennstoff
Hüllrohr
Umschliessung
Reaktorkühlkreislauf
Betonabschirmung
Stahlbetonhülle
23
dampf- oder Speisewasserleitung oder auch
der Bruch eines Dampferzeugerheizrohres.
Auch Störfälle aufgrund äusserer Einwirkungen sind in der Auslegung der Anlage berücksichtigt. Das Kraftwerk ist sowohl gegen
naturbedingte Einwirkungen wie Erdbeben,
Sturm, Blitzschlag und Hochwasser als auch
gegen zivilisatorische Einwirkungen wie Sabotage und Flugzeugabsturz geschützt. Berücksichtigt sind zudem Unfälle, die sich im
Umgang mit gefährlichen Gütern, wie leicht
entzündbaren und explosionsgefährlichen
Stoffen, ereignen können, oder Brände in der
Anlage.
Gegen Störfälle wirken passive und aktive Sicherheitseinrichtungen. Erstere wirken allein
durch ihr Vorhandensein wie zum Beispiel
die zahlreichen Schutzbarrieren aus Beton
oder Stahl, die den sicheren Einschluss der
Radioaktivität und die Abschirmung der vom
Reaktorkern ausgehenden Direktstrahlung
gewährleisten. Zu diesen Sicherheitseinrichtungen zählen auch die Druckspeicher des
Leistungsbetriebs bezüglich ihrer Folgen begrenzt bleiben, indem bei einer Störung die
Leistung des Reaktors abgesenkt oder bei
Ausfall von Komponenten Reservekomponenten zugeschaltet werden. Durch den Eingriff der Begrenzungseinrichtungen können
Schnellabschaltungen der Reaktoranlage vermieden werden. Jede vermiedene Schnellabschaltung schont die Anlage.
Störfallbeherrschung
Dampf
Dampf
Dampf
Zur Beherrschung von Störfällen dienen spezielle Sicherheitssysteme (Sicherheitsebene
3). Sie stellen sicher, dass der Reaktor bei Erfordernis zu jeder Zeit abgeschaltet und die
nach dem Abschalten noch produzierte Nachzerfallswärme abgeführt werden kann. Als
Störfälle, welche die Anlage beherrschen
muss, werden so genannte Auslegungsstörfälle unterstellt. Zu den Auslegungsstörfällen
zählen beispielsweise der Bruch einer Hauptkühlmittelleitung, der Bruch einer Frisch-
Not- und Nachkühlsysteme
5
4
1
2
1
2
3
4
5
6
7
8
Reaktor
Dampferzeuger
Reaktorgebäude
Druckspeicher
Flutbehälter
Sicherheitseinspeisepumpen
(Hochdruck)
9 Nachkühlpumpen (Niederdruck)
10 Nachwärmekühler
11 Containmentsumpf
2
3
3
6
2
6
6
3
11
7
7
10
8
9
8
Redundanz 1
24
7
10
9
8
Redundanz 2
7
10
9
8
Redundanz 3
9
Redundanz 4
Notkühlsystems, welche im Anforderungsfall
nicht erst in Betrieb gesetzt zu werden brauchen. Aktive Sicherheitseinrichtungen führen
die vom Reaktorschutzsystem ausgelösten
Aktionen mithilfe von Stellgliedern und Aggregaten aus. Sie benötigen ein Auslösesignal und Energiezufuhr. Zu den aktiven Sicherheitseinrichtungen gehören das Not- und
Nachkühlsystem, das Notspeisesystem, das
Notstromversorgungssystem und das Notstandsystem.
Bei allen Störfällen gilt für Sicherheitssysteme das Einzelfehlerkriterium; danach darf
der Ausfall einer Komponente, eines Teilsystems oder eines Systems die ausreichende
Funktion des Gesamtsystems nicht verhindern.
Zur Erreichung einer technischen Grundsicherheit sind besonders wichtige Systeme
oder Geräte zwei- oder mehrfach installiert.
Dieses Redundanzprinzip ist bei allen sicherheitstechnischen Einrichtungen realisiert.
Dazu zählen unter anderen das Not- und
Nachkühlsystem, das nukleare Zwischenkühlsystem, das Notspeisesystem, das nukleare Nebenkühlwassersystem, das Kaltwassersystem und der Gebäudeabschluss
des Sicherheitsbehälters. Die Not- und Nachkühlsysteme bestehen beispielsweise im Wesentlichen aus drei identischen Einspeisesträngen, die mit je zwei Druckspeichern,
einer Sicherheitseinspeisepumpe, einer
Nachkühlpumpe, einem Nachwärmekühler
und einer Borwasser-Flutbehältereinheit ausgerüstet sind. Jeder der drei Stränge erfüllt die
erforderliche Sicherheitsfunktion. Darüber
hinaus ist noch ein Reservestrang vorhanden, der mit den anderen drei Strängen verbunden ist. Durch diese Mehrfachanordnung
ergibt sich sowohl bei Reparatur- und Unterhaltsarbeiten als auch im Falle einer Störung
Notspeisewasserversorgung
4
3
Turbine
1
1
1
2
2
2
1
2
3
4
5
6
7
8
Speisewasserförderung
Dampferzeuger
Reaktorgebäude
Ringraum
Notspeisegebäude
Notspeisepumpen
Deionatbecken
5
6
7
7
7
7
210 m3
210 m3
210 m3
210 m3
8
8
8
8
in einem Teilsystem eine ausreichende Verfügbarkeit des Gesamtsystems. Das KKG verfügt zudem über ein spezielles zweisträngiges Notstandsystem, welches gewährleistet,
dass die Anlage auch bei extremen externen
Ereignissen und selbst bei postulierten terroristischen Einwirkungen wie einem gezielten Flugzeugabsturz in einen sicheren Zustand übergeführt werden kann. Für die
Nachwärmeabfuhr ist eine zuverlässige Bespeisung der Dampferzeuger von grosser Bedeutung. Dies ist die Aufgabe des Speisewassersystems. Zusätzlich zu den drei
Speisewasserpumpen verfügt dieses über
zwei notstromgesicherte An- und Abfahrpumpen, die bei Ausfall aller Speisewasserpumpen automatisch gestartet werden.
Das Notspeisesystem ist vom Wasser-DampfKreislauf getrennt. Es hat die Aufgabe, die
Abkühlung der Reaktoranlage mittels Einspeisen von Deionat in die Dampferzeuger sicherzustellen, wenn eine Einspeisung über
das Speisewassersystem oder das An- und
25
wird Deionat in mindestens einen Dampferzeuger eingespeist. Das Wasser verdampft
und der Dampf wird über die FrischdampfSicherheitsventile in die Atmosphäre abgeblasen. Die Abfuhr der Nachzerfallswärme
kann über einen Zeitraum von 10 Stunden
ohne Eingriff des Betriebspersonals erfolgen.
Baulicher Einschluss und räumlich getrennte
Anordnung redundanter Teilsysteme bewirken Schutz vor Einflüssen mit übergreifendem Charakter wie Feuer, Überflutung oder
gar Flugzeugabsturz. So sind zum Beispiel
Kabel und Kühlwasserleitungen räumlich getrennt verlegt oder die Stränge der Sicherheitsleittechnik im Schaltanlagengebäude in
verschiedenen Gebäudeabschnitten untergebracht.
In bestimmten Fällen bietet die Anwendung
des so genannten Fail-Safe-Prinzips einen
zusätzlichen Schutz. Wo möglich, sind
Sicherheitssysteme so eingerichtet worden,
dass Störungen oder der Ausfall der
Energieversorgung eindeutig sicherheitsgerichtete Aktionen auslösen. Die FailSafe-Technik ist unter anderem für das Reaktorschnellabschaltsystem realisiert, das auch
bei Ausfall der Stromversorgung wirksam
bleibt: Die Steuerelemente werden vom Steuerstabantrieb mithilfe von Elektromagneten
festgehalten. Bei Stromausfall unterbleibt
die Haltefunktion der Magnete. Infolge der
Schwerkraft fallen daher die Steuerelemente
in den Reaktor ein und schalten diesen ab.
Nach der Auswertung von Störfällen im Ausland (Three Mile Island 2 und Tschernobyl)
wurden spezielle Notfallmassnahmen (Sicherheitsebene 4) eingeführt, die gewährleisten, dass selbst bei sehr seltenen Unfallabläufen (gleichzeitige Mehrfachfehler von
Komponenten und Ausrüstungen) die Folgen
für die Umgebung des Kernkraftwerks be-
Abfahrsystem nicht mehr möglich ist. Der Einsatz des Notspeisesystems wird, abhängig
vom Dampferzeugerwasserstand, durch den
Reaktorschutz ausgelöst. Jedem Dampferzeuger sind eine Pumpe und ein Notspeisedeionatbecken mit einem Wasserinhalt von
210 Kubikmeter zugeordnet. Eine weitere
Pumpe mit Deionatbecken kann mit jedem
der drei Dampferzeuger verbunden werden.
Es stehen insgesamt 840 Kubikmeter Notspeisedeionatvorrat zur Verfügung.
Kann die Wärmeabfuhr über den WasserDampf-Kreislauf und über das Notspeisesystem – zum Beispiel infolge extremer äusserer
Einwirkungen mit Ausfall von Schaltanlagengebäude, Maschinenhaus, Hilfsanlagengebäude, Wasserfassung und Fremdeinspeisung – nicht mehr erfolgen, dann übernimmt
das Notstandsystem die Abfuhr der Nachzerfallswärme. Speisewassersystem, An- und
Abfahrsystem, Notspeisesystem und Notstandsystem verfügen zusammen über insgesamt elf Pumpen für die Dampferzeugerspeisung. Mit nur einer Pumpe kann die
Nachwärmeabfuhr sichergestellt werden.
Das Notstandgebäude ist in zwei voneinander
getrennte Gebäudeabschnitte unterteilt. In
jedem Abschnitt ist ein Notstandsystem untergebracht. Das Gebäude ist so ausgelegt,
dass es die Notstandsysteme gegen äussere
Einwirkungen, einschliesslich Flugzeugabsturz, Sabotage, Brand und Erdbeben,
schützt. Jedes Notstandsystem besteht
aus Speisesystem, Nachkühl-, Zusatzborierund Brunnenpumpen, Notstromaggregaten,
Schaltanlage, 48-Volt-Batterien, Gleichrichter,
Reaktorschutzsystem, Deionatvorrat von
500 Kubikmeter sowie Notstanddieselaggregat. Von jeder Notstandspeisepumpe führt
eine Notstandspeiseleitung zu einem Dampferzeuger. Zur Abfuhr der Nachzerfallswärme
26
Gefilterte Druckentlastung
Absperrklappe
Berstscheibe
Venturiwäscher
Venturi
Waschflüssigkeit
Metallfaserfilter
Drossel
Sicherheitsbehälterdurchführung
7
2
3
6
5
4
8
1
Innenraum
M
8
2
1
M
Hilfsanlagengebäude
1
2
3
4
5
6
7
8
werden, schaltet es den Reaktor ab, bevor die
Auslegungsgrenzen erreicht werden. Es erfasst Störungen und gibt, falls erforderlich,
Anregesignale für das aktive Eingreifen der
Sicherheitssysteme, beispielsweise für das
Schliessen der Gebäudeabschlussarmaturen
oder für den Start der Notkühlsysteme.
Das Reaktorschutzsystem umfasst alle Geräte und Einrichtungen von der Instrumentierung über den Logikteil bis zur Steuerebene, die zur Auslösung von Schutzaktionen
notwendig sind.
Zur Auslösung einer Schutzfunktion werden in
der Regel mindestens zwei physikalisch verschiedene Prozessgrössen herangezogen.
Diese werden von den Messstellen über Messleitungen den Transmittern zugeführt und dort
in elektrische Analogsignale umgesetzt, die
dann den Grenzwerteinheiten aufgeschaltet
werden. In diesen werden die Messwerte mit
den eingestellten Grenzwerten verglichen, in
die Binärsignale «zulässig» oder «unzulässig»
transformiert und an den Logikteil weitergegeben. Dort werden sie so miteinander verknüpft, dass für jede Schutzfunktion aus den
dafür vorgesehenen Signalen die erforderlichen Befehle erzeugt werden.
