Aufsichtsbericht 2011

Transcription

zur nuklearen Sicherheit in den schweizerischen Kernanlagen
zur nuklearen Sicherheit in den schweizerischen Kernanlagen
Rapport de Surveillance 2011
sur la sécurité nucléaire dans les installations nucléaires en Suisse
Regulatory Oversight Report 2011
concerning nuclear safety in Swiss nuclear installations
Inhalt
Vorwort
Préface
Preface
Zusammenfassung und Übersicht
Résumé et aperçu
Summary and overview 4
6
8
11
14
17
1.
1.1 1.2 1.3 1.4 1.5 1.6 1.7 1.8 Kernkraftwerk Beznau
Überblick
Betriebsgeschehen
Anlagetechnik
Strahlenschutz
Radioaktive Abfälle
Notfallbereitschaft
Personal und Organisation
Sicherheitsbewertung
21
21
22
23
27
28
29
29
30
2. 2.1 2.2 2.3 2.4 2.5 2.6 2.7 2.8 2.9 Kernkraftwerk Mühleberg
Überblick
Betriebsgeschehen
Anlagetechnik
Strahlenschutz
Notfallbereitschaft
Periodische Sicherheitsüberprüfung
33
33
34
35
39
40
41
42
42
42
3. 3.1
3.2
3.3 3.4 3.5 3.6 3.7 3.8 3.9 Kernkraftwerk Gösgen
Überblick
Betriebsgeschehen
Anlagetechnik
Strahlenschutz
Notfallbereitschaft
45
45
46
47
50
51
52
52
52
53
4. 4.1 4.2 4.3 4.4 4.5 4.6 4.7 4.8 Kernkraftwerk Leibstadt
Überblick
Betriebsgeschehen
Anlagetechnik
Strahlenschutz
Notfallbereitschaft KKL
55
55
56
60
64
65
66
66
66
5. 5.1 5.2 5.3 5.4 Zentrales Zwischenlager Würenlingen
Zwischenlagergebäude
Konditionierungsanlage
Plasma-Anlage
Strahlenschutz
69
69
70
70
70
5.5 5.6 5.7 5.8 5.9 Notfallbereitschaft Personal und Organisation Rücknahme von Wiederaufarbeitungsabfällen
Vorkommnisse
Gesamtbeurteilung
71
71
71
72
72
6. 6.1 6.2 6.3 6.4
6.5 6.6 6.7 6.8 6.9 6.10 6.11 Paul Scherrer Institut (PSI)
Die Kernanlagen des PSI
Hotlabor Forschungsreaktor PROTEUS Stillgelegte oder im Rückbau stehende Kernanlagen Behandlung radioaktiver Abfälle Lagerung radioaktiver Abfälle Strahlenschutz Notfallbereitschaft Personal und Organisation Strahlenschutz-Schule Gesamtbeurteilung 73
73
73
74
74
74
75
76
76
77
77
77
7. 7.1 7.2 Weitere Kernanlagen
Ecole Polytechnique Fédérale de Lausanne (EPFL)
Universität Basel
79
79
80
8. Transporte und Behälter
8.1 Genehmigungen nach Gefahrgutgesetzgebung
8.2 Bewilligungen nach Strahlenschutzgesetzgebung
8.3 Bewilligungen nach Kernenergiegesetzgebung
8.4 Rückführung von Abfällen aus der Wiederaufarbeitung
8.5 Beschaffung von Transport- und Lagerbehältern
8.6 Inspektionen und Audits
81
81
82
82
82
83
84
9. 9.1 9.2
9.3 9.4 9.5 9.6 85
85
87
88
88
88
89
Geologische Tiefenlagerung radioaktiver Abfälle
Sachplan geologische Tiefenlager
Entsorgungsprogramm
Offene Fragen aus dem Entsorgungsnachweis
Kostenstudie
Felslaboratorien
Internationaler Wissenstransfer
10. Anlagenübergreifende Themen
10.1 Probabilistische Sicherheitsanalysen und Accident Management
10.2 Erdbebengefährdungsanalyse
10.3 Fukushima und Lehren
10.4 Externes Lager Reitnau
10.5 Sistierung des Rahmenbewilligungsverfahrens 91
91
93
94
96
96
Anhang
97
Verzeichnis der Abkürzungen 127
Vorwort
Die Aufsichtsarbeit im Jahr 2011 war indessen
durch ein gravierendes Ereignis in Japan gezeichnet worden: Als uns im März 2011 die Bilder aus
Fukushima erreichten, waren auch wir fassungslos und erschüttert. Wie konnte sich ein derartiges
Ereignis ausgerechnet im hoch technisierten Japan
ereignen? Unsere Fachleute haben, noch während
die ersten Bilder aus Japan eintrafen, mit der wissenschaftlichen Analyse der Ereignisse begonnen.
Die Ergebnisse der kritischen Untersuchung durch
ein interdisziplinäres ENSI-Team haben die Mängel
und Versäumnisse in Japan schonungslos aufgedeckt.
Der Befund ist so klar wie erschütternd: Trotz der
immensen Schäden, die das Erdbeben und der
Tsunami verursacht haben, wäre die radioaktive
Kontamination der Umwelt durchaus zu vermeiDie zentrale Aussage im Aufsichtsbericht 2011
den gewesen, wenn die Betreiberfirma und die
des Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspekto-
Aufsichtsbehörden in Japan nicht über Jahre hin-
rats ENSI ist kurz und nüchtern: Im vergangenen
weg gegen die geltenden internationalen Regeln
Jahr ist es in den Schweizer Kernanlagen zu keinen
verstossen hätten.
Vorkommnissen gekommen, welche die Sicherheit
Doch trotz dieses Befunds war Fukushima für uns
der Bevölkerung hätten beeinträchtigen können.
Anlass, auch die Sicherheitskultur in der Schweiz
Diese nüchterne Feststellung war für viele in den
erneut zu hinterfragen. Wir haben zahlreiche
letzten Jahren zu einer Selbstverständlichkeit
Lehren gezogen («Lessons learned») und deren
geworden. 2011 ist sie es nicht mehr. Der Unfall
Umsetzung in mehreren Verfügungen angeord-
von Fukushima hat viele Leute verunsichert, so
net. Mit einem Aktionsplan zeigen wir auf, wie
dass im Empfinden der Menschen die Selbstver-
und bis wann die Betreiber der Schweizer Kern-
ständlichkeit zum Ausnahmefall wird.
kraftwerke die wichtigsten Massnahmen umge-
Doch die Daten, die das ENSI in über 400 Inspek-
setzt haben müssen.
tionen zusammengetragen und ausgewertet hat,
Die Aufarbeitung der Katastrophe von Fukushima
zeigen die Fakten:
hat eine wichtige Aufgabe des ENSI aufgezeigt,
nämlich die gesammelten Daten, Erkenntnisse
4
❚ In den fünf Kernkraftwerken in der Schweiz sind
und Massnahmen in verständlicher Art der Allge-
im vergangenen Jahr die bewilligten Betriebsbe-
meinheit zugänglich zu machen. Denn es sollen
dingungen eingehalten worden.
nicht nur wenige Fachleute die komplexen Zusam-
❚ Insgesamt kam es in der Schweiz 2011 zu 27
menhänge verstehen, sondern auch die breite
meldepflichtigen Vorkommnissen. Sieben betra-
Öffentlichkeit. Damit wollen wir einen sachlichen
fen das Kernkraftwerk Beznau, fünf Vorkomm-
Beitrag zum Meinungsbildungsprozess leisten.
nisse betrafen das Kernkraftwerk Gösgen, elf
Mit unserer im letzten Jahr nicht nur optisch, son-
das Kernkraftwerk Leibstadt und vier das Kern-
dern auch inhaltlich völlig überarbeiteten Website
kraftwerk Mühleberg.
meinen wir, der berechtigten Forderung der inte-
ENSI Aufsichtsbericht 2011
ressierten Öffentlichkeit nach Offenheit und Trans-
Seit dem Entscheid der Politik, aus der Kernenergie
parenz nachzukommen. Wir wollen mit unserer
auszusteigen, haben wir das ENSI organisatorisch
Internetpräsenz eine Anlaufstation für Fragen zur
neu ausgerichtet. Die zentralen Themen, die
Sicherheit der Kernenergie sein und Information
unsere Arbeit in den nächsten Jahren prägen wer-
aus erster Hand liefern.
den, sind der sichere Betrieb der Kernkraftwerke
2011 war auch für die schweizerische Strombran-
bis zu deren Stilllegung, die Entsorgung der radio-
che ein historisches Jahr: Der Bundesrat hat am 25.
aktiven Abfälle mit der anspruchsvollen Suche
Mai 2011 entschieden, dass die Schweiz aus der
nach geeigneten und gesellschaftlich akzeptierten
Kernenergie aussteigen wird. National- und Stän-
Standorten für geologische Tiefenlager sowie der
derat haben diesen Entscheid bestätigt. Es soll in
Rückbau der später stillgelegten Kernanlagen.
der Schweiz nur noch so lange Strom aus Kern-
Der geänderten Ausgangslage haben sich meine
kraftwerken produziert werden, wie die bestehen-
Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter im ENSI im ver-
den Werke sicher betrieben werden können.
gangenen Jahr mit dem nötigen Elan und Engage-
Dieser Entscheid hat die Aufgabe des ENSI ver-
ment gestellt. Ihnen gilt mein Dank.
ändert. Noch im Januar 2011 waren wir anders
aufgestellt gewesen: Nach den Ende 2010 fertig
gestellten Gutachten des ENSI zu den Rahmenbewilligungsgesuchen für den Bau neuer Kernkraft-
Hans Wanner
werke waren wir mitten in der Vorbereitung der
Direktor
behördlichen Vorgaben für die Baubewilligungen
solcher Neubauten.
5
Préface
Le rapport de surveillance 2011 de l’Inspection
blement de terre et le tsunami, la contamination
fédérale de la sécurité nucléaire IFSN comporte
radioactive de l’environnement aurait pu être tota-
une déclaration capitale courte et objective: les
lement évitée si la société exploitante et les autori-
installations nucléaires suisses n’ont pas enregistré
tés de surveillance du Japon n’avaient pas enfreint
l’année dernière d’incidents susceptibles de com-
des années durant les règles internationales en
promettre la sécurité de la population.
vigueur.
Ces dernières années, ce constat objectif était
Pourtant, malgré ce constat, Fukushima nous a
devenu une chose naturelle pour nombre d’entre
permis de nous questionner aussi sur la culture
nous. Or ce n’est plus le cas en 2011. L’accident de
de la sécurité poursuivie en Suisse. Nous en avons
Fukushima a déstabilisé de nombreuses personnes
tiré de nombreux enseignements («Lessons lear-
qui ont maintenant le sentiment que ce qui sem-
ned») que nous avons mis en œuvre dans plusieurs
blait évident ne l’est plus et est devenu exception-
dispositions. A l’aide d’un plan d’action, nous
nel.
montrons comment les exploitants des centrales
Les données que l’IFSN a réunies et évaluées au
nucléaires suisses doivent appliquer les mesures
cours de ses plus de 400 inspections mettent en
les plus importantes et jusqu’à quand.