Kamin
1
M
Ringraum
grenzt bleiben. Zum Schutz des Sicherheitsbehälters bei einem sehr unwahrscheinlichen
auslegungsüberschreitenden Störfall wurde
1993 ein Druckentlastungssystem (DES) eingebaut. Durch kontrollierte und gefilterte
Druckentlastung verhindert das DES ein Überdruckversagen des Sicherheitsbehälters. Das
DES kann durch Öffnen der Absperrarmaturen aktiviert werden. Im DES wird eine wirkungsvolle Abscheidung von Aerosolen und
Jod in der Waschflüssigkeit erreicht. Die Abscheidegrade für Grob- und Feinaerosole liegen bei über 99,9 Prozent und bei elementarem Jod bei über 99,5 Prozent.
Sicherheitsüberprüfung
Zur Überprüfung der Sicherheit der Schweizer
Kernkraftwerke werden periodisch umfassende Sicherheitsüberprüfungen vorgenommen. Diese periodischen Überprüfungen
nehmen unter Berücksichtigung aller verfügbaren Resultate und Erfahrungen aus regelmässigen Inspektionen, Tests, wiederkehrenden Prüfungen, Sicherheitsanalysen und
Betriebserfahrungen eine umfassende Gesamtbeurteilung des aktuellen Sicherheitszustandes der Anlage vor.
Reaktorschutzsystem
Das Reaktorschutzsystem (Sicherheitsebene
3) überwacht den Zustand der Reaktoranlage anhand wesentlicher Prozessgrössen
wie Druck, Temperatur, Neutronenfluss und
Aktivität. Wenn sicherheitstechnisch relevante Grenzwerte über- oder unterschritten
27
Praxis der Beurteilung von Kernkraftwerken
etabliert. Die PSA ermöglicht Zuverlässigkeitsbeurteilungen für sicherheitsrelevante
Systeme anhand ermittelter Versagenswahrscheinlichkeiten; darüber hinaus können
komplexe Unfallabläufe mit Versagen von Sicherheitsteilsystemen mithilfe von Wahrscheinlichkeitsüberlegungen analysiert werden. Risikoanalysen beziehen mögliche
Schäden ausserhalb der Anlage ein. 1993
wurde eine umfassende PSA für das KKG fertiggestellt. Die Studie identifiziert, beschreibt
und quantifiziert Unfallabläufe und deren Ursachen, die zu einem schweren Kernschaden
führen können. Die durch die PSA für das
KKG ermittelte Kernschadenshäufigkeit liegt
im Bereich der für zukünftige fortschrittliche
Anlagen angestrebten Werte.
1999 wurde die Nachrüstung eines unabhängigen dritten Brennelementbeckenkühlstrangs abgeschlossen. Das zusätzliche
Brennelementbeckenkühlsystem ergänzt die
zwei bestehenden Kühlsysteme, die als Bestandteile der allgemeinen Not- und Nachkühlkette die Nachwärmeabfuhr aus den
Brennelementen sicherstellen. Das Projekt
trägt Erkenntnissen aus der PSA Rechnung.
Es ist ein Beispiel dafür, dass neue Erkenntnisse der Sicherheitsforschung ihre Anwendung in der Anlage finden.
Im Zeitraum von 2000 bis 2008 wurden im
KKG mehr als 100 Millionen Franken in die
weitere Erhöhung der Sicherheit des Kraftwerks investiert. Zu den wichtigsten Verbesserungen gehören die Umrüstung der Sicherheitsventile des Druckhalters sowie
umfangreiche Erdbebenertüchtigungsmassnahmen.
Zu Letzteren zählen die baulichen Verstärkungen am Notspeisegebäude. Das Gebäude
mit den Noteinspeisungen, den Kälteanlagen
Die Sicherheitsventile am Reaktorkühlkreislauf
werden umgerüstet.
Das in der Kerntechnik entwickelte Sicherheitskonzept beruht auf Annahmen über mögliche Störfälle und auf ingenieurtechnischen
Erfahrungen. Es ist in Gesetzen, Verordnungen, Regeln, Richtlinien und Empfehlungen
festgeschrieben, etwa für die Auslegung von
Komponenten oder für den Brandschutz.
Zur Überprüfung der Auslegung sind zusätzlich wahrscheinlichkeitsbezogene Sicherheits- und Risikoanalysen (PSA) entwickelt
worden. Sie haben sich inzwischen in der
28
sicherheitstechnische Gewinn liegt darin,
dass eine von bestehenden Sicherheitseinrichtungen unabhängige zusätzliche Möglichkeit zur kontrollierten Wärmeabfuhr bei
Störfällen geschaffen wurde.
Die Wirksamkeit dieser Neuerungen konnte
im Rahmen der 2008 abgeschlossenen zweiten umfassenden periodischen Sicherheitsüberprüfung nachgewiesen werden. Im internationalen Vergleich verfügt das KKG über
eine überdurchschnittliche Sicherheitsperformance. Gemäss den Ergebnissen der
aktualisierten PSA (Stand 2008) ist das Risikoprofil des KKG mit dem eines Neubaukraftwerks der dritten Generation vergleichbar, auch wenn die in der Sicherheitsvorsorge
zum Einsatz gelangenden technischen Mittel
im Detail unterschiedlich sind. Das KKG betreibt ein umfangreiches Alterungsüberwachungsprogramm, welches es ermöglicht,
den Bedarf für Ersatzinvestitionen rechtzeitig
zu erkennen.
und den Deionatbecken befindet sich in dem
Zwischenraum, der durch das Reaktorgebäude im Norden, das Schaltanlagengebäude
im Süden und das Hilfsanlagengebäude im
Westen gebildet wird. In diesen drei Hauptrichtungen fehlten dem Notspeisegebäude
durchgehende Gebäudeabschluss-Wandscheiben zur Ableitung der Erdbebenlasten in
die Fundation. Für die unregelmässige Gebäudestruktur hatte der im Rahmen der periodischen Sicherheitsüberprüfung geforderte
Erdbebennachweis nicht erbracht werden
können. Demzufolge musste das bestehende
Gebäude mittels zusätzlicher Tragelemente
verstärkt werden.
Der aufwendige Umbau der Druckhalterventilstation wurde nach dreijähriger Vorbereitungszeit 2005 verwirklicht. Neben zwei
Sicherheitsventilen wurden über 60 Armaturen mit den entsprechenden Zu- und Ableitungen ersetzt. Das grösste Nachrüstungsprojekt seit Inbetriebnahme der Anlage betraf
Bereiche der höchsten Sicherheitsklasse. Der
Notstandsystem (Schema für eine Redundanz)
Notstandgebäude
Rohrleitungen
Ringraum
Sicherheitsbehälterinnenraum
7
1
2
3
4
5
6
7
Deionatbecken
Notstanddieselaggregat
Notstandspeisepumpe
Regelventil
Dampferzeuger
Brunnenpumpe
Nachwärmekühler
6
M
M
M
M
4
1
G
3
2
5
29
Dampfkraftanlage
Niederdruckturbinen und Generator.
Frischdampfsystem
Die konventionelle Dampfkraftanlage unterscheidet sich prinzipiell nicht von Dampfkraftanlagen fossilthermischer Kraftwerke.
Sie besteht im Wesentlichen aus den im Maschinenhaus angeordneten Komponenten
Turbine, Generator, Kondensator, Kondensatund Speisewasserpumpen sowie Vorwärmeranlagen und Speisewasserbehälter.
Die Dampfkraftanlage hat die Aufgabe, mit
dem in den Dampferzeugern erzeugten
Frischdampf unter Abgabe seiner Energie die
Turbine und den angekuppelten Generator
anzutreiben. Im Kondensator wird der aus
den Niederdruckturbinen abströmende
Dampf kondensiert.
Das Kondensat wird in mehreren Stufen vorgewärmt und über den Speisewasserbehälter
durch die Speisewasserpumpen den Dampferzeugern wieder zugeführt. Wie in allen
Wärmekraftwerken wird im Wasser-DampfKreislauf demineralisiertes Wasser verwendet, das in einer eigenen Anlage hergestellt
wird.
30
Von den drei Dampferzeugern im Reaktorgebäude gelangt der Frischdampf mit etwa 62
Bar Druck und 280 °C über drei parallele Rohrleitungen zur Frischdampfarmaturenstation.
Räumlich getrennt befinden sich dort die Sicherheitsventile, Abblaseventile und Isolationsventile. Über eine Rohrstrasse werden die
drei Frischdampfleitungen ins Maschinenhaus
geführt, wo der gesamte Dampfstrom auf vier
Leitungen aufgeteilt wird.
Der Dampf gelangt dann über je vier
hintereinandergeschaltete Schnellschlussund Regelventile in den doppelflutigen
Hochdruckteil des Turbosatzes. Die Schnellschlussventile unterbrechen im Anforderungsfall als Schutzarmaturen die Dampfzufuhr zur Turbine.
Am Austritt der Hochdruckturbine beträgt der
Dampfdruck noch 11 Bar bei einem Wasseranteil von rund 13 Prozent und einer Temperatur von 187 °C. Zur Verhinderung von Ero-
D a m p fkra fta nla ge
Bei abgeschaltetem Turbosatz führen Frischdampfumleitstationen den vom Dampferzeuger produzierten und von der Turbine nicht
übernommenen Dampf direkt den Kondensatoren zu. Die Dampfabführung erfolgt über
drei schnell öffnende elektrohydraulische Umleitventile. Die Frischdampfumleitstation ist
für den Turbinenschnellschlussfall mit automatischer Reduzierung der Reaktorleistung
auf 40 Prozent ausgelegt.
sionsschäden an der Niederdruckturbine wird
der Dampf über einen kombinierten Wasserabscheider-Zwischenüberhitzer geleitet. Dieser trocknet den Dampf und erhitzt ihn auf
etwa 250 °C, bevor er von beiden Seiten
durch die Einströmstutzen in die drei doppelflutigen Niederdruckturbinen gelangt und
die verbleibende ausnutzbare Energie abgibt. Die Zwischenüberhitzung des Dampfes
zwischen der Hoch- und der Niederdruckturbine erfolgt mittels Frischdampf.
Reaktorkühlsystem und Wasser-Dampf-Kreislauf
Frischdampf
62 bar
6
2
7
2
3
4
3
G
5
~
8
1
2
22
22 bar
3
21
20
19
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
Reaktor
Dampferzeuger
Hochdruckturbine
Niederdruckturbine
Wasserabscheider
Zwischenüberhitzer
Wasserabscheiderkondensatpumpe
Kondensator
Frischdampfumleitstation
Hauptkondensatpumpe
Niederdruckkondensatkühler
Niederdruckkondensatkühler
Niederdruckkondensatpumpe
Speisewasserbehälter
Speisewasserpumpe
Hochdruckkondensatkühler
Hochdruckvorwärmer
Zwischenüberhitzerkondensatkühler
10 bar
18
16
4,7 bar
15
1,5 bar
14
0,3 bar
17
9
13
Hauptkühlwassersystem
10
12
11
0,085 bar
31
D ampfkraftanlage
Bei einem Ausfall der Frischdampfumleitstation wird der Dampf zur Druckbegrenzung
und zur Abfuhr der Reaktorleistung über die
Frischdampfsicherheitsventile abgeblasen.
Eine gezielte und geregelte Druckabsenkung
kann in diesem Fall über die Abblaseventile
eingeleitet werden.
Turbosatz
Der Einwellenturbosatz setzt sich aus den
Hoch- und Niederdruckteilen sowie aus Generator, Erreger und Hilfserreger zusammen.
Er ist 55 Meter lang und dreht mit 3000 Umdrehungen pro Minute. Unter jedem der drei
Niederdruckgehäuse befindet sich ein Kastenkondensator, der starr mit dem Niederdruckaussengehäuse verschweisst ist. Das
Turbinenfundament besteht aus einer Tischplatte, die über Federkörper und Dämpfungselemente mit der Gebäudekonstruktion
verbunden ist.
Der Abdampf aus der Niederdruckturbine
kondensiert in den nachgeschalteten Kondensatoren durch Abgabe der Kondensationswärme an den Hauptkühlwasserkreislauf, der die Wärme über den Kühlturm an die
Atmosphäre abgibt. Das anfallende, etwa
45 °C warme Kondensat wird von den Hauptkondensatpumpen durch drei parallele Strassen der Niederdruckvorwärmeanlage in den
liegenden zylindrischen Speisewasserbehälter gefördert. Die Dampfanzapfungen für die
Niederdruckvorwärmer erfolgen an der Niederdruckturbine.
Der zweipolige Drehstromsynchrongenerator ist für eine Nennleistung von 1190 Megavoltampere ausgelegt. Er besteht aus dem
Gehäuse mit den Lagern, dem federnd aufgehängten Blechpaket mit der Statorwicklung, der Wellendichtung und der Stromab-
32
Frischdampfleitungen zum Maschinenhaus.
leitung sowie dem Rotor mit der bürstenlosen
Gleichstromerregung.
Bei diesem Grossgenerator wird die Ständerwicklung einschliesslich der Schaltleitungen und Stromdurchführungen direkt mit
Wasser gekühlt und die Läuferwicklung direkt
mit Wasserstoff. Aufgrund der Wasserstofffüllung ist der Generator mit einem druckfesten und gasdichten Gehäuse versehen.
Die Wasserstoffkühler sind senkrecht im turbinenseitigen Ständerendteil untergebracht.
Der Generator, dessen Ölversorgung, Gasversorgung, Primärwasserversorgung sowie
die Erregereinrichtung werden mittels umfangreicher Schutzeinrichtungen in Bezug auf
unzulässige Betriebszustände, Leckagen usw.
überwacht.
Die mit einer Spannung von 27 Kilovolt erzeugte Leistung wird über den Generatorschalter, die drei Blocktransformatoren und
die 380-Kilovolt-Schaltanlage in das Verbundnetz gespeist.
D a m p fkra fta nla ge
der produzierten Dampfmenge, um einen
Wasser-Dampf-Kreislauf zur Kartonfabrik aufzuheizen. Der im Wärmetauscher erzeugte
Dampf strömt über eine 1,8 Kilometer lange
Ferndampfleitung zur Kartonfabrik, wo die
Wärme verschiedenen Verbrauchern zugeführt wird, bevor das Kondensat über Speisepumpen dem Verdampfer im KKG wieder
zurückgeliefert wird. Die Dampfleitung zur
Kartonfabrik erreicht eine maximale Kapazität
von etwa 70 Tonnen Dampf pro Stunde. Der
Druck liegt bei 12 Bar. Die Temperatur beträgt über 200 °C. Die übertragene Wärmemenge entspricht rund 45 Megawatt thermischer Leistung. Diese Prozessdampflieferung
begann im Dezember 1979. Bereits im ersten
Bezugsjahr konnte die Kartonfabrik dadurch
11 500 Tonnen Schweröl einsparen. 1996
wurde die Anlage um ein kleines Fernwärmenetz in den Gemeinden Niedergösgen und
Schönenwerd erweitert.
Im Jahr 2009 wurde auch für die auf Däniker
Boden stehende Papierfabrik Cartaseta Friedrich & Co. ein separater Wasser-DampfKreislauf erstellt. Die Anlage ist für eine maximale Leistung von etwa 10 Tonnen Dampf
pro Stunde mit einem Druck von 15 Bar ausgelegt.
Speisewassersystem
Der Speisewasserbehälter mit einem Volumen von 500 Kubikmeter kann kurzzeitige
Mengenschwankungen im Wasser-DampfKreislauf auffangen. Im Speisewasserbehälter
erfolgt die thermische Entgasung des Speisewassers, das heisst, die im Wasser vorhandenen nichtkondensierbaren Gase werden
ausgetrieben. Aus dem Speisewasserbehälter pumpen die Speisewasserpumpen das
nun etwa 180 °C heisse Speisewasser über
Hochdruckkondensatkühler, Hochdruckvorwärmer und Zwischenüberhitzerkondensatkühler in die Dampferzeuger zurück. Vor Eintritt in die Dampferzeuger erreicht das
vorgewärmte Speisewasser eine Temperatur
von etwa 218 °C.
Die Kondensat- und Speisewasserpumpengruppen bestehen aus je drei Pumpen, von
denen zwei für den Volllastbetrieb erforderlich sind. Die dritte ist betriebsbereit und
schaltet sich bei Ausfall einer laufenden
Pumpe automatisch zu.
Der Heizdampf für den Speisewasserbehälter
wird am Austritt der Hochdruckturbine entnommen. Die Hochdruckvorwärmer beziehen ihren Heizdampf aus einer Anzapfung
der Hochdruckturbine.
Prozessdampfauskopplung
Eine spezielle Verdampferanlage im KKG erzeugt Prozessdampf für nahe gelegene Wärmeverbraucher. Zu den Nutzern der Prozessdampfauskopplung gehört die Kartonfabrik
der Aarepapier AG in Niedergösgen, welche
Karton für Wellpappen und Verpackungsmaterial herstellt.
Ein Wärmetauscher im Maschinenhaus entnimmt der Frischdampfleitung rund 1 Prozent
Prozessdampf für die Papierfabrik Cartaseta.
33
Kühlwassersysteme
Im Zirkulatorbecken wird Kalk ausgefällt.
Film über die darunter angeordneten Kunststoffelemente. Auf dieser grossen benetzten
Fläche erfolgt der Wärmetausch mit der durch
natürlichen Kaminzug aufsteigenden Luft. Dabei verdunsten, je nach Witterung, zwischen
400 und 700 Liter pro Sekunde.
Das verdunstete Wasser wird durch aufbereitetes Zusatzwasser aus dem Oberwasserkanal des Wasserkraftwerks Gösgen ersetzt.
Das Hauptkühlwassersystem führt ausschliesslich die Wärme aus den Kondensatoren ab.
Das Hauptkühlwassersystem führt die in den
Turbinenkondensatoren anfallende, nicht
mehr nutzbare Kondensationswärme über
den Kühlturmkreislauf an die Atmosphäre
ab. Der 150 Meter hohe Kühlturm besteht
aus einer hyperbolischen Schale aus armiertem Beton, die auf 50 Stützen mit Einzelfundamenten ruht. Er arbeitet nach dem Naturzugverdunsterprinzip.
Aus dem Kühlturmbecken, das sich unterhalb des Kühlturms befindet, wird das Wasser
in zwei getrennten parallelen Zulaufkanälen
unterirdisch den zwei Hauptkühlwasserpumpen zugeführt. Diese pumpen das Wasser
durch die Kondensatoren der Turbine und
von dort zurück zum Kühlturm.
Das von den Kondensatoren um 14 °C erwärmte Wasser wird im Kühlturm auf rund
14 Meter Höhe durch Tröge und Rohre auf
den ganzen Kühlturmquerschnitt verteilt und
mittels Düsen versprüht. Das Wasser rinnt als
34
Nebenkühlwassersysteme
Dem Oberwasserkanal des Wasserkraftwerks
Gösgen werden während des Normalbetriebs
rund 2,2 Kubikmeter Wasser pro Sekunde
entnommen. Dieses Wasser wird in einem
Düker unter der Aare dem Nebenkühlwasserpumpenhaus zugeführt, von wo es auf
das nukleare und das konventionelle Nebenkühlwassersystem verteilt wird.
Kühl wass e rsyste m e
unter allen erdenklichen Bedingungen die
Wärmeabfuhr aus den Notstromdieselanlagen, den notstromgesicherten Kältemaschinen und dem nuklearen Zwischenkühlkreislauf. Ein Ablaufsystem zur Aare ermöglicht
die sichere Ableitung des Nebenkühlwassers,
auch wenn das Ablaufsystem zum Oberwasserkanal nicht verfügbar ist.
Am Unterwasserkanal des Wasserkraftwerks
Gösgen befindet sich eine zweite Wasserfassung. Das mechanisch gereinigte Wasser wird
durch zwei dieselgetriebene Pumpen über
eine erdverlegte Rohrleitung ins Nebenkühlwasserpumpenhaus transportiert. Diese redundante Kühlwasserversorgung wird ausschliesslich im Notfall benötigt, wenn die
Kühlwasserversorgung aus dem Oberwasserkanal versagen sollte.
Das Nebenkühlwassersystem für die konventionelle Anlage hat die Aufgabe, alle Kühlstellen im Maschinenhaus, die Hauptkühlwasserpumpen und zwei Kältemaschinen zu
kühlen. Auch das für den Kühlturmbetrieb
benötigte Zusatzwasser wird diesem System
entnommen und entkarbonisiert. Dieser Prozess stellt eine Enthärtung des Wassers dar.
Dabei wird Kalziumhydrogenkarbonat in unlösliches Kalziumkarbonat übergeführt und
abgeschieden. Das abgeschiedene Kalziumkarbonat wird als Rohmaterial für die Zementindustrie und als Kalkdünger in der
Landwirtschaft wieder verwertet.
Überschüssiges Wasser, das maximal um
6,5 °C erwärmt ist, wird an den Oberwasserkanal zurückgegeben. Das sind im Mittel etwa
1,5 Kubikmeter Wasser pro Sekunde. Die Ablaufleitung unterquert die Aare in einer zur
Zuleitung parallelen Rohrleitung.
Das nukleare Nebenkühlwassersystem gewährleistet, ausser bei einem Flugzeugabsturz oder bei extremen Einwirkungen Dritter,
Wasserkraftwerk Gösgen
Kühlwasserversorgung
Unterwasserkanal
Oberwasserkanal
1
8
1 Einlaufbauwerk
2 Nukleare Nebenkühlwasserpumpen
3 Konventionelle Nebenkühlwasserpumpen
4 Nukleare Zwischenkühler
5 Notstromdieselkühler
6 Kältemaschinenkühler
(notstromgesichert)
7 Kältemaschinenkühler
(konventionell)
8 Zweite Wasserfassung
9 Überlaufbauwerk
10 Absetzbecken/Kalkfäller
11 Kühlturm
12 Hauptkühlwasserpumpen
13 Kondensatoren
14 Konventionelle
Zwischenkühler
15 Trafozwischenkühler
Aare
9
11
10
12
3
2
4
13
14
5
15
7
6
5
35
Eigenbedarfsversorgung
Anlieferung eines Blocktransformatorpols.
Die Aufteilung der Blockverteilung in vier
Stränge entspricht den Redundanzen und
der Viersträngigkeit der Notspeise- und Nachkühlanlagen. Zwei dieser vier Stränge reichen
aus, um den Reaktor auch bei eventuell zusätzlich auftretenden Störfällen sicher abfahren und kühlen zu können.
Bei Ausfall der elektrischen Versorgung eines Stranges wird zuerst automatisch auf die
Reserveeinspeisung umgeschaltet. Wenn die
Stromversorgung innerhalb einiger Sekunden nicht wiederhergestellt ist, reduziert sich
die Reaktorleistung. Fällt gleichzeitig ein
zweiter Strang aus, erfolgt eine automatische
Reaktorschnellabschaltung. Die vier Stränge
sind jeweils zusätzlich in Normal-, Notstromund Gleichstromnetze unterteilt. Die Normalnetze mit 10-Kilovolt- und 380-VoltVerteilungen speisen grössere Motoren ab
500 Kilowatt und Verbraucher für den normalen Leistungsbetrieb.
Die getrennten Notstromnetze versorgen ab
den 6-Kilovolt- und 380-Volt-Notstromver-
Das Kraftwerk verbraucht rund 5 Prozent der
produzierten Energie für den Eigenbedarf, vor
allem für den Antrieb der grossen Kühlpumpen. Dieser Strom wird im Normalbetrieb zwischen dem Generatorschalter und dem Blocktransformator abgezweigt und über zwei
Dreiwicklungstransformatoren den vier getrennten 10-Kilovolt-Blockverteilungen zugeführt. Dank dieser Schaltung ist es möglich,
das Kraftwerk auch bei stehendem Generator, zum Beispiel während der Revision, über
den Blocktransformator vom Netz her zu versorgen. Anderseits kann bei Netzstörungen –
wenn im Normalbetrieb der 380-KilovoltBlockschalter geöffnet werden muss – der Eigenbedarf vom Generator her weiter gedeckt
werden. Das KKG läuft dann im so genannten
Inselbetrieb und kann für den Wiederaufbau
des 380-Kilovolt-Netzes herangezogen werden. Zusätzlich steht eine Reserveeinspeisung
ab dem 220-Kilovolt-Netz bereit, um innert
Sekunden die volle Versorgung aller oder auch
nur einzelner Verteilstränge zu übernehmen.