évidence les faits suivants :
Le traitement de la catastrophe de Fukushima a mis
en valeur une tâche importante de l’IFSN: rendre
❚ En 2011, les cinq centrales nucléaires de Suisse
à la collectivité l’accès simple et aisé aux données
ont respecté les conditions d’exploitation auto-
recueillies, aux enseignements tirés et aux mesures
risées.
prises. Car il ne suffit pas que quelques rares spé-
❚ En 2011, 27 événements ont en tout été noti-
cialistes comprennent une situation complexe, il
fiés en Suisse: sept dans la centrale nucléaire
faut aussi que la population dans son entier soit
de Beznau, cinq dans celle de Gösgen, onze
en mesure de la comprendre. Nous voulons ainsi
dans celle de Leibstadt et quatre dans celle de
contribuer avec objectivité au processus de forma-
Mühleberg.
tion d’opinion.
Avec notre site Internet entièrement revu en 2011,
Mais en 2011, le travail de surveillance a été mar-
tant au niveau visuel que sur le plan du contenu,
qué par un événement grave au Japon. Lorsque
nous entendons répondre à la demande juste
les images de Fukushima nous sont parvenues au
d’ouverture et de transparence de la population
mois de mars de la même année, nous aussi en
intéressée. Par notre présence sur Internet, nous
avons été décontenancés et ébranlés. Comment
voulons servir de plateforme pour toutes les ques-
un tel événement pouvait-il se produire dans un
tions relatives à la sécurité de l’énergie nucléaire et
pays à l’ingénierie justement aussi développée que
les informations de première main.
le Japon? Pendant que les premières photos du
2011 a été aussi une année historique pour la
Japon nous parvenaient encore, nos spécialistes
branche suisse de l’électricité: le 25 mai 2011, le
ont commencé l’analyse scientifique des événe-
Conseil fédéral a décidé que la Suisse sortira du
ments. Les résultats de l’analyse critique par une
nucléaire. Le Conseil national et le Conseil des
équipe interdisciplinaire de l’IFSN ont révélé sans
Etats ont confirmé cette décision. On ne produira
la moindre indulgence les carences et les négli-
d’électricité d’origine nucléaire en Suisse qu’aussi
gences du Japon.
longtemps que les centrales en place pourront
Le constat est aussi clair que bouleversant: mal-
être exploitées de manière sûre.
gré les immenses dégâts provoqués par le trem-
6
Cette décision a modifié la tâche de l’IFSN. En jan-
A l’IFSN, mes collaboratrices et mes collaborateurs
vier 2011, nous avions encore une tout autre posi-
ont tous accepté l’année dernière le changement
tion: suite aux expertises de l’IFSN terminées fin
de situation avec l’élan et l’engagement néces-
2010, relatives aux demandes d’autorisation géné-
saires. Je les en remercie ici vivement.
rale pour la construction de nouvelles centrales
nucléaires, nous étions en pleine préparation des
spécifications des autorités pour les autorisations
de construire de ces nouvelles constructions.
Depuis la décision des politiques de sortir du
Hans Wanner
nucléaire, nous avons réorienté l’organisation
Directeur
de l’IFSN. Notre travail se concentrera ces prochaines années sur le fonctionnement sûr des centrales nucléaires jusqu’à leur démantèlement, sur
la gestion des déchets radioactifs et l’exigeante
recherche de sites appropriés et socialement
acceptés de dépôts en couches géologiques profondes, ainsi que sur le démantèlement des installations nucléaires désaffectées ultérieurement.
7
Preface
The central message of the 2011 Oversight Report
the safety culture in Switzerland to renewed scru-
of ENSI, the Swiss Federal Nuclear Safety Inspec-
tiny. We learned much from the process and the
torate is both clear and brief: There were no inci-
lessons learned formed the basis of instructions for
dents in Swiss nuclear facilities during 2011 that
the implementation of certain measures. We pro-
could have compromised human safety.
duced an action plan showing how and by what
In recent years, such a rational statement had, for
date the operators of Swiss nuclear NPPs would be
many, become routine. However, in 2011 that was
required to implement the main measures.
no longer the case. The accident at Fukushima
The process of investigating the Fukushima disas-
unsettled many and so, what had become routine
ter highlighted an important task for ENSI, i.e. to
was perceived as an exception.
make the data, findings and resultant measures
And yet, the data collected and analysed by ENSI
accessible in a form that could be understood by
from more than 400 inspections demonstrate the
the general public. After all, such complex infor-
facts quite clearly:
mation should be understood not just by a few
❚ All five nuclear power plants (NPPs) in Switzer-
son, we sought to make an objective contribution
experts but by the public as a whole. For that realand complied with their approved operating
to the opinion-forming process.
conditions.
Last year, we completely overhauled our website –
❚ During 2011, there were a total of 27 reportable
not just visually but also in terms of content. We
events in Switzerland: 7 events at the Beznau
are convinced that this new website satisfies the
NPP, 5 at Gösgen NPP, 11 at Leibstadt NPP and 4
justified demands of an interested public for grea-
at the Mühleberg NPP.
ter openness and transparency. We intend to make
our website the first port of call for questions rela-
That said, our surveillance work during 2011 was
ting to nuclear safety and first-hand information.
dominated by the serious accident in Japan. When,
For the Swiss electricity industry, last year was
in March 2011 the pictures from Fukushima
also historic. On 25 May, 2011 the Swiss Fede-
reached us, we too were stunned and shocked.
ral Council decided that Switzerland would phase
How could something like that happen, particu-
out nuclear power. This decision was endorsed
larly in a country as technologically advanced as
by both the National Council and the Council of
Japan? As soon as the first pictures came in from
States. This means that Switzerland will only conti-
Japan, our specialists set to work on a scientific ana-
nue to generate electricity from nuclear power
lysis of the events. This critical review – conduc-
for as long as the existing plants can be opera-
ted by an interdisciplinary ENSI team – mercilessly
ted safely.
exposed the defects and failures in Japan.
This decision will affect the role of ENSI. Even in
The findings were as clear as they were shocking:
January 2011, the landscape looked quite diffe-
Despite the enormous damage caused by the ear-
rent. At the end of 2010, ENSI had completed its
thquake and the tsunami, the radioactive conta-
report on the general license applications for the
mination of the environment would have been
construction of new nuclear power plants and at
avoided had the operating company and the sur-
the beginning of the year, we were in the throes of
veillance authorities in Japan not been in breach of
preparing the official requirements for the licenses
existing international regulations for several years.
that would have allowed the construction of new
Nevertheless, despite our findings, we used the
plants.
events at Fukushima as an opportunity to subject
8
Since the decision by politicians to phase out
My staff at ENSI has responded to this fundamen-
nuclear power, we have completed a restructu-
tal shift with the required vigour and commitment.
ring of ENSI and in the next years, we will focus
To them I owe a debt of thanks.
on the following main themes: the safe operation
of nuclear power plants until they are decommissioned, the disposal of radioactive waste including the challenging search for locations for deep
geological repositories that are both suitable and
Hans Wanner
acceptable to society and finally the dismantling of
Director General
nuclear facilities following shut-down.
9
10
Zusammenfassung und Übersicht
Das ENSI
zu informieren. Zu spezifischen Themen orientiert
Das Eidgenössische Nuklearsicherheitsinspekto-
Der vorliegende Aufsichtsbericht des ENSI ist Teil
es auch im Rahmen von Veranstaltungen.
rat ENSI begutachtet und beaufsichtigt als Auf-
seiner
sichtsbehörde des Bundes die Kernanlagen in der
ben publiziert das ENSI jährlich einen Strahlen-
Schweiz. Dazu gehören die fünf Kernkraftwerke,
schutzbericht sowie einen Erfahrungs- und For-
die Zwischenlager bei den Kraftwerken, das Zent
schungsbericht. Die Originalsprache der Berichte
periodischen
Berichterstattung.
Dane-
rale Zwischenlager der ZWILAG in Würenlingen
ist Deutsch. Die Zusammenfassungen werden auf
sowie die nuklearen Einrichtungen am Paul Scher-
Französisch und Englisch übersetzt.
rer Institut (PSI) und an den Hochschulen in Basel
Die Berichte werden auch im Internet unter www.
und Lausanne. Mittels Inspektionen, Aufsichts-
ensi.ch publiziert, wo das ENSI ein breites Angebot
gesprächen, Prüfungen und Analysen sowie der
an Fachartikeln aufgeschaltet hat.
Berichterstattung der Anlagebetreiber verschafft
sich das ENSI den notwendigen Überblick über die
nukleare Sicherheit der beaufsichtigten Kernanla-
Inhalt des vorliegenden Berichts
gen. Es wacht darüber, dass die Vorschriften eingehalten werden und die Betriebsführung geset-
Das ENSI berichtet in den Kapiteln 1 bis 4 des vor-
zeskonform erfolgt. Zu seinem Aufsichtsbereich
liegenden Aufsichtsberichts über das Betriebsge-
gehören zudem die Transporte radioaktiver Stoffe
schehen, die Anlagetechnik, den Strahlenschutz
von und zu den Kernanlagen sowie die Vorberei-
und die Betriebsführung der Kernkraftwerke Bez-
tungen zur geologischen Tiefenlagerung radioak-
nau 1 und 2, Mühleberg, Gösgen und Leibstadt.
tiver Abfälle. Das ENSI unterhält eine eigene Not-
Jedes dieser Kapitel schliesst mit einer Sicherheits-
fallorganisation, die Bestandteil einer landeswei-
bewertung.
ten Notfallorganisation ist. Im Falle eines schweren
Das Kapitel 5 behandelt das Zentrale Zwischen-
Störfalls in einer schweizerischen Kernanlage
lager der ZWILAG in Würenlingen. Die Kapitel 6
käme sie zum Einsatz.
und 7 sind den nuklearen Anlagen des Paul Scher-
Die gesetzliche Basis für die Aufsicht des ENSI
rer Instituts sowie den Forschungsreaktoren der
bilden das Kernenergiegesetz, die Kernener-
Universität Basel und der Eidgenössischen Tech-
gieverordnung, das Strahlenschutzgesetz, die
nischen Hochschule in Lausanne gewidmet. Im
Strahlenschutzverordnung sowie weitere Ver-
Kapitel 8 kommen die Transporte radioaktiver
ordnungen und Vorschriften zur Reaktorsicher-
Stoffe von und zu den schweizerischen Kernanla-
heit und Ausbildung von Personal, zum Notfall-
gen zur Sprache. Kapitel 9 erläutert die Arbeiten
schutz, zum Transport radioaktiver Stoffe und zur
im Rahmen des Sachplans zur geologischen Tie-
geologischen Tiefenlagerung. Gestützt auf diese
fenlagerung radioaktiver Abfälle, und Kapitel 10
gesetzlichen Grundlagen erstellt und aktualisiert
behandelt anlagenübergreifende Aspekte wie
das ENSI eigene Richtlinien. Darin formuliert es
zum Beispiel probabilistische Sicherheitsanalysen.
die Kriterien, nach denen es die Tätigkeiten und
Im Anhang finden sich erläuternde Tabellen und
Vorhaben der Betreiber von Kernanlagen beur-
Figuren.
teilt. Eine Übersicht über die Richtlinien des ENSI
findet sich in der Tabelle 10 im Anhang dieses
Aufsichtsberichts. Die gültigen Richtlinien sind
Kernkraftwerke
zudem auf der Website des ENSI (www.ensi.ch)
aufgeschaltet.
Die fünf Kernkraftwerke in der Schweiz (Beznau
Das ENSI berichtet periodisch über seine Aufsichts
Block 1 und 2, Mühleberg, Gösgen und Leibstadt)
tätigkeit und die nukleare Sicherheit der schwei-
wurden im vergangenen Jahr sicher betrieben.
zerischen Kernanlagen. Es nimmt seine gesetz-
Das ENSI kommt zum Schluss, dass die bewilligten
liche Pflicht wahr, die Öffentlichkeit über beson-
Betriebsbedingungen eingehalten wurden. Die
dere Ereignisse und Befunde in den Kernanlagen
Bewilligungsinhaber haben gegenüber der Auf-
11
sichtsbehörde ihre gesetzlich festgelegten Meldepflichten wahrgenommen. Alle Anlagen befinden
sich in einem sicherheitstechnisch guten Zustand.
Paul Scherrer Institut (PSI) und
Forschungsreaktoren in Basel und
Lausanne
Die 27 meldepflichtigen Vorkommnisse im Jahr
2011 verteilen sich wie folgt auf die Schweizer
Die Kernanlagen des Paul Scherrer Instituts (PSI),
Kernkraftwerke: 7 Vorkommnisse betrafen das
wie der Forschungsreaktor PROTEUS, das Hot
Kernkraftwerk Beznau, 5 Vorkommnisse betrafen
labor, die Sammelstelle für die radioaktiven Abfälle
das Kernkraftwerk Gösgen, 11 das Kernkraftwerk
aus Medizin, Industrie und Forschung sowie das
Leibstadt und 4 das Kernkraftwerk Mühleberg.
Bundeszwischenlager, stehen unter der Aufsicht
Auf der von 0 bis 7 reichenden international gül-
des ENSI. Das Bundeszwischenlager wies Ende
tigen Ereignisskala INES ordnete das ENSI 26 der
2011 einen Belegungsgrad von rund 85 % auf.
27 Vorkommnisse des vergangenen Jahres in den
Die Rückbauarbeiten an den beiden Forschungsre-
Kernkraftwerken der Stufe 0 zu. Ein Ereignis im
aktoren DIORIT und SAPHIR erfolgten aus radiolo-
Kernkraftwerk Mühleberg ordnete es der INES-
gischer Sicht korrekt. Im Forschungsreaktor PRO-
Stufe 1 zu. Dies betraf eine mögliche Verstopfung
TEUS wurden im Berichtsjahr keine Bestrahlungen
der Notstandsystem-Wasserfassung bei einem
mehr durchgeführt und die betrieblichen Aktivi-
Extremhochwasser. Diese Erkenntnis bewog den
täten beschränkten sich auf routinemässige War-
Kraftwerksbetreiber BKW, das Kernkraftwerk
tungsarbeiten und Kontrollen.
Mühleberg vor dem geplanten Revisionstermin
In den Kernanlagen des PSI ereigneten sich im Jahr
abzuschalten und nachzurüsten.
2011 drei hinsichtlich der nuklearen Sicherheit
Das ENSI bewertet die Sicherheit eines jeden
meldepflichtige Vorkommnisse der INES-Stufe 0.
Kernkraftwerks im Rahmen einer systematischen
Ein Vorkommnis verzeichnete das ENSI im For-
Sicherheitsbewertung. Dabei werden neben mel-
schungsreaktor der ETH Lausanne und keines an
depflichtigen Vorkommnissen weitere Erkennt-
der Universität Basel.
nisse berücksichtigt, insbesondere die Ergebnisse
Das ENSI kommt zum Schluss, dass im Jahr 2011
der über 400 Inspektionen, die das ENSI im Jahr
sowohl beim PSI als auch bei den Forschungsreak-
2011 durchgeführt hatte.
toren von Lausanne und Basel die Betriebsbedingungen eingehalten wurden.
Zentrales Zwischenlager Würenlingen
Abgaben radioaktiver Stoffe
Das Zentrale Zwischenlager der ZWILAG in Würenlingen umfasst mehrere Zwischenlagergebäude,
Die Abgaben radioaktiver Stoffe an die Umwelt
die Konditionierungsanlage und die Plasma-
via Abwasser und Abluft der Kernkraftwerke, des
Anlage
Schmelzanlage).
Zentralen Zwischenlagers, des PSI und der Kern-
Ende 2011 befanden sich in der Behälterlager-
anlagen in Basel und Lausanne lagen im ver-
halle 34 Transport- und Lagerbehälter mit abge-
gangenen Jahr weit unterhalb der in den Bewilli-
brannten Brennelementen und Glaskokillen sowie
gungen festgelegten Limiten. Sie ergaben auch für
(Verbrennungs-
und
sechs Behälter mit Stilllegungsabfällen aus dem
Personen, welche in direkter Nachbarschaft einer
Versuchsatomkraftwerk Lucens. Der Belegungs-
Anlage leben, eine maximale berechnete Dosis
grad betrug Ende 2011 rund 17 % im HAA-Lager
von weniger als 1 % der natürlichen jährlichen
und 23 % im MAA-Lager.
Strahlenexposition.
Im Berichtsjahr wurden zwei Kampagnen zur Verbrennung und Einschmelzung von radioaktiven
Abfällen durchgeführt.
Transporte radioaktiver Stoffe
Im ZWILAG registrierte das ENSI im Jahr 2011
keine meldepflichtigen Vorkommnisse.
Aufgrund des zehnjährigen Moratoriums dürfen
Das ENSI kommt zum Schluss, dass die ZWILAG
bis 2016 keine Transporte bestrahlter Brennele-
die bewilligten Betriebsbedingungen im Jahr 2011
mente ins Ausland stattfinden. Im Jahr 2011 fan-
eingehalten hat.
den zwei Transporte von kompaktierten Wiederaufarbeitungsabfällen aus La Hague in Frankreich
zum Zentralen Zwischenlager in Würenlingen statt.
Bei allen Transporten von Brennelementen und
12
radioaktiven Abfällen wurden die gefahrgutrecht-
Hauptforderungen des ENSI betreffen die Verbes-
lichen Vorschriften und die Strahlenschutzlimiten
serung des Kenntnisstandes über die Wirtgesteine,
eingehalten.
die systematische Beschreibung der hydraulischen
Fliesswege in den Standortgebieten und vertiefte
Untersuchungen von bautechnischen Aspekten.
Geologische Tiefenlagerung
Die mit internationaler Beteiligung betriebene erdwissenschaftliche Forschungstätigkeit der Nagra
Im Rahmen des Sachplans geologische Tiefenlager
in den beiden Felslaboratorien Grimsel (kristal-
hatte die Nagra in der ersten Etappe sechs mög-
lines Gestein) und Mont Terri (Opalinuston) wurde
liche Standortgebiete für geologische Tiefenlager
2011 fortgesetzt. Das ENSI führt seinerseits im
für schwach- und mittelaktive sowie drei für hoch-
Mont Terri ein Experiment zur Erfassung des fels-
aktive Abfälle vorgeschlagen. Das ENSI hatte nach
mechanischen Verhaltens des Opalinustons durch.
seiner Prüfung das Vorgehen der Nagra als trans-
Zudem beteiligt es sich an zwei weiteren Experi-
parent und nachvollziehbar beurteilt, stimmte
menten: die Untersuchung des Austrocknungsver-
dem Vorschlag zu und empfahl, die vorgeschla-
haltens von Stollenwänden im Opalinuston sowie
genen Standortgebiete in der zweiten Etappe
die Evaluation einer neuen Methode zur Bestim-
des Sachplanverfahrens weiter zu verfolgen. Die
mung von Durchlässigkeiten.
13
Résumé et aperçu
L’IFSN
d’informer le public des événements et constats
particuliers dans les installations nucléaires. Son
L’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire
information sur des thèmes plus spécifiques se
IFSN est l’instance de la Confédération chargée
poursuit aussi dans le cadre de manifestations.
de la surveillance et de l’expertise des installa-
Le présent rapport de surveillance fait partie du
tions nucléaires en Suisse, soit les cinq centrales
compte rendu périodique de l’IFSN. L’IFSN publie
nucléaires, les entrepôts situés dans les centrales,
chaque année aussi un rapport sur la radioprotec-
le Centre de stockage intermédiaire ZWILAG de
tion ainsi qu’un rapport sur les expériences et la
Würenlingen, les installations nucléaires de l’Ins-
recherche. Ces rapports sont publiés dans leur lan-
titut Paul Scherrer (IPS) et des Universités de Bâle
gue d’origine, l’allemand. Les résumés sont tra-
et de Lausanne. Les inspections, entretiens de sur-
duits en français et en anglais.
veillance, contrôles et analyses, ainsi que les rap-
Ces rapports peuvent aussi être consultés sur Inter-
ports des exploitants lui permettent d’acquérir la
net, à l’adresse www.ifsn.ch, où l’IFSN publie par
vue d’ensemble nécessaire sur la sécurité nucléaire
ailleurs de nombreux articles spécialisés.
des installations surveillées. L’IFSN veille au respect des prescriptions et à la conformité de la gestion de l’exploitation avec la loi. Ses activités de
Contenu du présent rapport
surveillance s’étendent aussi aux transports de
matières radioactives en provenance et à destina-
Les chapitres 1 à 4 du présent rapport de sur-
tion des installations nucléaires, ainsi qu’aux tra-
veillance décrivent le déroulement de l’exploita-
vaux préparatoires en vue du stockage en couches
tion, la technique de l’installation, la radiopro-
géologiques profondes des déchets radioactifs.
tection et la gestion des centrales nucléaires de
L’IFSN gère sa propre organisation d’urgence dans
Beznau 1 et 2, Mühleberg, Gösgen et Leibstadt.
le cadre d’une organisation d’urgence nationale
Chacun de ces chapitres se termine sur une éva-
susceptible d’intervenir, en cas d’accident grave,
luation de la sécurité.
dans une installation nucléaire suisse.
Le chapitre 5 est consacré au Centre de stockage
La loi sur l’énergie nucléaire, l’ordonnance sur
intermédiaire ZWILAG à Würenlingen. Les cha-
l’énergie nucléaire, la loi sur la radioprotection,
pitres 6 et 7 concernent les installations nucléaires
l’ordonnance sur la radioprotection, ainsi que
de l’Institut Paul Scherrer ainsi que les réacteurs
d’autres ordonnances et prescriptions sur la sécu-
de recherche de l’Université de Bâle et de l’Ecole
rité des réacteurs et la formation du personnel
polytechnique fédérale de Lausanne, EPFL. Le cha-
exploitant, sur la protection en cas d’urgence, sur
pitre 8 aborde les transports de matières radioac-
le transport de matières radioactives et sur le sto
tives en provenance et à destination des installa-
ckage en couches géologiques profondes consti-
tions nucléaires suisses. Le chapitre 9 commente
tuent les bases légales de la surveillance de l’IFSN.
les travaux réalisés dans le cadre du plan secto-
L’IFSN élabore et met à jour ses propres directives
riel «Dépôts en couches géologiques profondes
en s’appuyant sur ces bases légales. Elle y formule
pour déchets radioactifs» et le chapitre 10 traite
les critères d’après lesquels elle apprécie les acti-
d’autres aspects transversaux des installations, tels
vités et les projets des exploitants d’installations
que les analyses probabilistes de sécurité. Tableaux
nucléaires. Un aperçu des directives de l’IFSN
et figures en annexe complètent ce rapport.
figure au tableau 10 de l’annexe de ce rapport
de surveillance. De plus, toutes les directives en
vigueur peuvent être consultées sur le site Internet
Centrales nucléaires
de l’IFSN (www.ifsn.ch).