36
E ige nbe da r fsve rs org ung
Schaltanlage bis zu den Verbrauchern. Das
Redundanzprinzip – 6 Stränge, davon 4 Notstrom- und 2 Notstandsnetze mit insgesamt
6 Dieseln – ist auch in der konsequenten
baulichen Anordnung mit der Aufteilung des
Schaltanlagengebäudes in vier Teile umgesetzt. Bei den Notstromdieselgebäuden und
dem Notstandsgebäude wird die strikte
räumliche Trennung deutlich ersichtlich: Sie
sind vom Schaltanlagengebäude abgetrennt
und mehr als 60 Meter auseinander angeordnet. Damit sind unter anderem auch die
Folgen eines hypothetischen Flugzeugabsturzes berücksichtigt.
Das beschriebene Eigenbedarfsnetz mit 35
Transformatoren versorgt rund 1400 Motoren
und 950 elektrische Ventile mit der nötigen
Energie.
teilungen die sicherheitstechnisch wichtigen
Aggregate wie zum Beispiel das Not- und
Nachkühlsystem. Jedem Strang ist ein Dieselaggregat mit 2940 Kilowatt Leistung zugeordnet. Dieses läuft automatisch an, sobald die
Sammelschienenspannung im zugehörigen
Strang während 2 Sekunden unter 80 Prozent
fällt. Das Reaktorschutzsystem gibt dann nach
der Hochlaufzeit des Diesels von maximal
15 Sekunden die sicherheitstechnisch wichtigen Verbrauchergruppen zur Zuschaltung gestaffelt wieder frei. Jedes der vier Dieselaggregate deckt den Strombedarf des zugehörigen
Sicherheitssystemstranges während einiger
Stunden autark ab.
Leittechnische Einrichtungen, die auch während der Dieselstartphase unterbrechungslos
arbeiten müssen, wie zum Beispiel das Reaktorschutzsystem, werden zweifach über
diodenentkoppelte, batteriegestützte 48Volt- oder 220-Volt-Gleichstromverteilungen
versorgt. Für sehr wichtige Komponenten, die
schnell und jederzeit Absperrfunktionen ausführen müssen, sind vier unterbruchsfreie
gesicherte 380-Volt-Netze vorhanden, die von
batteriegestützten rotierenden Umformern
gespeist sind. Für den äusserst unwahrscheinlichen Fall, dass mehr als 2 Sicherheitsstränge ausfallen, sind zusätzlich noch
2 Notstandsysteme einsatzbereit. Auch diese
starten automatisch und versorgen sich während 10 Stunden autark mit Strom und Kühlwasser.
Grosse Bedeutung kommt der elektrischen
und räumlichen Trennung der vier Stränge
zu. Gegenseitige Beeinflussung bei elektrischen Störungen oder bei Bränden ist unbedingt zu verhindern. Auch die Kabelführungen der verschiedenen Stränge sind räumlich
streng getrennt und gegeneinander abgeschottet – von den Notstromdieseln über die
Stromeinspeisung in die Schaltanlage.
37
Die Schichtmannschaft überwacht den Anlagenbetrieb im Kommandoraum.
Betrieb der Anlage
Einsatz der frischen Brennelemente die Überschussreaktivität am höchsten ist, hat auch
die erforderliche Borsäurekonzentration anfangs ihren höchsten Wert. Sie nimmt mit
dem Abbrand des Brennstoffes ab.
Zum Kritischmachen des Reaktors wird Deionat in das Reaktorkühlsystem eingespeist
und die gleiche Menge boriertes Kühlmittel
entzogen. Damit wird die Borkonzentration
reduziert. Um eine ausreichende Abschaltreaktivität während des Entborierens sicherzustellen, werden zuvor die Steuerstäbe ausgefahren.
Die Steuerstäbe sind im stationären Betrieb
nur wenig in den Kern eingefahren. Sie werden lediglich zur Kurzzeitregelung der Reaktorleistung und zur Reaktorschnellabschaltung in den Kern eingetaucht. Dadurch steht
die grösstmögliche Abschaltreaktivität bereit, und die Leistungsverteilung im Reaktorkern wird am wenigsten gestört.
Bei Beeinträchtigung der Wärmeabfuhr aus
dem Reaktor infolge Ausfall von Komponen-
Die Auslegung des Kraftwerks erlaubt eine
Fahrweise mit Konstantlast, einen Grundlastbetrieb mit reduzierter Leistung sowie
Laständerungen. Für einen konstanten
Betrieb bei voller Leistung sprechen wirtschaftliche und technische Gründe; häufige
Laständerungen belasten Systeme und Komponenten, was sich auf die Lebensdauer der
Anlage auswirken kann.
Bei Leichtwasserreaktoren können Brennelemente während des Betriebs nicht ersetzt
werden. Aus diesem Grund weisen sie bei
Beginn eines jeden Betriebszyklus eine
Brennstoffreserve bzw. Überschussreaktivität auf. Im Verlauf einer Betriebsperiode geht
sie aufgrund des Brennstoffabbrands und
steigender Spaltproduktkonzentration verloren. Die Überschussreaktivität wird vorwiegend durch Neutronen absorbierende Borsäure im Kühlmittel kompensiert. Da am
Anfang eines Brennelementzyklus durch den
38
Be tr ieb und I nsta nd ha l tung
gewonnen, rückwirkungsfrei übertragen,
fremdspannungsgeschützt entstört und in
wichtigen Fällen durch Messvergleiche gesichert. Die Signalverarbeitung erfolgt ebenfalls in räumlich getrennten Elektronikräumen
des Schaltanlagen- bzw. Notstandgebäudes.
Die Leittechniksysteme sind zusammen mit
dem Reaktorschutzsystem die hauptsächlichen Verbraucher der 48-Volt-Gleichstromverteilung. Im Kommandoraum werden die
meisten erfassten Prozessgrössen registriert
und angezeigt.
ten des Reaktorkühl- oder Wasser-DampfKreislaufs wird die Reaktorleistung durch
Steuerstabeinwurf automatisch so weit
herabgesetzt, dass das Gleichgewicht zwischen Wärmeproduktion und Wärmeabfuhr
wiederhergestellt ist. Die Anlage kann dann
bei reduzierter Leistung im Betrieb gehalten
werden.
Leittechnik
Zur Leittechnik gehören alle elektrischen und
elektronischen Einrichtungen zur Überwachung, zur Steuerung und zur Regelung von
Prozessgrössen. Dazu gehört auch Messen,
Übertragen, Verarbeiten und Anzeigen von
Betriebsgrössen wie Neutronenfluss, Druck,
Temperatur und Massenstrom.
Für die Leittechnik kommen im KKG vorwiegend die Systeme Iskamatic B, Teleperm C/XS
und Simatic zur Anwendung. Die Messsignale werden in begehbaren, voneinander
räumlich getrennten Messumformerräumen
Informatik
Die wesentlichen Teile der operativen Informationssysteme sind das Prozessdateninformationssystem, der Ausbildungssimulator
und der Sicherungsrechner. Das Prozessdateninformationssystem ist ein Hilfsmittel der
Betriebsführung und dient der Überwachung
des Betriebszustandes der Kraftwerkanlage.
Es ergänzt die konventionelle Betriebsinstrumentierung. Das Schichtpersonal sowie die
Systemingenieure werden mit aktuellen und
historischen Informationen in Form von 7000
Alarmmeldungen und 1700 Prozessvariablen
aus dem gesamten Kraftwerkprozess versorgt.
Die Ausbildung des Schichtpersonals erfolgt
mit einem Full-Scope-Simulator, der den
Kommandoraum 1:1 nachbildet. Das Simulatortraining umfasst den Normalbetrieb sowie den Umgang mit Anlagenstörungen. Die
Schulung von Kraftwerkteilsystemen erfolgt
mit dem Softpanelsimulator, wobei die Leitstände des Kommandoraumes auf Bildschirmen abgebildet werden.
Das Sicherungsrechnersystem unterstützt die
Arbeit der Betriebswache in den Bereichen
Zutrittskontrolle, Videoüberwachung und
Alarmmanagement. In Verbindung mit bio-
Das Wasser des Reaktorkühlkreislaufs wird analysiert.
39
die Überwachung und die Dokumentation
von Anlagenänderungen.
Unter Instandhaltung wird die dauernde
Pflege der Kraftwerkanlage verstanden. Da
Instandhaltung und deren Qualität erheblichen Einfluss auf Sicherheit, Verfügbarkeit
und Lebensdauer der Anlage haben, wird die
gesamte Kraftwerkanlage mit allen Einrichtungen, Komponenten, Geräten, Ausrüstungen und Ersatzkomponenten einer regelmässigen, systematischen Instandhaltung
unterzogen. Wiederkehrende Prüfungen in
Form von Inspektionen und Funktionsprüfungen sind ein Bestandteil der Instandhaltung und dienen dem Nachweis der Sicherheit des Werks mit seinen Systemen und
Anlagenteilen.
Mit der Einführung und der Weiterentwicklung geeigneter Diagnoseverfahren zur Zustandsüberwachung wird die vorbeugende
Instandhaltung, die sich auf feste Prüfintervalle stützt, zunehmend von einer zustandsorientierten Instandhaltung abgelöst.
Letztere setzt genaue Kenntnisse der Komponenten und möglichen Schwachstellen voraus; sie berücksichtigt insbesondere Auslegung, Werkstoff, Herstellung, Montage,
Berechnungsgrundlage, Betriebsbeanspruchung, bisherige Prüfungsresultate sowie das
Betriebsverhalten der Komponenten.
Druck und Radioaktivität führende Komponenten des Reaktorkühlsystems werden über
die gesamte Lebenszeit des Kraftwerks inspiziert, geprüft und gewartet. Besondere
Aufmerksamkeit gilt dem Reaktordruckbehälter, dessen Schweissnähte von der
Innenseite her mit Ultraschallprüfeinrichtungen untersucht werden. Mit der Ultraschallprüfung lassen sich sowohl Oberflächenfehler als auch Fehler in der Wandung auffinden.
Die Methode ist geeignet, von der Herstellung
Betriebsparameter am Simulator.
metrischen Systemen und kontaktlosen Erkennungssystemen leistet es einen Beitrag
für die Bearbeitung und die Überwachung
der bis zu 1000 Mitarbeiterzutritte täglich
und von über 20 000 Zutritten von Besuchern
jährlich.
Instandhaltung und
Qualitätsüberwachung
Um Störfälle an Komponenten von vornherein höchst unwahrscheinlich zu machen,
werden alle die Sicherheit des Kraftwerks beeinflussenden Konstruktionen und Anlagenteile regelmässig geprüft. Dazu werden auch
Behörden und unabhängige Gutachter zugezogen. Diese Tätigkeiten erfolgen im Rahmen
der Qualitätsüberwachung, welche sich auch
auf wiederkehrende Prüfungen während des
Betriebes und bei Revisionen erstreckt. Die
Beschaffung und der Einbau von Ersatzteilen
werden ebenfalls durch die KKG-Qualitätssicherung überprüft. Weitere Aufgaben sind
40
gelmässig visuell geprüft. Dank der besseren
Zugänglichkeit kann der fehlerfreie Zustand
der meisten höher beanspruchten Bereiche
jedoch mit zusätzlichen Oberflächenrissprüfungen nachgewiesen werden.
Die Dampferzeugerheizrohre werden von den
Kühlmittelkammern der Dampferzeuger aus
mit einer Wirbelstromsonde fernbedient
durchfahren. Die Sonde spricht sowohl auf
Materialtrennung als auch auf Wanddickenunterschiede an, wie sie durch Korrosion oder
mechanischen Abtrag hervorgerufen werden
können.
stammende oder auch durch den Betrieb
verursachte Fehler festzustellen. Diese fernbedienten Wiederholungsprüfungen mit
Ultraschall werden an verschiedenen Prüfbereichen des Reaktordruckbehälters und
am Druckbehälterdeckel durchgeführt.
Auch die Brennelemente, das Kerngerüst, die
Hauptkühlmittelpumpen und die Dampferzeuger werden speziellen Prüfungen unterzogen. Brennelemente können während
der Stillstandzeit geprüft und gegebenenfalls
repariert werden. Die äussere Überprüfung
der Brennelemente kann mit Unterwasserkameras durchgeführt werden. Mit dem so
genannten Sipping-Test werden die Brennelemente zusätzlich auf Dichtheit überprüft.