L’IFSN atteste pour 2011 de la bonne sécurité d’ex-
14
L’IFSN donne des informations régulières sur ses
ploitation des cinq centrales nucléaires de Suisse
activités de surveillance et sur la sécurité nucléaire
(Beznau 1 et 2, Mühleberg, Gösgen et Leibstadt),
des installations suisses. Elle a pour tâche légale
ainsi que du respect des conditions d’exploitation
autorisées. Les détenteurs d’autorisations ont respecté leurs devoirs de notification, fixés par la loi,
Institut Paul Scherrer (IPS) et réacteurs
de recherche de Bâle et de Lausanne
à l’égard de l’autorité de surveillance. Toutes les
installations témoignent d’une bonne situation en
matière de sécurité.
Les installations nucléaires de l’Institut Paul Scher-
Les 27 événements notifiés en 2011 dans les ins-
rer (IPS), comme le réacteur de recherche PRO-
tallations nucléaires suisses se répartissent comme
TEUS, le laboratoire chaud, le site de ramassage
suit: sept événements dans la centrale nucléaire de
des déchets radioactifs provenant de la méde-
Beznau, cinq dans la centrale nucléaire de Gösgen,
cine, de l’industrie et de la recherche, ainsi que
onze dans celle de Leibstadt et quatre dans celle
l’entrepôt fédéral pour déchets radioactifs, sont
de Mühleberg.
placées sous la surveillance de l’IFSN. En 2011, le
L’IFSN a classé 26 des 27 événements survenus
taux d’occupation de l’entrepôt intermédiaire de
l’année dernière dans les centrales nucléaires au
la Confédération était d’environ 85%.
niveau 0 de l’échelle internationale de gravité
Les travaux de démantèlement des deux réacteurs
des événements INES qui va de 0 à 7. Un événe-
de recherche DIORIT et SAPHIR se sont déroulés
ment survenu dans la centrale nucléaire de Mühle-
du point de vue radiologique correctement. Dans
berg et classé au niveau 1 a porté sur l’obstruc-
le réacteur de recherche PROTEUS, plus aucune
tion potentielle de la prise d’eau du système de
irradiation n’a eu lieu en 2011 et les activités d’ex-
secours lors d’une crue extrême. Suite à cet événe-
ploitation se sont limitées à des travaux d’entre-
ment, l’exploitant BKW/FMB a arrêté et rééquipé
tien de routine et à des contrôles.
la centrale nucléaire de Mühleberg avant la date
En 2011, trois événements relatifs à la sécurité
prévue pour la révision.
nucléaire et classés au niveau 0 de l’échelle INES
L’IFSN évalue la sécurité de toute centrale nucléaire
ont été notifiés dans les installations nucléaires de
dans le cadre d’une évaluation systématique de
l’IPS. L’IFSN a notifié un événement dans le réac-
la sécurité. En plus des événements notifiables,
teur de recherche de l’EPFL et aucun dans celui de
l’IFSN tient compte d’autres éléments, notamment
l’Université de Bâle.
des résultats des plus de 400 inspections réalisées
L’IFSN en conclut que tant l’IPS que les réacteurs
par ses soins en 2011.
de recherche de Lausanne et de Bâle ont respecté
les conditions d’exploitation autorisées en 2011.
Centre de stockage intermédiaire de
Würenlingen
Rejets de substances radioactives
Le Centre de stockage intermédiaire ZWILAG à
En 2011, les rejets de substances radioactives dans
Würenlingen comprend plusieurs bâtiments d’en-
l’environnement via les eaux usées et l’air d’éva-
treposage, l’installation de conditionnement et
cuation des centrales nucléaires, du Centre de
l’installation plasma (station d’incinération et de
stockage intermédiaire ZWILAG, de l’IPS et des
fusion). Fin 2011, la halle des conteneurs abri-
installations nucléaires de Bâle et de Lausanne ont
tait 34 conteneurs de transport et d’entreposage
enregistré des valeurs nettement inférieures aux
avec assemblages combustibles usés et coquilles
limites fixées dans les autorisations. Il en a résulté,
de verre, ainsi que six conteneurs de déchets de
également pour les personnes vivant au voisinage
démantèlement provenant de la centrale nucléaire
immédiat d’une installation, une dose maximale
expérimentale de Lucens. Fin 2011, le taux d’oc-
calculée de moins de 1% de la radio-exposition
cupation était d’environ 17% dans le dépôt pour
annuelle naturelle.
déchets hautement radioactifs et 23% dans le
dépôt pour déchets faiblement et moyennement
radioactifs.
Transports de matières radioactives
Deux campagnes d’incinération et de fusion des
déchets radioactifs ont eu lieu en 2011.
En raison du moratoire de dix ans, il n’y aura pas
Au cours de l’exercice sous revue, l’IFSN n’a notifié
de transport d’assemblages combustibles usés à
aucun événement à ZWILAG.
l’étranger jusqu’en 2016. En 2011, deux trans-
L’IFSN en conclut que ZWILAG a respecté les condi-
ports de déchets de retraitement compactés ont
tions d’exploitation autorisées en 2011.
eu lieu de La Hague en France à ZWILAG. Tous
15
les transports d’assemblages combustibles et de
la deuxième étape de la procédure du plan sec-
déchets radioactifs se sont déroulés dans le res-
toriel. Les principales exigences de l’IFSN concer-
pect des prescriptions en vigueur pour le transport
nent l’amélioration du niveau des connaissances
de marchandises dangereuses et des limites de la
des roches d’accueil, la description systématique
radioprotection.
des voies d’écoulement hydrauliques dans les
domaines d’implantation, ainsi que des analyses
approfondies des aspects liés à la construction.
Stockage en couches géologiques
profondes
L’activité de recherche sur les sciences de la terre,
réalisée de la Nagra, s’est poursuivie en 2011 avec
une participation internationale dans les deux
Dans le cadre du plan sectoriel «Dépôts en couches
laboratoires souterrains du Grimsel (roche cristal-
géologiques profondes», la Nagra avait proposé,
line) et du Mont Terri (argiles à Opalinus). L’IFSN
dans la première étape, six domaines d’implanta-
poursuit quant à elle au Mont Terri une expérience
tion possibles pour des dépôts géologiques pro-
sur l’identification du comportement géo-méca-
fonds pour déchets de faible et de moyenne acti-
nique des argiles à Opalinus. Par ailleurs, elle par-
vité, ainsi que pour déchets de haute activité. Après
ticipe à deux autres expériences, l’une sur l’ana-
vérification, l’IFSN avait jugé la démarche de la
lyse du comportement dessiccateur des parois
Nagra transparente et retraçable, approuvé la pro-
des galeries dans les argiles à Opalinus, l’autre sur
position et recommandé de poursuivre l’étude de
l’évaluation d’une nouvelle méthode de mesure
tous les domaines d’implantation proposés dans
des perméabilités.
16
Summary and overview
ENSI
findings in nuclear facilities. ENSI also organises
conferences at which information on specific top-
The Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate ENSI,
ics is circulated.
acting as the regulatory body of the Swiss Con-
This Surveillance Report is part of the regular
federation, assesses and monitors nuclear facilities
reporting system of ENSI. In addition to this report,
in Switzerland. These include five nuclear power
ENSI publishes an annual Radiological Protection
plants, the interim storage facilities based at each
Report and a Research and Experience Report. The
plant, the Central Interim Storage Facility ZWILAG
original language of all reports is German. Execu-
at Würenlingen together with the nuclear facilities
tive summaries are translated into French and Eng-
at the Paul Scherrer Institute (PSI) and the two uni-
lish.
versities of Basel and Lausanne. Using a combina-
These reports are also available on the ENSI website
tion of inspections, regulatory meetings, examina-
at www.ensi.ch as are a range of specialist articles.
tions and analyses together with reports from the
licensees of individual facilities, ENSI obtains the
required overview of nuclear safety in the relevant
Contents of the current report
facilities. It ensures that the facilities comply with
regulations and operate according to the law. Its
Chapters 1 to 4 of the current Oversight Report deal
regulatory responsibilities also include the trans-
with operational experience, systems technology,
port of radioactive materials to and from nuclear
radiological protection and management of the
facilities and the preparations for a deep geologi-
nuclear power plants Beznau 1 and 2, Mühleberg,
cal repository for nuclear waste. ENSI maintains its
Gösgen and Leibstadt. Each chapter concludes with
own emergency organisation, which is an integral
the ENSI safety rating for the relevant plant.
part of a national emergency structure that would
Chapter 5 deals with the Central Interim Storage
be activated in the event of a serious incident at a
Facility (ZWILAG) at Würenlingen. Chapters 6 and
nuclear facility in Switzerland.
7 cover the nuclear facilities at the Paul Scherrer
The legislative framework for the ENSI area of
Institute and the research reactors at the University
responsibility is as follows: the Nuclear Energy Act
of Basel and the Federal Institute of Technology
(NEA), the Nuclear Energy Ordinance (NEO), the
in Lausanne. Chapter 8 deals with the transport
Radiological Protection Act (StSG – only availa-
of radioactive materials to and from Swiss nuclear
ble in German), the Radiological Protection Ordi-
facilities. Chapter 9 describes the work associated
nance (StSV – only available in German) together
with the Sectoral Plan for Deep Geological Reposi-
with other ordinances and regulations on reac-
tories for radioactive waste and Chapter 10 deals
tor safety, the training of personnel, emergency
with generic issues relevant to all facilities, includ-
preparedness, the transport of radioactive mate-
ing for example probabilistic safety analyses. The
rials and the deep geological repository. Build-
Appendix contains a series of explanatory tables
ing on this legislative framework, ENSI formulates
and diagrams.
and updates its own guidelines. These guidelines
stipulate the criteria for evaluating both the current activities and future plans of the operators of
Nuclear power plants
nuclear facilities. Table 10 in the Appendix to this
report gives an overview of the guidelines. The
In 2011, all five nuclear power reactors in Swit-
current guidelines are also available on the ENSI
zerland (Beznau Units 1 and 2, Mühleberg, Gös-
website (www.ensi.ch).
gen and Leibstadt) were operated safely and
ENSI concluded that they had complied with their
ENSI produces regular reports on its regulatory
approved operating conditions. Licensees com-
activities and nuclear safety in Swiss nuclear facili-
plied with their statutory obligations to provide
ties. It fulfils its statutory obligation to provide the
reports to ENSI. All plants were rated as possess-
public with information on particular events and
ing good nuclear safety.
17
In 2011, there were 27 reportable events divided
Federal Interim Storage Facility was filled up to
as follows amongst the nuclear power plants in
85 %.
Switzerland: 7 events at Beznau, 5 at Gösgen, 11
From the radiological standpoint, decommission-
at Leibstadt und 4 at Mühleberg.
ing work at the two research reactors DIORIT and
On the international INES scale of 0 to 7, ENSI
SAPHIR progressed correctly. There were no fur-
rated 26 of the 27 events in nuclear power plants
ther irradiation experiments during 2011 at the
last year as Level 0. One event – at the Mühleberg
PROTEUS research reactor and operational activ-
nuclear power plant – was rated as INES Level 1.
ities were restricted to routine maintenance and
This related to a potential blockage of the emer-
checks.
gency water intake system in the event of extreme
During 2011, there were three reportable events
flooding. As a result, the operators BKW, shut
at PSI relevant to nuclear safety. All were rated as
down the Mühleberg plant ahead of the sched-
INES Level 0. ENSI recorded one reportable event
uled maintenance date and upgraded the system.
at the research reactor at the Federal Institute of
ENSI evaluates the safety of each nuclear power
Technology in Lausanne and none at the Univer-
plant by conducting a systematic safety evalua-
sity of Basel.
tion. This takes account of both reportable events
ENSI concluded that the nuclear facilities at PSI
and other findings, in particular the results of the
and the research reactors at Lausanne and Basel
more than 400 inspections conducted by ENSI dur-
had complied with their approved operating con-
ing 2011.
ditions during 2011.
Central Interim Storage Facility
Würenlingen
Release of radioactive materials
Last year, the amount of radioactive material
The Central Interim Storage Facility of ZWILAG
released into the environment via waste water
at Würenlingen consists of several interim stor-
and exhaust air from nuclear power plants, the
age halls, a conditioning plant and a plasma plant
Central Interim Storage Facility, the PSI and the
(incineration/melting plant). At the end of 2011,
nuclear facilities at Basel and Lausanne was con-
the cask storage hall contained 34 transport/stor-
siderably less than the limits specified in the oper-
age casks with fuel assemblies and vitrified resi-
ating licenses. They resulted in maximum calcu-
due packages as well as six casks with decom-
lated doses, including for those residents in the
missioned waste from the experimental nuclear
immediate vicinity of a plant, of less than 1 % of
power plant at Lucens. At the end of 2011, about
the annual exposure to natural radiation.
17 % of the capacity of the HLW store had been
used and about 23 % of the ILW store.
During the year, ZWILAG conducted two cam-
Transport of radioactive materials
paigns to incinerate and melt radioactive waste.
ENSI recorded no reportable events at ZWILAG
As a result of the 10-year moratorium, no spent
during 2011.
fuel assemblies can be transported abroad until
ENSI concluded that ZWILAG had complied with
2016. During 2011, two consignments of com-
its approved operating conditions during 2011.
pacted reprocessing waste were transported from
La Hague in France to the Central Interim Storage Facility in Würenlingen. The consignments of
Paul Scherrer Institute (PSI) and
the research reactors at Basel and
Lausanne
fuel assemblies and radioactive waste were transported in accordance with the limits specified in
the regulations on the transport of hazardous
waste and radiological protection.
ENSI is also responsible for the surveillance of the
nuclear facilities at the Paul Scherrer Institute (PSI),
such as the research reactor PROTEUS, the hot lab-
Geological repository
oratory, the collection point for radioactive waste
from medicine, industry and research and the Fed-
As part of Stage 1 of the Sectoral Plan for the deep
eral Interim Storage Facility. The capacity of the
geological repository, NAGRA proposed six pos-
18
sible locations for the geological repository for
During 2011, NAGRA, in association with interna-
low and medium-level waste and three for high-
tional partners, continued its geological research
level waste. ENSI reviewed the procedure used by
at the Rock Laboratories of Grimsel (crystalline
NAGRA and found it to be both transparent and
rock) and Mont Terri (Opalinus clay). For its part,
understandable. It approved the proposed loca-
ENSI is conducting an experiment at Mont Terri to
tions and recommended that they now progress to
determine the geo-mechanical behaviour of the
Stage 2 of the Sectoral Plan. The main ENSI demand
Opalinus clay. In addition, it is participating in two
was for more information on the host rock. In addi-
other experiments: one to determine the drying-
tion, ENSI demanded a systematic description of
out behaviour of the tunnel walls of Opalinus clay
the hydraulic flow paths for the various locations
another to evaluate a new method for measuring
and in-depth studies of structural issues.
porosity.
19
Blick auf das
Kernkraftwerk Beznau.
Foto: ENSI
1. Kernkraftwerk Beznau
1.1 Überblick
zusammengestellt. Figur 7a zeigt das Funktionsschema einer Druckwasserreaktor-Anlage.
Das Betriebsjahr 2011 war im Kernkraftwerk Bez-
Im Block 1 kam es zu drei meldepflichtigen Vor-
nau (KKB) durch einen weitgehend ungestörten
kommnissen. Sie wurden alle der Stufe 0 der inter-
Volllastbetrieb geprägt. Das ENSI stellt fest, dass
nationalen Ereignisskala INES zugeteilt.
das KKB die bewilligten Betriebsbedingungen
Im Block 1 dauerte der Revisionsstillstand 13 Tage
immer eingehalten hat. Das ENSI beurteilt die
und diente primär dem Brennelementwechsel.
Sicherheit des KKB im Jahr 2011 in beiden Blöcken
Im Block 2 kam es zu vier meldepflichtigen Vor-
hinsichtlich Auslegungs-Vorgaben als gut, hin-
kommnissen. Sie wurden alle der Stufe 0 der inter-
sichtlich Betriebs-Vorgaben als hoch, hinsichtlich
nationalen Ereignisskala INES zugeteilt.
Zustand und Verhalten der Anlage als gut sowie
Während des 50-tägigen Revisionsstillstands
hinsichtlich Zustand und Verhalten von Mensch
wurden unter anderem Brennelemente ausge-
und Organisation als hoch.
wechselt sowie die Hauptleitungen des primären
Das KKB umfasst zwei weitgehend baugleiche
Nebenkühlwassersystems und ausserhalb des
Zwei-Loop-Druckwasserreaktor-Blöcke (KKB 1 und
Containments liegende Teile der Frischdampflei-
KKB 2), die in den Jahren 1969 bzw. 1971 den
tungen ersetzt. Daneben wurden insbesondere
Betrieb aufnahmen. Die elektrische Nettoleistung
System- und Komponententests beim Abfahren
beträgt in beiden Blöcken jeweils 365 MW. Wei-
sowie beim Wiederanfahren der Anlage durch-
tere Daten sind in den Tabellen 1 und 2 im Anhang
geführt.
21
Im Berichtsjahr 2011 sind in beiden Blöcken keine
betrieb. Damit im Falle einer erneuten, gleichar-
Brennelementschäden aufgetreten.
tigen Störung die Ursache genauer eingegrenzt
Der Dosisgrenzwert der Strahlenschutzverordnung
werden kann, wurde temporär eine zusätzliche
für beruflich strahlenexponierte Personen wurde
Überwachungsinstrumentierung eingesetzt.
eingehalten. Die radioaktiven Abgaben über die
❚ Am 16. Juni 2011 wurden an der Dichtschweiss
Abluft in Form von Aerosolen, Iod und Edelgasen
naht des Rückschlagventils der Hilfssprühung an
lagen deutlich unterhalb der in der Betriebsbewilli-
drei Stellen geringe Borsäureablagerungen fest-
gung festgelegten Grenzwerte. Die dadurch verur-
gestellt. Alle drei Ablagerungen waren deut-
sachten zusätzlichen Strahlendosen für die Bevöl-
lich kleiner als 1 cm3. Eine Farbeindringprü-
kerung sind verglichen mit der natürlichen Strah-
fung nach der Entfernung der Ablagerungen
lenexposition unbedeutend.
zeigte keinen Befund. Die Schweissnaht dient
Der Anfall radioaktiver Rohabfälle entsprach dem
der Abdichtung des darunter liegenden Gewin-
aufgrund der durchgeführten Arbeiten zu erwar-
des des eingeschraubten Deckels und zusätzlich
tenden Umfang.
der Sicherung der Verschraubung. Sie hat keine
Das ENSI hat im Rahmen seiner Aufsicht 102
tragende Funktion. Die drucktragende Funk-
Inspektionen durchgeführt. Wo erforderlich, ver-
tion wird durch das Gewinde übernommen. In
langte das ENSI Verbesserungsmassnahmen und
der Umgebung der Armatur gibt es keine ferri-
überwachte deren Umsetzung.
tischen Komponenten, die durch eine allfällige
Vier Reaktoroperateure und zwei Schichtchefs
Tropfleckage beschädigt werden könnten. Das
bestanden ihre Zulassungsprüfung.
Rückschlagventil wird im laufenden Betriebszyk
lus periodisch inspiziert. Die bisherigen Inspektionen haben keinen Befund ergeben.
1.2 Betriebsgeschehen
❚ Im Rahmen eines wöchentlichen Tests wurde am
27. September 2011 die Nichtverfügbarkeit der
Die Blöcke KKB 1 und KKB 2 erreichten im Jahr
Stabpositionsanzeige von vier Stäben der Regel-
2011 eine Arbeitsausnutzung von 96,0 % bzw.
bank A festgestellt. Ursache war eine defekte
85,7 % und eine Zeitverfügbarkeit von 96,6 %
Elektronikkarte. Die Elektronikkarte wurde aus-
bzw. 86,3 %, wobei der unproduktive Anteil
getauscht und die korrekte Funktion der Stab-
jeweils im Wesentlichen auf den Revisionsstill-
positionsanzeige überprüft. Alle Steuerstäbe
stand zurückzuführen war.
befanden sich während des Vorkommnisses
Die Zeitverfügbarkeiten und die Arbeitsausnut-
in ihrer vorgesehenen Position. Die Schnellab-
zungen der letzten zehn Jahre sind in Figur 1 dar-
schaltfunktion, bei deren Auslösung sämtliche
gestellt. Die ausgekoppelte Wärme für das regio-
Steuerstäbe in den Reaktorkern einfallen, ist
nale Fernwärmenetz (REFUNA) belief sich im Jahr
unabhängig von der Stabpositionsanzeige und
2011 auf insgesamt 170,4 GWh.
war damit jederzeit gewährleistet.
Im Block 1 dauerte der Revisionsstillstand 13 Tage,
Im Block 2 ereigneten sich in diesem Jahr vier Vor-
im Block 2 50 Tage.
kommnisse. Alle wurden der Stufe 0 der internati-
Im Block 1 ereigneten sich 2011 drei meldepflich-
onalen Ereignisskala INES zugeteilt.
tige Vorkommnisse, welche vom ENSI der Stufe 0
❚ Am 13. Juli 2011 führte eine Störung im Regel-
der internationalen Ereignisskala INES zugeteilt
kreis einer Kälteanlage zu einer kurzzeitigen
wurden. Für die systematische Sicherheitsbewer-
Nichtverfügbarkeit. Die betroffene Kälteanlage
tung wird auf Kap. 1.8 verwiesen, für die risiko-
dient der Raumkühlung des Notstandgebäudes.
technische Beurteilung auf Kap. 10.1.
Die Störung wurde innert 35 Minuten beho-
❚ Am 30. April 2011 führte eine Störung im Regel-
ben. Die Ursache konnte nicht eindeutig ermit-
kreis der Rückkühlung einer Kälteanlage zu
telt werden. Angesichts der kurzen Dauer hatte
einem kurzzeitigen Ausfall der beiden Kälte-
die Störung keinen Einfluss auf die Verfügbar-
kompressoren. Die betroffene Kälteanlage dient
keit der Notstandsysteme und auf den Anlage-
der Raumkühlung des Notstandgebäudes. Die
betrieb. Damit im Falle einer erneuten vergleich-
22
Störung wurde nach einer halben Stunde beho-
baren Störung die Ursache genauer eingegrenzt
ben. Die Ursache konnte nicht eindeutig ermit-
werden kann, wurde temporär, wie im Block 1,
telt werden. Angesichts der kurzen Dauer hatte
eine
die Störung keinen Einfluss auf die Verfügbar-
rung eingesetzt. Bis Ende 2011 kam es in keinem
keit der Notstandsysteme und auf den Anlage-
Block zu einem weiteren Ausfall der Kälteanlage.
zusätzliche
Überwachungsinstrumentie-
❚ Im Rahmen der Alterungsüberwachung wurden
kommnisses in ihrer vorgesehenen Position. Die
die Eigenbedarfstransformatoren zweier 6-kV-
Schnellabschaltfunktion ist unabhängig von der
Gruppenschienen zu Beginn der Revisionsab-
Stabpositionsanzeige und war damit jederzeit
stellung ausgebaut. Um die zeitliche Nichtver-
gewährleistet.
fügbarkeit gering zu halten, wurden die drei
Eine Zusammenstellung von Vorkommnissen der
ausgebauten Transformatoren (einer pro Phase)
vergangenen zehn Jahre ist im Anhang in Figur 2
einer Gruppenschiene durch Reservetransfor-
dargestellt. Eine Übersicht über die meldepflichti-
matoren ersetzt. Zwei dieser Reservetransforma-
gen Vorkommnisse im Berichtsjahr findet sich in
toren waren in fabrikneuem Zustand. Der dritte
Tabelle 4.