Das Kerngerüst wird ebenfalls mit Unterwasserkameras einer visuellen Prüfung unterzogen. Zusätzlich werden besonders durch betriebsinduzierte Rissbildung gefährdete
Bereiche mit Ultraschallprüfungen untersucht. Analog wird bei den Hauptkühlmittelpumpen vorgegangen. Auch sie werden re-
Alterungsüberwachung
Die Alterungsüberwachung hat zum Ziel, das
für einen vorschriftsgemässen und reibungslosen Betrieb notwendige Sicherheitsniveau
aufrechtzuerhalten und für die Planung der
Lebensdauer der Anlage solide Grundlagen zu
schaffen. Die systematische Überwachung
von Alterungserscheinungen und Degrada-
Koordination der Arbeiten für die Jahresrevision.
41
tionsauswirkungen schliesst neben den mechanischen und elektrischen Ausrüstungen
auch die bautechnischen Anlagen ein. Gestützt auf den Stand des Wissens, der Prüftechnik und der Betriebserfahrung im In- und
Ausland, werden alle erfassbaren Alterungsmechanismen und -effekte untersucht, bewertet und schliesslich daraus die allfällig
notwendigen Gegenmassnahmen abgeleitet.
So führte zum Beispiel die durch die Betriebsbelastung und die Alterung des Isolationssystems beschränkte Lebensdauer des
Blocktransformators zum Ersatz der drei
Blocktransformatorpole und des Reservepols;
aufgrund der Alterung der Kunststoffisolation
wurden die 10-Kilovolt-Mittelspannungskabel
ersetzt; die in langjährigem Betriebseinsatz
erfolgte mechanische Abnutzung von Absorberhüllrohren der Steuerelemente führte zu
deren Ersatz. Ein Beispiel für Alterungsprozesse an maschinentechnischen Komponenten sind durch Tropfenschlagerosion verursachte Wanddickenschwächungen an den
Wärmetauscherrohren der Niederdruckvorwärmer. Aufgrund solcher Befunde wurden
alle drei Niederdruckvorwärmer während der
Jahresrevisionen 2008 und 2009 durch neue
Vorwärmer ersetzt, deren Wärmetauscherrohre, Mantel und Rohrabstützungen neu aus
Ultraschallprüfung am Reaktordruckbehälter.
erosionsbeständigem Werkstoff gefertigt sind.
Instandsetzungsarbeiten bei Alterungserscheinungen an Baukörpern wurden zum
Beispiel an der Reaktorkuppel und am Abluftkamin durchgeführt. 1997 wurde die
Reaktorkuppel zum Schutz der Bausubstanz
vor Umwelteinflüssen vollständig gereinigt
und vorbeugend versiegelt. 2009 wurden solche Arbeiten an der Aussenseite des Abluftkamins ausgeführt.
Zu den bekannten Alterungserscheinungen
gehören mechanisch-thermische Ermüdungen, Schäden durch Vibrationen, Strahlenversprödung, thermische Versprödung und
Korrosion. Die Erforschung und die Berücksichtigung der Alterung in all ihren Erscheinungsformen sind Voraussetzung für die
Austausch eines Niederdruckvorwärmers.
42
möglichst genaue Einschätzung der Restlebensdauer der Anlage und für allfällige Investitionen in lebensdauerverlängernde
Massnahmen.
Grundsätzlich können alle potenziell die Lebensdauer begrenzenden Komponenten der
Anlage repariert oder ausgetauscht werden.
Die technische Restlebensdauer der Anlage
hängt wesentlich von der Art und Weise ab,
wie auf Komponenten und Systeme Einfluss
genommen wird. Unter ständiger Einhaltung
des geforderten Sicherheitsniveaus ist die
Restlebensdauer eher von ökonomischen Gesichtspunkten diktiert als von rein technischen. Heute wird davon ausgegangen, dass
das KKG gut zwanzig Jahre über die heutige
Auslegungsbasis von vierzig Jahren hinaus
betrieben werden kann.
Abluftkamin nach der Sanierung.
Auswechseln der Hochdruckturbine.
43
Umweltaspekte
Das KKG in seiner Umgebung.
Auswirkungen
des Kühlturmbetriebs
wurden festgestellt; diese geringen Schwankungen liegen im Bereich der Messgenauigkeit für solche Erhebungen.
Zur Beobachtung der Schattenbewegungen
durch die Dampffahne wurde in den Jahren
1980 bis 1984 ein zusätzliches umfangreiches Untersuchungsprogramm durchgeführt.
Unter anderem wertete die SMA über 2,5 Millionen Fotoaufnahmen der Schattenbewegungen aus. Zwischen 1976 und 1983 wurden
überdies an 8 Stellen in der Umgebung Sonnenscheinmessgeräte betrieben. Die Untersuchungen ergaben, dass die Verminderung
der Sonnenscheindauer wetterabhängig variiert und im Wesentlichen auf ein kleines
Gebiet nördlich des Kühlturms beschränkt
ist. Dort beträgt sie, soweit sie auftritt, im
Mittel deutlich weniger als eine Stunde pro
Tag. Die Dampffahne, die aus reinem Wasserdampf besteht, ist im Sommer meist unter
200 Meter hoch; sie kann jedoch, je nach
Luftfeuchtigkeit, über 800 Meter erreichen.
Im Umkreis des KKG wurde nirgends eine un-
Der 150 Meter hohe Kühlturm ist als markanter Baukörper in der Landschaft zwischen Olten und Aarau weitherum sichtbar. Bereits
vor Erteilung der Baubewilligung untersuchte
die Meteorologische Anstalt (SMA) mögliche
Auswirkungen des Kühlturmbetriebs auf die
Umgebung. Die umfangreichen Untersuchungen wurden 1984 abgeschlossen. Sie
ergaben keine nennenswerte Beeinträchtigung der Umwelt durch den Betrieb des Kühlturms.
Die Niederschlagsschwankungen im Umfeld
des Kühlturms sind gemäss den Ergebnissen der meteorologischen Beweissicherung
nicht signifikant. Zusätzliche Nebel- oder
Glatteisbildungen konnten nicht nachgewiesen werden. Eine Änderung der mittleren
jährlichen Temperatur über Boden um weniger als 0,2 °C und eine Zunahme der jährlichen Luftfeuchtigkeit um maximal 3 Prozent
44
Um we l tas p e kte
trationen, die durch Abgabemessungen festgestellt werden, führen zur automatischen
Isolierung verschiedener potenzieller Abgabepfade.
Bei den Abgaben flüssiger radioaktiver Stoffe
handelt es sich primär um Tritium, das im
Wesentlichen aus dem Borabbrand entsteht.
Ferner treten bei den flüssigen Abgaben Spuren von Aktivierungsprodukten, vor allem von
Kobalt-60, auf. Sporadisch werden auch Antimon-124 und Jod-131 nachgewiesen. Abwasser wird nur abgegeben, wenn die bewilligten Grenzwerte eingehalten werden. Die
Grenzwerte für die Abgaben radioaktiver
Stoffe und die Programme zur Überwachung
dieser Emissionen sind in der Betriebsbewilligung und im Abgabereglement der Aufsichtsbehörde festgehalten. Das Werk misst
die Abgaben an die Umwelt und meldet sie
monatlich den Behörden. Die Messresultate
werden durch unabhängige Kontrollmessungen der Behörden überprüft. Die Abgabe radioaktiver Stoffe an die Umwelt wird dokumentiert, sodass jederzeit ein Nachweis über
Art und Menge der Aktivitätsabgaben geführt
werden kann.
Im Rahmen der Immissionsüberwachung werden der Aare Wochensammelproben entnommen. Ebenso werden Sedimente aus der
Aare untersucht. Die stationäre Luftimmissionsüberwachung umfasst die Messung der
Ortsdosis an 24 Punkten im Umkreis von 5 bis
7 Kilometern um das KKG. Die eingesetzten
Dosimeter werden vierteljährlich ausgewertet.
Im Werkareal, am Kühlturm und an der Arealumzäunung finden an insgesamt 32 Orten
weitere Messungen mit Dosimetern statt, die
ebenfalls vierteljährlich ausgewertet werden.
Zur Erfassung der Umweltradioaktivität werden wöchentlich Luftfilter ausgewertet und
der Niederschlag untersucht. Monatlich wer-
zumutbare, entschädigungspflichtige Beschattungsdauer festgestellt. Der Kühlturm
hat die erwünschte Nebenwirkung, dass er
die Luft teilweise auswäscht.
Abgaben radioaktiver Stoffe
Bei Normalbetrieb gibt das Werk geringe
Mengen radioaktiver Stoffe mit dem Abwasser und der Abluft an die Umwelt ab. Zu
den luftgetragenen Abgaben zählen radioaktive Edelgase und radioaktives Jod, die
aus der Kernspaltung entstehen, Radiokohlenstoff aus der Aktivierung von Sauerstoff
sowie radioaktive Aerosole, die sich primär
aus der Aktivierung von Konstruktionsmaterialien ergeben. Erhöhte Edelgaskonzen-
Aerosolsammler.
45
Umweltaspekte
dionuklide ermittelt werden. In Baumblättern
wird der Kohlenstoff-14-Gehalt bestimmt. Um
eventuelle Ablagerungen im Boden, in Lebens- und Futtermitteln zu erkennen, werden jährlich Boden-, Gras-, Milch- und Getreideproben ausgewertet und Fische aus der
Aare untersucht.
Seit 1993 ist ein vom Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI) installiertes Messnetz zur automatischen Dosisleistungsüberwachung in der Umgebung der
Kernkraftwerke (Maduk) in Betrieb. An 16 Orten in der näheren Umgebung des KKG
befinden sich mit Geiger-Müller-Zählrohren
ausgerüstete Sonden, die Messwerte im
Zehnminutentakt an den ENSI-Zentralrechner übertragen, wo sie automatisch gegenüber dem natürlichen Untergrund geprüft
werden. Die aktuellen Messwerte können unter www.ensi.ch eingesehen werden. Das Maduk-Messnetz ergänzt das bestehende Netz
zur automatischen Überwachung der Radioaktivität der Nationalen Alarmzentrale (NAZ).
Das Messnetz der NAZ verfügt über 60 über
das ganze Land verteilte Stationen, die ebenfalls die Ortsdosisleistung messen. Diese
Messwerte sind unter www.naz.ch abgebildet. Zur flächendeckenden Erfassung künstlicher und natürlicher Strahlenquellen führt
die NAZ alle ein bis zwei Jahre aus einem
Helikopter aeroradiometrische Messungen
durch in einem Raum von rund 70 Quadratkilometer um das KKG. Neben dem ENSI ist
die Sektion Umweltradioaktivität der Abteilung Strahlenschutz des Bundesamtes für
Gesundheitswesen (BAG) für die Immissionsüberwachung aus den Kernkraftwerken
zuständig. Die Ergebnisse der Emissions- und
Immissionsüberwachung werden jährlich im
Bericht «Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz» des BAG publiziert.
den Staubpartikel von vier in der Umgebung
des KKG aufgestellten Vaselineplatten untersucht. Jährlich finden überdies gammaspektroskopische Messungen statt, wodurch
die Aktivitätskonzentrationen einzelner Ra-
Sonde für die automatische Dosismessung.
46
Um we l tas p e kte
Die Berechnung der aus den Immissionen
resultierenden Strahlendosen der Bevölkerung erfolgt auf der Basis der Emissionswerte.
Das ENSI legt die Maximalwerte für die Radioaktivitätsemissionen an die Umwelt so
fest, dass bei keiner Person der Umgebungsbevölkerung der quellenbezogene
Dosisrichtwert von 0,3 Millisievert überschritten wird. Die aus den Radioaktivitätsemissionen resultierenden Strahlendosen
der Bevölkerung in der näheren Umgebung
liegen um mehrere Grössenordnungen unter
denjenigen aus natürlichen Strahlenquellen.
Zum Vergleich: Für die Schweiz beträgt die
Dosis aus natürlichen Quellen im Mittel
3 Millisievert pro Jahr mit Extremwerten von
1 bis 25 Millisievert pro Jahr.
Für den Punkt in der Umgebung des KKG mit
den hypothetisch maximalen Auswirkungen
ist seit Inbetriebnahme der Anlage eine
maximale jährliche Ganzkörperbelastung
über sämtliche Expositionspfade von unter
0,01 Millisievert berechnet worden. Seit
Inbetriebnahme der Anlage wurden an keiner
Stelle in der Umgebung des KKG schädliche
Wirkungen durch Radioaktivität aus dem KKG
festgestellt.
Entnahme einer Wasserprobe aus der Aare.