Transformator war in der Vergangenheit schon
einmal für ein Jahr im Block 1 in Betrieb gewesen. Beim Start einer Speisewasserpumpe am
1.3 Anlagetechnik
26. September 2011 löste der Differenzialschutz
eines Transformators aus. Die Gruppenschiene
1.3.1 Revisionsarbeiten
und damit die von ihr versorgte 400-V-Schiene
Der Block 1 wurde vom 7. bis 20. Juni 2011 vom
21BDH wurden spannungslos. Dadurch war
Netz getrennt und für den Brennelementwech-
die Versorgung der nicht in Betrieb stehenden
sel abgestellt. Weitere Arbeiten waren System-
Brennelementlager-Umwälzpumpe B für ca. 15
und Komponententests beim Abfahren sowie
Minuten unterbrochen. Die Betriebsbereitschaft
beim Wiederanfahren der Anlage. Am RDB wur-
der Umwälzpumpe B wurde durch die Versorgung mit einer anderen Schiene wieder sichergestellt. Ursache der Störung waren an den
fabrikneuen Transformatoren zum Schutz der
Stromwandler temporär installierte elektrische
Kurzschlussbrücken. Diese waren bei der Montage nicht ausgebaut worden. Die Brennelementlagerkühlung war jederzeit gewährleistet,
da die in Betrieb stehende Umwälzpumpe A von
einer nicht betroffenen Schiene versorgt wird.
Die Kurzschlussbrücken wurden entfernt und so
der ordnungsgemässe Zustand hergestellt.
❚ Am 17. Dezember 2011 trat während des
monatlichen Probelaufs der Notstand-Umluftkühler beim Start des Ventilators eine Störungsmeldung auf. Der Umluftkühler dient im Notstandsfall der Kühlung von zwei Räumen mit
elektromechanischen Anlagen. Ursache war
ein Erdschluss im Klemmenkasten des Ventilatormotors. Nach Behebung des Isolationsschadens konnte der Probelauf erfolgreich durchgeführt werden.
❚ Am 29. Dezember 2011 wurde im Kommando-
raum die Nichtverfügbarkeit der Stabpositionsanzeige von vier Stäben der Regelbank B festgestellt. Als Fehlerursache wurde – wie beim
Vorkommnis in Block 1 vom 27. September
2011 – eine defekte Elektronikkarte ermittelt.
Die Elektronikkarte wurde ausgetauscht und
die korrekte Funktion der Stabpositionsanzeige
überprüft. Die defekten Karten wurden jeweils
vom Hersteller untersucht, wobei sich keine Hinweise auf systematische Fehler ergaben. Alle
Steuerstäbe befanden sich während des Vor-
23
BrennelementLagerbecken. Foto: KKB
den visuelle Prüfungen durchgeführt, insbeson-
untersucht. Es wurden weder Rissanzeigen noch
dere am RDB-Deckel, an den Regelstabantrieben
Leckagepfade festgestellt.
und an den Regelstab-Antriebsstangengehäusen.
❚ Die Mischnähte von sieben Deckeldurchfüh-
Zusätzlich wurden die Lippendichtschweissnähte
rungen des RDB wurden mit einem mechanisier-
der Regelstab-Antriebsstangengehäuse in die
ten Wirbelstromprüfsystem von der Unterseite
Prüfungen einbezogen. Es wurden keine bewer-
des Deckels aus geprüft. Ziel war die Untersu-
tungspflichtigen Anzeigen festgestellt. An den
chung auf Spannungsrisskorrosion und Ermü-
Lippendichtschweissnähten wurden keine Borsäu-
dungsrisse an der inneren Oberfläche der Misch-
reablagerungen gefunden.
nähte und des angrenzenden Grundwerkstoffes.
An einem Rückschlagventil im Hilfssprühsystem
Es
wurden Borsäureablagerungen gefunden (vgl.
Anzeigen.
❚ An den Lippendichtschweissnähten der Regel-
Kap. 1.2).
Im Rahmen der Wiederholungsprüfungen elekt
stab-Antriebsstangengehäusen wurden visuelle
rischer Ausrüstungen wurden alle von der Tech-
Prüfungen durchgeführt. Es wurden keine Bor-
nischen
Spezifikation
verlangten
wiederkeh-
renden Funktionskontrollen und Prüfungen an
säureablagerungen festgestellt.
❚ Die Heizrohre der beiden Dampferzeuger wur-
elektrischen und leittechnischen Ausrüstungen
den mit einem mechanisierten Wirbelstromprüf-
erfolgreich durchgeführt.
system geprüft. Die Prüfungen untersuchten
Im Revisionsstillstand des Blocks 2 vom 12. August
die Heizrohre auf Ermüdungsrisse und Span-
bis 1. Oktober 2011 wurden geplante Tätigkeiten
nungsrisskorrosion an den inneren und äus-
wie Brennelementwechsel, Inspektionen mecha-
seren Rohroberflächen sowie auf Wanddicken-
nischer und elektrischer Einrichtungen, zerstö-
schwächungen der Rohre infolge von Abrieb im
rungsfreie Werkstoffprüfungen, wiederkehrende
Bereich der Stützkonstruktion. Die Prüfungen
Funktionsprüfungen an Komponenten und Sys
ergaben keine bewertungspflichtigen Anzeigen.
temen sowie Instandhaltungs- und Änderungs-
❚ Bei der Prüfung der Kerninstrumentierungs-
arbeiten durchgeführt. In Ergänzung zu den Revi-
rohre ergab sich ein Befund, der auf einen deut-
sionsarbeiten wurden zahlreiche Anlagenände-
lichen lokalen Wandstärkenabtrag hinwies. Als
rungen vorgenommen (vgl. Kap. 1.3.2).
Erstmassnahme hat das KKB entschieden, das
Nachfolgend sind die wichtigsten zerstörungs-
betroffene Instrumentierungsrohr nicht mehr
freien Prüfungen aufgeführt:
zu verwenden und zu verschliessen. Das ENSI ist
❚ Mit einem qualifizierten Ultraschall-Prüfsystem
mit dem Vorgehen einverstanden, hat aber ein
wurden am RDB die Deckeldurchführungsrohre
Pumpen im
Primärteil des
Notstandsgebäudes.
Foto: KKB
ergaben sich keine registrierpflichtigen
Instandhaltungskonzept verlangt.
im Bereich der Einschweissnähte auf axial- und
❚ An sieben von zehn Engspaltschweissnähten
umfangsorientierte Risse und Leckagepfade
der Hauptkühlmittelleitungen wurden mechanisierte Ultraschallprüfungen durchgeführt. Es
wurde dabei besonders auf betriebsinduzierte
Fehler längs und quer zur Schweissnaht geachtet. Es ergaben sich keine bewertungspflichtigen Anzeigen.
❚ Die plattierte Innenoberfläche des Druckhalters
wurde in ausgewählten Bereichen einer indirekten visuellen Prüfung mit einem Kamera
system unterzogen. Die gezielte Prüfung auf
Oberflächenfehler umfasste die Bereiche der
rostfreien Plattierung im mittleren Übergangsbereich von der Dampfphase zur flüssigen Phase
im Normalbetrieb sowie die Kanten der Instrumentierungsstutzen und der Entlastungsstutzen.
Es zeigten sich keine bewertungspflichtige Auffälligkeiten.
Im Rahmen der Wiederholungsprüfungen elekt
rischer Ausrüstungen wurden alle von der Technischen
24
Spezifikation
verlangten
wiederkeh-
renden Funktionskontrollen und Prüfungen an
werden. Dazu wurde der Anschluss zum Kanal
elektrischen und leittechnischen Ausrüstungen
der Turbogruppe 21 erstellt und die zugehö-
erfolgreich durchgeführt.
rigen Armaturen eingebaut. Die Inbetriebnahme
erfolgt aber erst nach der Realisierung der ent-
1.3.2 Anlageänderungen
sprechenden Massnahme im Block 1.
Im Block 1 wurden folgende Anlageänderungen
❚ Im Rahmen des altersbedingten Ersatzes der
durchgeführt:
gesamten elektrischen Installationen der Rund-
❚ Um den Zustand des Blocktransformatorenöls
laufkrane und dem Ersatz der Krankatzen bei-
laufend zu überwachen, wurde ein System zur
der Blöcke wurde der Rundlaufkran des Blocks 2
Messung des Gas- und Wassergehalts installiert.
umfassend saniert. Die Arbeiten bestanden aus
Es ergänzt die statische Probenanalyse während
dem Ersatz der bestehenden Krankatze durch
der Revisionsstillstände.
eine neu konstruierte Krankatze mit von 93 t auf
❚ Im Rahmen des Ersatzes der elektrischen Instal-
100 t erhöhter Traglast, dem Austausch sämt-
lationen des Rundlaufkrans und dem Ersatz der
licher elektrischer Installationen inklusive Kran-
Krankatze wurden Vorbereitungsarbeiten aus-
steuerung sowie der Sanierung der bestehen-
geführt.
den Kranbrücke. Die mechanische Auslegung
Im Block 2 wurden folgende Anlageänderungen
der Katze erfolgte neu nach dem KTA-Regel-
durchgeführt:
werk und erfüllt somit einen höheren Sicher-
❚ Alle Bögen und die geraden Rohre der Frisch-
dampfleitungen im Bereich zwischen den Con-
heitsstandard als bisher.
❚ Die 125 Niederspannungs-Leistungsschalter wer-
tainmentdurchdringungen und den Schnell-
den in einem Zeitraum von fünf Jahren ersetzt.
schlussarmaturen wurden ersetzt. Die Leitungen
Während des Revisionsstillstands 2011 wurden
wurden erneuert, da in den Jahren 2006 und
36 Schalter in den klassierten Schaltanlagen aus-
2007 herstellungsbedingte lokale Unterschrei-
gewechselt.
tungen der rechnerischen Mindestwandstärke
Die geänderten Systeme und Komponenten wur-
festgestellt worden waren. Der Weiterbetrieb
den vor dem Wiederanfahren der Anlage getestet
wurde damals durch das ENSI befristet freige-
und funktionierten einwandfrei.
geben. Bei der Kontrolle der Arbeiten wurde
an einer Schweissnaht zwischen Alt- und Neuleitung wieder eine lokale Wanddickenschwä-
1.3.3 Brennelemente, Steuerstäbe
und Reaktorkern
chung festgestellt. Ursache waren nicht sachge-
Im Betriebszeitraum traten keine Defekte an
mäss durchgeführte Schleifarbeiten nach dem
Brennelementen auf. Die Integrität der ersten Bar-
Schweissen. Die Unterschreitung lässt nur einen
riere zum Schutz gegen den Austritt radioaktiver
befristeten Weiterbetrieb der Rohrleitung zu.
Stoffe war somit gegeben.
Die Reparatur findet 2013 statt.