Zuständigkeit für die Erhebung von meteorologischen Daten zur Notfallschutzplanung
MeteoSchweiz übertragen. Die technisch optimierten Stationen von MeteoSchweiz liefern die standortspezifischen Daten in das
verdichtete Messnetz von MeteoSchweiz ein.
Meteorologische
Datenerfassung
Seit 2007 erfolgt die für Störfallbetrachtungen
benötigte meteorologische Datenerfassung
an allen Kraftwerkstandorten über neue Standard-Meteostationen von MeteoSchweiz. Die
1982 vom KKG in Betrieb genommene, nicht
weiter benötigte Meteostation auf dem
Grundstück der Aarepapier AG wurde deshalb 2009 zurückgebaut. Mit dem Bundesgesetz über den Bevölkerungsschutz und den
Zivilschutz vom 4. Oktober 2002 wurde die
47
Brennstoffkreislauf
Verbrauchte Brennelemente und radioaktiver Abfall aus der Wiederaufarbeitung werden im ZZL gelagert.
Urangewinnung
Unter Brennstoffkreislauf versteht man alle
Aktivitäten und Dienstleistungen, die mit der
Herstellung, der Nutzung und der Entsorgung
von nuklearem Brennstoff zusammenhängen.
Darunter fallen Urangewinnung, Konversion
und Anreicherung, Brennelementfertigung,
Zwischenlagerung sowie Wiederaufarbeitung
und Entsorgung von Abfällen aus der Wiederaufarbeitung bzw. von bestrahlten Brennelementen. Der Brennstoffkreislauf beinhaltet
auch die Rückführung von Uran und Plutonium aus der Wiederaufarbeitung bestrahlter
Brennelemente. Weil die Dienstleistungen an
verschiedenen Orten erbracht werden, müssen geeignete Transportbehälter zur Verfügung stehen.
Der primäre Energieträger der heutigen
Kernkraftwerke ist Uran. Uran wird in Brennelementen in den Reaktoren von Kernkraftwerken eingesetzt. Unter Brennelementversorgung versteht man die Kette der
Dienstleistungen vom Uranabbau bis zum
Einsatz der Brennelemente im Reaktor.
48
Uran ist ein schwachradioaktives Schwermetall, das in zahlreichen Mineralien enthalten
ist und etwa 500-mal häufiger vorkommt als
Gold. Uranerze, die als Rohstoffe für die Herstellung von Brennelementen dienen, werden u. a. bergmännisch gewonnen. Die produktivsten Uranminen liegen in Kanada,
Australien, Kasachstan, Niger, Namibia und
Usbekistan. Die grössten Uranvorkommen
wurden in Australien, Kasachstan, Kanada,
Russland und Südafrika gefunden.
Das Uranerz wird in einer Erzverarbeitungsanlage gebrochen und gemahlen. Durch ein
mehrstufiges chemisches Auslaugverfahren
wird aus dem Trägergestein ein Urankonzentrat gewonnen (U3O8, auch «Yellow Cake» genannt). Dieses wird durch Konversion in einem weiteren Schritt zu Uranhexafluorid (UF6)
verarbeitet, dessen Eigenschaften sich für
den anschliessenden Prozess der Anreicherung eignen.
Bre nnstoffkre isla uf
Das KKG hat in den 70er- bis 90er-Jahren Natururan auf dem internationalen Markt beschafft und auch aus Partnerschaften mit
einer Bergbaufirma in den USA bezogen. Anstelle von Natururan eignet sich auch das
aus der Wiederaufarbeitung von bestrahlten
Brennelementen gewonnene Uran bzw. Plutonium als Energieträger der Brennelemente.
Uran ein, die unter Lizenz des Lieferanten
Areva NP in Russland gefertigt werden. Die
Verwendung dieser Brennelemente trägt zur
Ressourcenschonung bei und zum Abbau
von Material aus militärischen Beständen.
Durch die Nutzung des wiederaufgearbeiteten Urans spart das KKG jährlich rund 180
Tonnen Natururan ein.
Anreicherung
Brennelementherstellung
Natururan ist ein Gemisch aus Uran-238
(99,27 Prozent), dem thermisch spaltbaren
Uran-235 (0,72 Prozent) und einem sehr geringen Prozentsatz Uran-234. Leichtwasserreaktoren verwenden heute Uran mit einem
Anteil von etwa 4 bis 5 Prozent Uran-235.
Der Prozess der Erhöhung der Uran-235Konzentration des Natururans auf den reaktorspezifischen Wert nennt man Anreicherung. Zur Anreicherung von Natururan zu
angereichertem Uran sind Isotopen-Trennverfahren entwickelt worden. Industrielle Bedeutung erlangt haben das Gasdiffusionsverfahren und das Zentrifugenverfahren,
welche beide ein gasförmiges Medium (UF6)
erfordern.
Die Anreicherung des Urans ist auch durch
ein Mischverfahren mit höher angereichertem Uran zu erreichen. Dieses so genannte
Blendverfahren, welches zu den für Leichtwasserreaktoren typischen Anreicherungen
führt, wird in russischen Fabrikationsanlagen
in Elektrostal praktiziert. Zur Herstellung von
Brennstofftabletten wird Uran aus der Wiederaufarbeitung mit einer Restanreicherung
von weniger als einem Prozent Uran-235 mit
Uran aus russischen Beständen vermischt,
das eine Anreicherung von 20 bis 30 Prozent
aufweist. Seit dem Jahr 2000 setzt das KKG
Brennelemente aus wiederaufgearbeitetem
Das Uranhexafluorid (UF6), das den Anreicherungsprozess durchlaufen hat, wird in
Urandioxid (UO2) umgewandelt, das Ausgangsmaterial für Brennstoffpellets. Diese
Keramiktabletten werden in Hüllrohre aus
Zircaloy eingefüllt und gasdicht verschweisst.
205 solcher Brennstäbe werden zu einem
Brennelement zusammengefasst. Die Anreicherung der KKG-Brennelemente beträgt 4,5
bis etwa 5 Prozent Uran-235. Mit Brennelementen dieser Art werden mittlere Abbrände
von 55 bis 65 Megawatttagen pro Kilogramm
erzielt.
Uran kann als Energieträger durch Plutonium
ersetzt werden. Mischoxid-(Mox-)Brennelemente bestehen aus einem Gemisch von
Urandioxid (UO2) und Plutoniumdioxid (PuO2).
Das Uran-Trägermaterial ist abgereichert,
d. h., es enthält praktisch kein spaltbares
Uran-235 mehr. Das beigemischte Plutonium
stammt aus der Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente und ist selbst ein
Gemisch aus mehreren Plutoniumisotopen.
Diese Mox-Brennelemente sind äusserlich
von einem Uranbrennelement nicht zu unterscheiden.
Plutonium wird in jedem Leichtwasserreaktor
durch Umwandlung von Uran-238 erbrütet;
in einem herkömmlichen Uran-Brennelement
trägt Plutonium dadurch etwa 40 Prozent zur
49
Brennstoffkreislauf
Leistung bei. In einem Reaktorkern mit einem
Drittel Mox-Brennelemente trägt das Plutonium sogar etwa 60 Prozent zur Leistung des
Reaktors bei. Aus der Wiederaufarbeitung von
rund 400 Tonnen bestrahlten KKG-Brennelementen resultierten etwa 4 Tonnen Plutonium, welches im Zeitraum von 1997 bis 2007
in Form von Mox-Brennelementen im KKGReaktor eingesetzt wurde.
Transport bestrahlter
Brennelemente
Für den Transport bestrahlter Brennelemente
und anderer radioaktiver Stoffe gelten gesetzliche Vorschriften, die auf Empfehlungen
der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) beruhen. Ziel dieser Vorschriften
sind der Schutz von Mensch und Umwelt vor
schädlicher Strahlung sowie der Schutz des
Transportgutes gegen äussere Einwirkungen.
Bei abgebrannten Brennelementen, die in
eine Wiederaufarbeitungsanlage oder in ein
Zwischenlager transportiert werden, wird der
Schutz durch strahlungabschirmende Transportbehälter gewährleistet. Die Behälter müssen vor ihrer Zulassung den Beweis erbringen, dass sie schwersten Unfallsituationen
standhalten und dicht bleiben.
Wiederaufarbeitung
Bestrahlte Brennelemente enthalten etwa
95 Prozent Uran, 1 Prozent Plutonium und
4 Prozent Spaltprodukte. Die genaue Zusammensetzung ist abhängig vom Entladeabbrand der Brennelemente. Beim Wiederaufarbeitungsprozess werden die Strukturmaterialien und der Brennstoff separiert. Der
Brennstoff wird chemisch in Uran, Plutonium
und Spaltprodukte aufgetrennt. Die Energieträger Uran und Plutonium werden der
Brennelementfertigung zugeführt und im Reaktor rezykliert. Die Spaltprodukte werden in
eine Glasmatrix eingegossen. Diese wird in
einen Stahlbehälter eingeschweisst. Die
Spaltprodukte bilden die hochaktiven Abfälle. Die Strukturteile aus den bestrahlten
Brennelementen werden zu mittelaktiven Abfällen verarbeitet. Jährlich fallen aus dem Betrieb des KKG 3,7 Kubikmeter hochaktive und
3 Kubikmeter mittelaktive Abfälle an.
Die Entsorgung bestrahlter Brennelemente
kann mit oder ohne Wiederaufarbeitung erfolgen. Die Nutzung oder der Verzicht auf die
Rezyklierung von Uran und Plutonium unterliegt politischer Einflussnahme. In der
Schweiz ist beispielsweise 2006 ein 10-jähriges Moratorium für den Abtransport von
bestrahlten Brennelementen zur Wiederaufarbeitung in Kraft getreten.
50
Zwischenlagerung
Das Zentrale Zwischenlager in Würenlingen
(ZZL) kann hochaktive, mittelaktive und
schwachaktive Abfälle aufnehmen. Darunter
fallen auch die hoch- und mittelaktiven Abfälle aus der Wiederaufarbeitung sowie bestrahlte Brennelemente aus den Kernkraftwerken. Bevor die hochaktiven Abfälle in ein
Endlager gebracht werden können, müssen
sie aus rein physikalischen Gründen mindestens 30 bis 40 Jahre zwischengelagert,
d. h. gekühlt, werden. Die Kapazität des ZZL
würde auch eine längere Lagerung ermöglichen.
Geologische Lagerung
Für die Realisierung der benötigten geologischen Tiefenlager für radioaktive Abfälle liegen nach über 30 Jahren Untersuchungen
Bre nnstoffkre isla uf
ein raumplanerisches Instrument des Bundes, welches das Standortauswahlverfahren
für geologische Tiefenlager festschreibt. Mit
der Vorstellung möglicher Standortgebiete
konkretisierte sich die Standortsuche. Die
Standortwahl wird nach einem transparenten
und demokratisch abgestützten Prozess erfolgen.
und Forschung umfassende Kenntnisse und
Entscheidungsgrundlagen vor. Ende Juni
2006 genehmigte der Bundesrat den Entsorgungsnachweis für hochaktive Abfälle der
Nationalen Genossenschaft für die Lagerung
radioaktiver Abfälle (Nagra). Die grundsätzliche Machbarkeit einer dauernden und sicheren Entsorgung aller nuklearen Abfälle in
der Schweiz wurde damit schlüssig aufgezeigt. Im April 2008 verabschiedete der Bundesrat den Sachplan Geologische Tiefenlager,
Brennstoffkreislauf
Brennelemente
Mischoxid-(Mox-)Brennelementfabrikation
Abgereichertes Uran
anlage La Hague.
Anreicherung
Zwischenlager für
Brennelemente und
radioaktive Abfälle
Brennelementwiederaufarbeitung
Plutonium
Radioaktive Abfälle
Uranbrennelementfabrikation
Radioaktiver Abfall
ZZL.
Brennelemente
Brennelemente
Wiederaufarbeitungs-
Brennelemente
Kernkraftwerk
Gösgen
Uran
Konversion
Konditionierung
Uranerzaufbereitung
Brennelement-
Felslabor
montage Lingen.
Mont Terri.