❚ Jeweils eine der doppelt vorhandenen Contain-
ment-Absperrarmaturen beim Ringraum-Rückpumpsystem und beim Aktivitätsüberwachungssystem wurde in das Containment versetzt. Diese
Anlageänderung führt zu einer Verbesserung der
Erdbebensicherheit der Containmentisolation.
❚ Die Leitungen des primären Nebenkühlwasser
systems waren grösstenteils aus Kohlenstoffstahl gefertigt und seit 40 Jahren ununterbrochen im Einsatz. Unter dem Einfluss des
sauerstoffreichen
Aarewassers
Wanddickenschwächungen
musste
durch
mit
Korrosion
und Leckagen gerechnet werden. Deshalb wurden alle Hauptleitungen des Systems durch solche in rostfreier Qualität ersetzt. Zur Verbesserung der Wasserversorgung bei Anlagestillständen soll zukünftig der stillstehende Block aus
dem Zulaufkanal des laufenden Blocks versorgt
25
Notstand-Sicherheits
einspeisepumpe. Foto: KKB
Die Blöcke 1 und 2 des KKB werden mit je 121
bereiten, erachtet das ENSI vor dem Hintergrund
Brennelementen betrieben. Während der Revi-
der Erkenntnisse aus Japan als nicht ausreichend.
sionsstillstände wurden in beiden Blöcken je 20
❚ Die vorhandenen anlageinternen Notfallmass-
abgebrannte durch 20 neue Brennelemente
nahmen zur Gewährleistung des Wasserinven-
ersetzt. Bei den neuen Brennelementen handelt
tars und zum Abführen der Nachwärme bei Aus-
es sich um Brennelemente mit wiederaufgear-
fall der Kühlung der Brennelementbecken sind
beitetem Uran (WAU), das bis zu 4,65 Gewichts-
aus Sicht des ENSI nicht abdeckend. Für Situ-
prozent Spaltstoff aufweist. Der Reaktorkern des
ationen, in denen die Becken nur erschwert
Blocks 1 enthält im 40. Betriebszyklus 5 Uran-
zugänglich sind oder die Lüftung im Brennele-
Brennelemente, 108 WAU-Brennelemente und
mentlager nicht verfügbar ist, sind weitere Vor-
8 Brennelemente mit Uran/Plutonium-Mischoxid
kehrungen zu treffen.
(MOX). Der Reaktorkern des Blocks 2 enthält im
Das ENSI verlangte vom KKB bis zum 31. August
38. Zyklus 97 WAU- und 24 MOX-Brennelemente.
2011 geeignete Lösungsansätze.
Entsprechend
Steuerstab-
Am 30. Juni 2011 reichte das KKB den geforderten
dem
langfristigen
Inspektionsprogramm wurde während der Revisi-
Nachweis der Beherrschung eines 10 000-jähr-
onsabstellung die Wirbelstromprüfung sämtlicher
lichen Hochwassers ein. In seiner Stellungnahme
Steuerstäbe von Block 2 durchgeführt. Die Prü-
vom 31. August 2011 ist das ENSI zum Ergeb-
fung ergab, dass sich nach einer Einsatzdauer von
nis gekommen, dass das KKB den Nachweis
18 bis 22 Jahren alle Stäbe in einem einsatzfähigen
unter den vom ENSI gesetzten Randbedingungen
Zustand befinden.
erbracht hat.
Die Reaktorkerne beider Blöcke sind im Berichts-
In Erfüllung der Verfügung vom 5. Mai 2011 hat
zeitraum auslegungsgemäss und im bewilligten
das KKB fristgerecht am 31. August 2011 die
Rahmen betrieben worden. Die neuen Kernbe-
geplanten weiteren Nachrüstungen dargelegt.
ladungen erfüllten die Anforderungen. Das Wie-
Diese umfassen die Verbesserung des Erdbe-
deranfahren beider Blöcke verlief einwandfrei
benverhaltens der Brennelementlager-Gebäude,
und wurde vor Ort durch das ENSI inspiziert. Die
die Errichtung eines zusätzlichen Kühl- und
Ergebnisse der reaktorphysikalischen Messungen
Nachspeisesystems
stimmten gut mit den Ergebnissen der Kernausle-
cken, die Erweiterung des bestehenden alter-
für
die
Brennelementbe-
gungsberechnungen überein. Die Betriebsgrenzen
nativen Brennelementbecken-Kühlsystems um
wurden eingehalten.
eine Nachspeisemöglichkeit, die Nachrüstung
1.3.4 Massnahmen nach Fukushima
damit auch Wärme aus dem Brennelementla-
Wie im Kapitel 10.3 dargestellt, forderte das ENSI
ger-Gebäude abzuführen, und die Nachrüstung
aufgrund des Unfalls von Fukushima bis zum 31.
einer störfallfesten Instrumentierung für die Füll-
einer Druckentlastungsleitung, um Dampf und
März 2011 einen ersten Bericht zu Fragen der
stands und Temperaturüberwachung der Brenn-
Auslegung bezüglich Erdbeben und Überflutung,
elementbecken. Das ENSI hat am 11. November
den das KKB fristgerecht einreichte. Aufgrund des
2011 den vorgelegten Zeitplan zur Umsetzung
Berichts bezeichnete das ENSI in seiner Verfügung
der geplanten Massnahmen für angemessen
vom 5. Mai 2011 folgende verbesserungsbedürf-
erachtet und das KKB aufgefordert, die erforder-
tigen Punkte:
lichen Antragsunterlagen der Hierarchiestufe 1
26
❚ Das Erdbebenverhalten des Nebengebäudes B
bis Ende Dezember 2011 einzureichen. Das KKB
(Brennelementlager) ist verbesserungsbedürf-
hat entsprechende Unterlagen fristgerecht ein-
tig. Ein Erdbeben könnte zum Versagen einer
gereicht.
nicht tragenden Backsteinwand führen. Die
Das KKB hat entsprechend der in Kapitel 10.3
Tragfähigkeit des Gebäudes wird dadurch nicht
erwähnten ENSI-Verfügung vom 1. Juni 2011 frist-
gefährdet, doch ist zum Schutz der Brennele-
gerecht am 31. Oktober 2011 einen Bericht zur
mente eine Massnahme notwendig.
Neubewertung der Sicherheitsmargen im Rahmen
❚ Im KKB steht kein gegen Erdbeben und Überflu-
des EU-Stresstests vorgelegt. Das ENSI hat am 31.
tung ausreichend geschütztes System zur Küh-
Dezember 2011 der EU einen nationalen Bericht
lung der Brennelementbecken zur Verfügung.
eingereicht.
Für den Fall eines schweren Erdbebens oder
Aufgrund der Erkenntnisse aus Fukushima führte
einer schweren Überflutung ausschliesslich vor
das ENSI im KKB zusätzliche Inspektionen durch:
Ort durchzuführende Handmassnahmen vorzu-
Am 25. Mai 2011 überprüfte das ENSI die für
Auslegungsstörfälle und auslegungsüberschrei-
gen, dass bei unterschiedlichen Zonentypen die
tende Störfälle getroffenen Vorsorgemassnahmen
Luft stets in Richtung der höher eingestuften Zone
zur Kühlung der Brennelementbecken. Verbesse-
strömt. An der Notschleuse bestanden unzuläs-
rungsbedarf stellte das ENSI fest hinsichtlich der
sige Druckverhältnisse mit einer Luftströmung aus
Vorgaben für den Fall einer gestörten Rückleitung
dem Containment in das Hilfsanlagengebäude.
des Kühlwassers aus dem Brennelementbecken
Das ENSI hat diesen Zustand als Abweichung
und hinsichtlich der periodischen Funktionsprü-
bewertet. Das KKB wurde aufgefordert, eine kor-
fung des alternativen Brennelementbecken-Kühl-
rekte Unterdruckstaffelung sicherzustellen. Diese
systems.
Forderung wurde erfüllt.
In einer am 18. November 2011 durchgeführten
Die übrigen Inspektionsergebnisse haben gezeigt,
Schwerpunktinspektion des Systems zur gefil-
dass der Strahlenschutz im KKB sonst gut funk-
terten Druckentlastung des Containments identi-
tioniert und dem Optimierungsprinzip entspricht.
fizierte das ENSI punktuellen Verbesserungsbedarf
Das Abfahren zum geplanten Brennelementwech-
hinsichtlich der Einsatzbedingungen für Personal,
sel im Block 1 verlief ohne Hinweise auf Brenn
das Schalthandlungen am Druckentlastungssys
elementschäden. Die akkumulierte Kollektivdosis
tem vornehmen muss. Dieser Verbesserungsbe-
von 104 Pers.-mSv lag nahe bei der Planungsdosis
darf betrifft Vorkehrungen für die Beleuchtung
von 100 Pers.-mSv.
bei einem Stromausfall und Vorkehrungen zur
Im Block 2 wurde im Berichtsjahr eine vergleichs-
Minimierung der Aufenthaltszeit in Bereichen mit
weise lange Revisionsabstellung durchgeführt.
erhöhter Strahlung.
Das Abfahren verlief wie im Block 1 ohne Hinweise
Das ENSI verlangte entsprechende Abklärungen
auf Brennelementschäden. Die Kollektivdosis des
und Korrekturmassnahmen.
Personals für die Revision wurde mit 425 Pers.mSv geplant, akkumuliert wurden 399 Pers.-mSv.
Durch engagiertes und erfahrenes Eigenpersonal
1.4 Strahlenschutz
und mit einem erhöhten Fremdpersonalbestand
wirkte das KKB der seit 2010 engen Personalsi-
Im Kalenderjahr 2011 wurden im KKB folgende
tuation in der Leitung des operationellen Strah-
Kollektivdosen ermittelt:
lenschutzes entgegen, so dass im Berichtsjahr die
Aktionen
KKB 1
KKB 2
KKB 2
KKB 1 und 2
Aktionen
KKB 1
Revisionsstillstand
104 Pers.-mSv 399 Pers.-mSv 503 Pers.-mSv
Leistungsbetrieb
39 Pers.-mSv
35 Pers.-mSv
KKB 3
74 Pers.-mSv
Jahreskollektivdosis 143 Pers.-mSv 434 Pers.-mSv 577 Pers.-mSv
administrativen und technischen Strahlenschutzund Überwachungsaufgaben adäquat ausgeübt werden konnten. Die Erhöhung des Fremdpersonalbestands war auch deshalb notwendig,
weil der Eigenpersonalbestand in Anbetracht der
umfangreichen strahlenschutzrelevanten Arbeiten
während der Revisionen zu gering war. Das ENSI
Im Kalenderjahr 2011 wurde in den beiden
stellt fest, dass das KKB bestrebt ist, zukünftig gut
Blöcken des KKB eine Kollektivdosis von 577
qualifiziertes, erfahrenes und motiviertes Strah-
Pers.-mSv verzeichnet. Die höchste im KKB regis-
lenschutzfachpersonal für den längerfristigen Nor-
trierte Individualdosis betrug 7,5 mSv und lag
malbetrieb der Doppelblockanlage und für die
deutlich unterhalb des Dosisgrenzwerts nach
geplanten anspruchsvollen Revisionen zur Verfü-
Strahlenschutzverordnung für beruflich strahlen
gung zu haben.
exponierte Personen von 20 mSv pro Jahr. Das
Die radioaktiven Abgaben über die Abluft in Form
entsprechende betriebseigene Planungsziel von
von Aerosolen, Iod und Edelgasen lagen deutlich
maximal 10 mSv pro Person und pro Jahr wurde
unterhalb der in der Betriebsbewilligung festge-
eingehalten. Es wurden weder Personenkonta-
legten Grenzwerte. Die gleiche Aussage gilt auch
minationen, die nicht mit herkömmlichen Mitteln
für die radioaktiven Abgaben mit dem Abwasser.
entfernt werden konnten, noch Inkorporationen
Die für Druckwasserreaktoren typischen Tritium-
über der Triageschwelle gemäss Dosimetrieverord-
Abgaben des KKB betrugen rund 12 % des Jahres-
nung festgestellt.
grenzwerts. Die quartalsweise vom ENSI durchge-
Das ENSI hat bei einer Inspektion festgestellt, dass
führten Kontrollmessungen von Abwasserproben
die Unterdruckstaffelung im Sicherheitsgebäude
sowie Iod- und Aerosolfiltern zeigten Übereinstim-
des KKB 2 nicht den generellen Anforderungen
mung mit den vom KKB gemeldeten Analyseer-
an die kontrollierte Zone entsprach. Diese verlan-
gebnissen.