(Quelle: Areva)
(Quelle: BGR)
Uranerz
Tiefenlagerung
51
Ertüchtigung, Nachrüstung,
Modernisierung
währleistungszeit: Übernahme des Kraftwerks von der Generalunternehmerin, der
Kraftwerk Union AG
Weitere Verbesserungsarbeiten: Austausch
des Speisewasserbehälters, Änderungen
an den Dampferzeugern, Revisionsarbeiten an zwei Niederdruckturbinen
Zur Erhöhung der Anlagensicherheit und der
betrieblichen Zuverlässigkeit wurden seit der
Betriebsaufnahme zusätzlich zu den wiederkehrenden Instandhaltungsarbeiten rund 700
Millionen Schweizer Franken in grössere Projekte investiert. Eine Auswahl betrieblich bedeutsamer Meilensteine und technischer
Neuerungen:
1982
1979
Brennelementtransportbehälter.
Dampfleitung zur Kartonfabrik.
Wirkungsgradverbessernde Neuerungen
am Turbosatz
Erweiterung des Verwaltungsgebäudes
durch einen zusätzlichen Gebäudeflügel
Erster Abtransport von abgebrannten
Brennelementen in die Wiederaufarbeitungsanlage in La Hague, Frankreich
19. Januar: Einleitung der ersten sich selbst
erhaltenden Kettenreaktion
6. Februar: erste Energieabgabe an das
schweizerische Verbundsnetz
30. Oktober: Aufnahme des Volllastbetriebs
20. Dezember: Beginn der Prozessdampflieferung an die Kartonfabrik in Niedergösgen
1983
Vollständige Neuisolation der drei Dampferzeuger
1980
Umfangreiche Verbesserungsarbeiten vor
allem im konventionellen Teil der Anlage
Erweiterung der Brennelement-Lagerkapazität
1984
Abschluss der Neuberohrung der drei Kondensatoren
Umstellung der Chemie im Wasser-DampfKreislauf auf eine reine Hydrazinkonditionierung
1981
15. Mai: offizielle Einweihung des Kernkraftwerks. Ablauf der zweijährigen Ge-
52
Er tüchtig ung , Na chr üstung , Mod e rnisie r ung
Überarbeitung der Auflageflächen für die
Kerneinbauten im Reaktordruckbehälter
1985
Bundesrätliche Bewilligung zur Erhöhung
der thermischen Nennleistung
1990
Verlängerung der Brennstoffzone der
Brennelemente
1986
Umbau der Einrichtungen zur Druckabsicherung des Reaktorkühlkreislaufs
Abschluss der 1981 eingeleiteten Verbesserungen an den Niederdruckturbinen
1991
Abschluss eines mehrjährigen Programms
zur Verbesserung der Reaktoreinbauten
Ersteinsatz von Brennelementen mit besonders korrosionsbeständigen Duplexhüllrohren
Erneuerung der Energieverteilung für periphere Anlagen
1987
An- und Umbau des Schaltanlagengebäudes
Mehrgeschossige Erweiterung des Lagerund Werkstattgebäudes sowie Umbau des
Grossteillagers
1992
Ab Juli: Betrieb der Anlage mit der maximal
bewilligten thermischen Reaktorleistung
von 3002 Megawatt
1988
1993
Schraubenaustauschaktion.
Abschluss der Schraubenaustauschaktion
an der Kernumfassung des Reaktordruckbehälters
Anschaffung eines Generatorreserverotors
Einbau des Gaswäschers des Druckentlastungssystems.
Nachrüstung eines Druckentlastungssystems für den Sicherheitsbehälter
Einführung eines föderativen Informationsund Dokumentationssystems
1989
Umbau der Vorsteuerventile zu den Frischdampf-Isolationsventilen
53
E r tüchtigung, Nachrüstung, Mod e rnisie r ung
1994
1997
17. Januar: Abgabe der hundertmilliardsten Kilowattstunde an das schweizerische
Stromnetz
Austausch der drei Hauptkühlmittelpumpenläufer
Erstmalige vollständige Innenbeladung des
Kerns mit frischen Brennelementen
1995
Erweitertes Besucherzentrum.
Ersteinsatz von plutoniumhaltigen Mischoxid-(Mox-)Brennelementen
Umstellung des Reaktorkühlkreislaufs und
der Not- und Nachkühlsysteme auf angereichertes Bor
Neugestaltung des südwestlichen Areals
Abschluss der Arbeiten am neuen Schulungsgebäude für die Betriebsmannschaft
und am Besucherzentrum
Montage des Inspektionsstandes im Brennelementlagerbecken.
Inbetriebnahme eines Brennelement- und
Steuerelement-Inspektionsstandes
Austausch der Niederdruckturbinenläufer
Totalrevision der zweiten Wasserfassung
am Unterwasserkanal
Einführung eines neuen Kontrolldosimetriesystems
1998
1996
1999
Vollständige Ausrüstung sämtlicher Brennelemente mit dem korrosionsbeständigen
Duplexhüllrohr
Realisierung des Vierregionenkerns: Alle
Brennelemente werden neu während vier
Betriebszyklen eingesetzt
Anpassung der Bruttonennleistung auf
1020 Megawatt aufgrund des Leistungsgewinns aus den gesamten wirkungsgradverbessernden Massnahmen durch den
Turbinenumbau
54
Abschluss der 1997 begonnenen Nachrüstung eines unabhängigen dritten Brennelementbeckenkühlstrangs
Bau einer neuen Lagerhalle für Ersatzteile
und Grosskomponenten
Anlieferung der ersten Spezialbehälter für
den Transport und die Lagerung verbrauchter Brennelemente, die für das Zen-
Er tüchtig ung , Na chr üstung , Mod e rnisie r ung
trale Zwischenlager für radioaktive Abfälle
(ZZL) in Würenlingen bestimmt sind
Schweizer Franken sind in Planung. Dazu
zählen die Nachrüstung einer Druckentlastung für das Reaktorkühlsystem, die Erweiterung der Nasslagerkapazitäten für verbrauchte Brennelemente in einem neuen
Brennelementlagergebäude, die Erweiterung des Hilfsanlagengebäudes durch
einen Anbau, die Beschaffung eines Reserve-Erregersatzes, der Ersatz von Kühlturmeinbauten, Wirkungsgradverbesserungen an Turbinen und WasserabscheiderZwischenüberhitzern sowie die Beschaffung eines neuen Generatorschalters.
2000
2003
Transport des Generatorstators zum KKG.
Austausch des Generatorstators
Erstmaliger Einsatz von Brennelementen
aus wiederaufgearbeitetem Uran
Übernahme des Ausbildungssimulators für
die Betriebsmannschaft von STN Atlas,
Bremen, heute Rheinmetall Defense Electronics
2001
Ablösung der Prozessrechneranlage durch
ein Prozessdateninformationssystem
Inbetriebnahme des ZZL in Würenlingen
Erster Rücktransport verglaster hochaktiver Abfälle aus La Hague ins ZZL
Beginn mehrjähriger Ertüchtigungsarbeiten an diversen Bauwerken zur Verbesserung der Sicherheit bei Erdbeben sowie
zur Stärkung des Eindringschutzes
Einbau eines neuen Generatorschalters.
Beginn von Sanierungsarbeiten an den
Kühlturmeinbauten
Ersatz der hydraulisch-mechanischen Drehzahlschutzeinrichtung am Turbosatz
Austausch des Generatorschalters
2004
Zertifizierung des 2003 eingeführten prozessorientierten KKG-Managementsystems
durch die Schweizerische Vereinigung für
Qualitäts- und Managementsysteme (ISO
9001:2000 für Qualitätsmanagement, ISO
14001:1996 für Umweltmanagement sowie
2002
Modernisierungsprojekte mit einem Investitionsaufwand von über 200 Millionen
55
E r tüchtigung, Nachrüstung, Mod e rnisie r ung
Umsetzung des integrierten Notfallmanagements: Einführung des überarbeiteten Betriebs- und Notfallhandbuchs
2007
Sanierung der Kühlturmeinbauten.
OHSAS 18001:1999 für Arbeitsschutzmanagement)
Erteilung der atomrechtlichen Bau- und
Betriebsbewilligung für das Brennelementlagergebäude
Modernisierung der Sicherungsrechnersysteme
Bauarbeiten am Brennelementlagergebäude.
Teilersatz der analogen Turbinenregelung
durch eine digitale Regelung
Austausch eines 220-Kilovolt-Fremdnetztransformators
Inbetriebnahme der Erweiterungen des
Reaktorhilfsanlagengebäudes und eines
neuen Flügels des Verwaltungsgebäudes
Konditionierung der aus 28 Betriebsjahren
angefallenen Abfälle aus dem Kernbereich
des Reaktors
2005
Nachrüstung einer gesteuerten Druckentlastung für das Reaktorkühlsystem
Konstruktive Veränderungen im Turbinenbereich zur Verbesserung des Anlagenwirkungsgrades
Austausch der Zwischenüberhitzerbündel
Einführung der Zinkzudosierung im Reaktorkühlmittel
2008
Betriebsaufnahme des neuen Brennelementlagergebäudes
Ersatz der Dichtungssysteme aller Hauptkühlmittelpumpen
Ersatz der drei 380-Kilovolt-Blocktransformatorpole sowie des Reservepols
Austausch zweier Niederdruckvorwärmer
Abschluss der alle zehn Jahre durchzuführenden periodischen Sicherheitsüberprüfung
2006
Austausch des Generatorerregers
Überarbeitung der probabilistischen Sicherheitsanalyse
56
Anla ge ncha ra kte r istika
Anlagencharakteristika
1 (3-mal)
2 (2-mal)
8 (3-mal)
3 (4-mal)
4 (2-mal)
5 (3-mal)
7 (4-mal)
1
2
3
4
5
6
7
8
6 (6-mal)
Hauptspeisewasserpumpen
An- und Abfahrpumpen
Notspeisewasserpumpen
Notstandspeisewasserpumpen
Nachkühlpumpen
Hochdrucksicherheitseinspeisepumpen
Druckspeicher
380 kV
220 kV
G
~
G
~
HD
6 kV
ND
DG
DG
DG
DG
DG
DG
380 V
HD
ND
G
DG
= Hochdruckturbine
= Niederdruckturbine
= Generator
= Dieselgenerator
57
380-kV-Schaltanlage
220-kV-Schaltanlage
Elektrische Anlagen
Blockschalter
Blocktransformator
380/27 kV
Generatorableitung
27 kV
Fremdnetztransformator
60/32/32 MVA
Eigenbedarfstransformator
60/32/32 MVA
Fremdnetztransformator
60/32/32 MVA
Eigenbedarfstransformator
60/32/32 MVA
Generator
1190 MVA
10-kV-Blockverteilung Strang 4
Div. Motorabzweige
380-V-Hpt.-Vertlg.
Blockanlage Strang 4
Div. Motorabzweige
380-V-Hpt.-Vertlg.
380-V-Hpt.-Vertlg. Nebenanlage
Ringleitung
Ringleitung
Div. Motorabzweige
380-V-Hpt.-Vertlg.
Div. Motorabzweige
380-V-Hpt.-Vertlg.
380-V-Hpt.-Vertlg.
Druckhalterheizung
380-V-Hpt.-Vertlg.
Druckhalterheizung
220-V-Steuerstabverteilung
Notstromdiesel 3550 kVA
220-V-Steuerstabverteilung
6-kV-Notstromverteilung Strang 4
Div. Motorabzweige
Div. Motorabzweige
380-V-Notstromverteilung Strang 4
220-V-Gleichstromverteilung
Strang 4
Rotierender
Umformer
175 kVA
Div. Motorabzweige
24/48-V-Gleichstromverteilung Strang 4
Div. Motorabzweige
Strang 3
Strang 2
Strang 1
Rotierender
Umformer
175 kVA
Rotierender
Umformer
175 kVA
380-V-gesicherte
Schiene Strang 3
380-V-gesicherte
Schiene Strang 4
Rotierender
Umformer
175 kVA
380-V-gesicherte
Schiene Strang 1
380-V-gesicherte
Schiene Strang 2
380-V-gesicherte Schiene
Prozessrechner
Notstanddiesel 750 kVA
Reserveumformer
Notstanddiesel 750 kVA
380-V-Notstandverteilung Strang 6
Rotierender
Umformer 175 kVA
Reserveeinheit
380-V-gesicherte
Schiene
Reserveumformer
58
24/48-V-Notstandverteilung Strang 6
I nte rne ta d ress e n
Internetadressen
Nationale Genossenschaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle (Nagra), technisch-wissenschaftliche Fachorganisation
der Entsorgungspflichtigen (Bund und
Schweizer Kernkraftwerkbetreiber)
www.nagra.ch
Bundesamt für Energie (BFE)
www.bfe.admin.ch
Bundesamt für Gesundheit (BAG)
www.bag.admin.ch
Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat (ENSI), Aufsichtsbehörde des
Bundes für die nukleare Sicherheit und Sicherung der schweizerischen Kernanlagen
www.ensi.ch
Nuklearforum, wissenschaftlich-technische Fachorganisation
www.nuklearforum.ch
Entsorgungsfonds
www.entsorgungsfonds.ch
Paul Scherrer Institut (PSI), multidisziplinäres Forschungsinstitut für Natur- und
Ingenieurwissenschaften
www.psi.ch
Entsorgungsnachweis
www.entsorgungsnachweis.ch
Radioaktive Abfälle
www.radioaktiveabfaelle.ch
Felslabor Grimsel (FLG), Felslabor der Nagra im Kristallingestein am Grimselpass,
Haslital, Kanton Bern
www.grimsel.com
Stilllegungsfonds
www.stilllegungsfonds.ch
Felslabor Mont Terri (FMT); Felslabor im
Opalinuston bei St-Ursanne, Kanton Jura
www.mont-terri.ch
Swissnuclear, Fachgruppe Kernenergie
der Swisselectric (Organisation der
schweizerischen Stromverbundunternehmen)
www.swissnuclear.ch
Kernenergie-Internetportal
www.kernenergie.ch
Verband Schweizerischer Elektrizitätsunternehmen (VSE)
www.strom.ch
Nationale Alarmzentrale, Fachstelle des
Bundes für ausserordentliche Ereignisse
www.naz.ch
ZWILAG Zwischenlager Würenlingen AG,
zentrales Zwischenlager der Schweizer
Kernkraftwerke für alle Abfallkategorien
www.zwilag.ch
59
L iteraturhinweise
Periodika
Geschäftsbericht der Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG (www.kkg.ch)
Bulletin Nuklearforum Schweiz, Bern (www.nuklearforum.ch, allgemeine Kernenergiethemen
in Kurzdarstellungen und betriebliche Kennzahlen der Schweizer Kernkraftwerke, monatlich)
Nagra-Geschäftsbericht, Nationale Genossenschaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle
(Nagra), Wettingen (www.nagra.ch)
Aufsichtsbericht, Strahlenschutzbericht, Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat, Brugg
(www.ensi.ch, Behördendarstellung über den Betrieb der Schweizer Kernkraftwerke,
die Aufsichtstätigkeit des Bundes und den Strahlenschutz)
Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz, Bundesamt für Gesundheit (BAG),
Abteilung Strahlenschutz, Bern (www.bag.admin, Zusammenstellung der Ergebnisse der
Radioaktivitätsüberwachung, jährlich)
60
Technische Hauptdaten
Leistungsdaten
Elektrische Bruttonennleistung
Elektrische Nettonennleistung
Thermische Reaktorleistung
1035 MW
985 MW
3002 MW
Reaktorgebäude
Aussendurchmesser
Höhe über Grundplatte
Wandstärke im zylindrischen Teil
Wandstärke der Kuppel
Dicke der Grundplatte
63,6 m
56,8 m
1,6 m
1,2 m
2,8 m
Stahlhülle
Innendurchmesser
Wanddicke
Auslegungsüberdruck/-temperatur
52 m
32 mm
4,89 bar/135 °C
Innendurchmesser
Wanddicke Zylindermantel (ohne Plattierung)
Werkstoff
Dicke der Plattierung
Gesamthöhe einschliesslich Deckel
Gewicht ohne Einbauten
Gewicht Kerneinbauten
4360 mm
221 mm
22NiMoCr3-7
6 mm
10 827 mm
175 bar/350 °C
360 t
135 t
Reaktoranlage
Kühlmittel und Moderator
Brennstoff
Anzahl Brennelemente
Gesamtgewicht eines Elements
Anzahl Brennstäbe je Brennelement
Anordnung
Gesamtlänge der Brennstäbe
Aktive Länge der Brennstäbe
Aussendurchmesser der Brennstäbe
Hüllrohrwerkstoff
Hüllrohrwanddicke
Gesamte Uranmasse im Kern
Anreicherung Nachladebrennelemente
Abbrand entladene Brennelemente
Mittlere Wärmestromdichte
Mittlere lineare Stableistung
Anzahl Steuerelemente
Anzahl der Absorberstäbe je Steuerelement
Absorberwerkstoff
H2O
Uran (UO2) und Mox (UO2 und PuO2)
177
666 kg
205 (Mox: 204)
Quadratgitter
3860 mm
3520 mm
10,75 mm
Zry-4/DX ELS 0,8
0,725 mm
76 t
4,6–4,95 % U-235 äquivalent
55–65 MWd/kg SM
67,5 W/cm2
228 W/cm
48
20
AgInCd
Anlagenübersicht
47
26
30
47
25
24
48
49
48
49
48
49
27
2
3
23
47
4
22
2
2
29
Oberwasserkanal
32
Containmentsumpf
1
3
3
28
69
31
36
68
5
33
14
70
6
14
77
7
34
66
12
35
76
13
16
19
17
67
78
64
15
8
9
18
20
10
64
65
57
37
21
58
38
11
46
Volumenregelsystem
5 Rekuperativwärmetauscher
6 Hochdruckkühler
7 Hochdruckreduzierstation
8 Volumenausgleichsbehälter
9 Hochdruckförderpumpen
45
26 Beckenreinigungspumpe
27 Mischbettfilter
Nukleares Nebenkühlwassersystem
22 Nukleare Nebenkühlwasserpumpe
Abgassystem
33 Rekombinator
34 Abgaskompressor
35 Verzögerungsstrecke
36 Abluftkamin
Nukleares Zwischenkühlsystem
23 Nukleare Zwischenkühlpumpe
24 Nuklearer Zwischenkühler
Kühlmittelreinigung
12 Mischbettfilter
13 Kühlmittelentgaser
Brennelementbeckenkühlund -reinigungssystem
25 Brennelementbecken
42
Kühlmittellagerung und -aufbereitung
14 Kühlmittelspeicher
15 Deionatrückspeisepumpe
16 Verdampferspeisepumpe
17 Vorwärmer
18 Verdampfer
19 Kondensatpumpe
20 Entgaser
21 Entgaserabziehpumpe
Chemikalieneinspeisesystem
10 Borsäurebehälter
11 Borsäuredosierpumpe
41
43
44
Reaktorkühlsystem
1 Reaktor
2 Dampferzeuger
3 Hauptkühlmittelpumpen
4 Druckhalter
40
39
Nukleares Nachkühlsystem
28 Nachkühlpumpe
29 Nachwärmekühler
30 Druckspeicher
31 Flutbehälter
32 Sicherheitseinspeisepumpe
Anlagenentwässerung
37 Entwässerungsbehälter und
-pumpe
60
61
59
50
51
53
54
54
G
~
54
Generator
Vollentsalzungsanlage
73
52
52
52
62
62
62
74
55
75
71
56
72
63
Hilfsdampfsystem
57 Hilfsdampfsammler
58 Hilfskessel
71 Kühlturm
72 Hauptkühlwasserpumpen
Prozessdampfsystem
59 Prozessdampferzeuger
60 Prozessdampfüberhitzer
61 Dampf für Karton- und Papierfabrik
Frischdampfsystem
47 Frischdampfsicherheitsventile
48 Frischdampfabblaseventile
49 Frischdampfisolationsventile
50 Wasserabscheider
51 Überhitzer
52 Frischdampfumleitstation
53 Hochdruckturbine
54 Niederdruckturbinen
Hauptspeisewassersystem
66 Speisewasserbehälter
67 Hauptspeisewasserpumpe
68 Hochdruckvorwärmer
69 Zwischenüberhitzer-Kondensatkühler
70 An- und Abfahrpumpen
Abscheiderkondensatsystem
55 Wasserabscheiderkondensatbehälter
56 Wasserabscheiderkondensatpumpe
Aufbereitung radioaktiver Abwässer
38 Abwassersammelbehälter
39 Verdampferspeisepumpe
40 Abwasserverdampfer
41 Kontrollbehälter
42 Abgabepumpe
43 Konzentratbehälter
44 Konzentratpumpe
45 Kondensator
46 Abfallverfestigungsanlage
Notspeisewassersystem
73 Notspeisedeionatbecken
74 Deionatnachspeisepumpen
75 Notspeisepumpen
76 Notstanddeionatbecken
77 Notstandspeisewasserpumpen
78 Brunnenpumpen
Hauptkondensatsystem
62 Kondensatoren
63 Hauptkondensatpumpe
64 Niederdruckvorwärmer
65 Nebenkondensatpumpe
Te chnische Ha up tda te n
Antrieb
Anzahl der Reaktorkühlkreisläufe
Betriebsüberdruck Reaktoranlage
Kühlmitteltemperatur am Eintritt
Kühlmitteltemperatur am Austritt
Kühlmittelnenndurchsatz
magnetische Klinkenschrittheber
3
154 bar
292 °C
325 °C
15 984 kg/s
Dampferzeuger
Anzahl
Höhe
Durchmesser
Mantelwerkstoff
Werkstoff der Rohrplatte
Rohrwerkstoff
Rohrabmessungen
Gesamtgewicht
3
21 200 mm
3570/4860 mm
Feinkornstahl
Feinkornstahl
Incoloy 800
Ø 22 x 1,2 mm
175/87,3 bar/350 °C
380 t
Anzahl/Typ
Förderhöhe
Nenndurchsatz je Pumpe
Drehzahl
Motorleistung (Auslegung)
3 einstufige Halbaxialzentrifugalpumpen
84,4 m
5328 kg/s
1490 U/min
9200 kW
Druckhalter
Höhe
Durchmesser
Volumen
Betriebsüberdruck/-temperatur
Heizleistung der Heizstäbe
13 400 mm
2400 mm
42 m3
154 bar/344 °C
1400 kW
Dampfkraftanlage
Frischdampfdurchsatz
Frischdampfzustand am Dampferzeugeraustritt
Dampfnässe am Dampferzeugeraustritt
Endnässe
Kondensatordruck
Kühlwassertemperatur
Kondensatorkühlwasserdurchsatz
Speisewasservorwärmtemperatur
Anzahl der Vorwärmstufen
5890 t/h
64,5 bar/280,3 °C
max. 0,25 %
10 %
80 mbar
22 °C
120 500 m3/h
218 °C
5
Turbine
Viergehäusige Einwellenkondensationsturbine mit einem doppelflutigen HD-Teil und 3 doppelflutigen ND-Teilen. Trocknung und Zwischenüberhitzung zwischen HD-Teil und ND-Teilen. Drehzahl 3000 U/min.
Te chnische Ha up tda te n
Bruttowirkleistung Turbine
Länge des Turbosatzes
1035 MW
55 m
Generator
Scheinleistung
Leistungsfaktor (cos␸)
Klemmenspannung
Frequenz
Kühlung Läuferwicklung
Kühlung Ständerwicklung
1190 MVA
0,9
27 kV
50 Hz
Wasserstoff (6 bar), 7 bar abs.
Wasser (27 kg/s)
Blocktransformator
Anzahl/Typ
Oberspannung
Unterspannung
Leistung
3 Einphaseneinheiten und 1 Reserveeinheit
409 kV
27 kV
1200 MVA
Hauptspeisewasserpumpen
Anzahl/Typ
Förderhöhe Vor- und Hauptpumpe
Motorleistung
3 doppelflutige zweistufige Radialzentrifugalpumpen
812 m
844 kg/s
8600 kW
Kühlturm
Anzahl/Typ
Höhe
Basisdurchmesser
Öffnungsdurchmesser
Durchmesser an der Taille
Schalendicke unten
Schalendicke Minimum
Wasserdurchsatz
Warmwassertemperatur
Kaltwassertemperatur
Trockenlufttemperatur
Feuchtlufttemperatur
Luftdurchsatz
Verdunstung von Wasser
1 Naturzugnasskühlturm
150 m
117 m
74 m
70 m
750 mm
160 mm
33,8 m3/s
36 °C
22 °C
7,8 °C
6,2 °C
25 400 m3/s
0,4–0,7 m3/s
Hauptkühlwasserpumpen
Anzahl/Typ
Förderhöhe
Drehzahl
Motorleistung
2 einstufige Halbaxialzentrifugalpumpen
20,5 m
16,9 m3/s
248 U/min
4100 kW

Technik und Betrieb - Kernkraftwerk Gösgen

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Aufsichtsbericht 2012