27
als von 1 mSv pro Jahr für Wohn- und Aufenthaltsräume und von 5 mSv pro Jahr für andere Bereiche
wurden eingehalten.
Für detailliertere Angaben zur radiologischen Situation innerhalb und ausserhalb der Anlage Beznau
wird auf den Strahlenschutzbericht 2011 des ENSI
verwiesen.
1.5 Radioaktive Abfälle
Radioaktive Rohabfälle fallen im KKB regelmässig aus den Wasserreinigungssystemen sowie der
Abgas- und Fortluftreinigung an. Weitere Abfälle
stammen aus dem Austausch von Komponenten
bei Instandhaltungs-, Umbau- oder Nachrüstmassnahmen und den dabei verwendeten Verbrauchsmaterialien. Der Anfall an radioaktiven Rohabfällen (vgl. Tabelle 8) war im Berichtsjahr mit 26 m3
geringer als im Vorjahr. Der Anfall bewegt sich in
der mehrjährigen Schwankungsbreite auf einem
niedrigen Niveau.
Die radioaktiven Rohabfälle werden gesammelt,
kampagnenweise konditioniert und anschliessend zwischengelagert. Die im KKB vorhandenen
unkonditionierten Abfälle sind in dafür vorgesehenen Räumlichkeiten der kontrollierten Zone
Arbeiten über dem
BrennelementLagerbecken.
Foto: KKB
aufbewahrt
(Nebenanlagengebäude,
ZWIBEZ).
Aus den tatsächlich über die Abluft und das
Der Bestand an unkonditionierten Abfällen liegt
Abwasser abgegebenen radioaktiven Stoffen
im KKB mit 71 m3 unter dem Fünfjahresmittelwert.
berechnete das ENSI die Jahresdosis für Einzelper-
Brennbare und schmelzbare Rohabfälle wurden
sonen der Bevölkerung in der Umgebung des KKB
im Berichtsjahr für die Behandlung in der Plasma-
unter ungünstigen Annahmen. Die Dosen betru-
Anlage der ZWILAG bereitgestellt und dorthin
gen rund 0,001 mSv für Erwachsene, 0,0013 mSv
transportiert.
für Zehnjährige und 0,0021 mSv für Kleinkinder
Als Konditionierungsverfahren kommen im KKB
und lag deutlich unterhalb des quellenbezogenen
die Einbindung von Harzen in Polystyrol sowie
Dosisrichtwerts von 0,3 mSv/Jahr gemäss der
die Zementierung von Schlämmen zum Einsatz.
Richtlinie ENSI-G15.
Für alle Verfahren liegen die gemäss Kernener-
Die Dosisleistungs-Messsonden des vom ENSI
gieverordnung und Richtlinie ENSI-B05 erforder-
betriebenen Messnetzes (MADUK) in der Umge-
lichen Typengenehmigungen vor. Im Berichtsjahr
bung des Werkes zeigten keine durch den Betrieb
wurden verbrauchte Ionenaustauscherharze und
der Anlage erhöhten Werte. Die Thermolumines-
Schlämme konditioniert. Ferner wurde auch ein
zenz-Dosimeter (TLD), die an ausgewählten Stel-
Gebinde mit Filterkerzen zementiert.
len am Zaun des Kraftwerkareals angebracht sind,
Die konditionierten Abfallgebinde werden routine-
zeigten keine nennenswerte Erhöhung gegen
mässig in die werkseigenen Zwischenlager (Rück-
über der Untergrundstrahlung. Bei den quartals-
standslager und SAA-Lager des ZWIBEZ) einge-
28
weise vom ENSI zur Kontrolle durchgeführten
lagert. Das KKB nutzt aber auch die Kapazitäten
Messungen an der Umzäunung des KKB wurden
des zentralen Zwischenlagers in Würenlingen. Die
ebenfalls keine signifikanten Erhöhungen gegen
radioaktiven Abfälle des KKB sind in einem von
über der Untergrundstrahlung festgestellt. Die
allen schweizerischen Kernanlagen eingesetzten
nach Art. 102 Absatz 3 der Strahlenschutzverord-
elektronischen Buchführungssystem erfasst, so
nung anzuwendenden Immissionsgrenzwerte für
dass die Information über Menge, Lagerort und
die Direktstrahlung ausserhalb des Kraftwerksare-
radiologische Eigenschaften jederzeit verfügbar ist.
Ein wichtiges Element bei der Minimierung der
Im Februar und März 2011 hat ein internationa-
radioaktiven Abfälle ist die Inaktiv-Freimessung
les Team von 29 Experten der World Association
von Materialien aus der kontrollierten Zone. Im
of Nuclear Power Operators (WANO) die Arbeits-
KKB wurden im Jahr 2011 insgesamt 55 t Mate-
weise des KKB überprüft. Diese Experten sind Spe-
rial gemäss den Vorgaben der Richtlinie ENSI-B04
zialisten aus Kernkraftwerken aus verschiedenen
freigemessen.
Ländern. Aufgrund von Beobachtungen und
Interviews mit Mitarbeitenden des KKB erstellten sie einen Bericht mit Empfehlungen für Ver-
1.6 Notfallbereitschaft
besserungen. Im Gegensatz zu den Berichten von
OSART-Missionen (siehe Kapitel 2.7.1) sind die
Die Notfallorganisation des KKB ist für die Bewäl-
WANO-Berichte ausschliesslich den WANO-Mit-
tigung aller Notfälle innerhalb des Werksareals
gliedern zugänglich. Dadurch sind die Gespräche
zuständig. Mit einer zweckmässigen Organisa-
zwischen Experten und Überprüften und auch die
tion, geeigneten Führungsprozessen und -einrich-
Empfehlungen viel offener und direkter. In allen
tungen und einer entsprechenden Auslegung der
schweizerischen Kernkraftwerken wurden bereits
Anlage hat das Werk die Notfallbereitschaft auf
mehrere WANO-Peer-Reviews durchgeführt. Das
hohem Niveau sicherzustellen.
ENSI wurde über den Ablauf dieser Peer Reviews
Das ENSI hat im November 2011 anlässlich
jeweils informiert.
der Werksnotfallübung ARALKUM die Not-
Im KKB begeben sich leitende Angestellte regel-
fallorganisation beobachtet und beurteilt. Bei
mässig auf Rundgänge in der Anlage und pro-
der Übung wurde ein Szenario unterstellt, bei
tokollieren ihre Feststellungen zum Zustand
dem alle externen Stromeinspeisungen und die
der Anlage und zum Verhalten des Personals. In
gesamte Kühlwasserversorgung verloren gin-
Gesprächen mit den Mitarbeitenden vor Ort erhal-
gen. Die Massnahmen konzentrierten sich auf
ten sie zusätzlich wertvolle Hinweise für mögliche
die Bespeisung der Dampferzeuger zur Abfuhr
Verbesserungen. Die Feststellungen werden syste-
der Nachwärme aus dem Reaktorkern und Acci-
matisch analysiert und wo nötig in Massnahmen
dent-Management-Massnahmen zur Notstrom-
umgesetzt.
versorgung. Die Übung zeigte insbesondere den
erfolgreichen Einsatz von Feuerwehrmitteln zur
1.7.2 Personal und Ausbildung
Bespeisung der Dampferzeuger und die Erstel-
Vier Reaktoroperateure und zwei Schichtchefs des
lung einer Notstromversorgung durch mobile
KKB legten im Berichtsjahr ihre Zulassungsprüfung
Aggregate.
mit Erfolg ab. Die Zulassungsprüfungen bestehen
Aufgrund seiner Übungsbeobachtungen kam das
aus einem theoretischen und einem praktischen
ENSI zum Schluss, dass die Übungsziele gemäss
Teil. Im theoretischen Teil weisen die Kandidaten
der Richtlinie ENSI-B11 erreicht wurden. Das KKB
ihre detaillierten Kenntnisse zum Aufbau und Ver-
verfügt über eine zur Beherrschung von Störfällen
halten der Anlage und zu den anzuwendenden
geeignete Notfallorganisation.
Vorschriften nach. Der praktische Teil erfolgt am
Eine Inspektion hat gezeigt, dass die Notfallkom-
eigenen Anlagesimulator und besteht in einer
munikationsmittel für den Kontakt zu externen
Demonstration der Anwendung der Kenntnisse.
Stellen betriebsbereit sind.
Die Anzahl der zulassungspflichtigen Personen ist
Das ENSI löste im KKB ohne Voranmeldung einen
im Anhang in Tabelle 3 zusammengestellt.
Übungsalarm aus, bei welchem die Verfügbarkeit
Das ENSI hat eine Inspektion zum Ausbildungs-
des Werks-Notfallstabes gemäss Richtlinie ENSI-
programm der Abteilung Betrieb durchgeführt.
B11 bestätigt wurde.
Gegenstand der Inspektion waren die anlagenspezifische Grundausbildung, die Wiederholungsschulung am Simulator sowie die allgemeine Wie-
1.7 Personal und Organisation
derholungsschulung. Mit der Einführung eines
E-Learning-Tools, dem Ausbau der Kurse am Soft-
1.7.1 Organisation und Betriebsführung
Panel-Simulator und dem vermehrten Simulator-
Im Berichtsjahr hat das KKB zur Unterstützung
training der Schichtgruppen gemeinsam mit ande-
grosser Nachrüstprojekte eine neue Stabstelle
ren Teilen der Notfallorganisation wurde das Aus-
geschaffen. Ende 2011 betrug der Personalbe-
bildungsprogramm weiterentwickelt. Es erfüllt die
stand des KKB 543 (2010: 536) Personen.
Anforderungen der Richtlinie ENSI-B10.
29
1.8 Sicherheitsbewertung
Ebene 2, Zustand und Verhalten der Anlage:
Kategorie A der ENSI-Sicherheitsbewertungs
1.8.1 Block 1: Detaillierte Bewertung
skala
Im Jahr 2011 beurteilte das ENSI mit dem im
❚ Die unter Ebene 1 genannte Nichtverfügbarkeit
Anhang (Kapitel Sicherheitsbewertung) beschrie-
der Positionsanzeige von Steuerstäben war auch
benen System rund 190 Inspektionsgegenstände,
für die Ebene 2 von Bedeutung.
Ergebnisse von Zulassungsprüfungen, Einzel
Ebene 3, Auslegungs-Vorgaben: Kategorie A der
aspekte von Vorkommnisabläufen und Sicher
ENSI-Sicherheitsbewertungsskala
heitsindikatoren bezüglich ihrer Bedeutung für
❚ Das Erdbebenverhalten des Nebengebäudes B
die nukleare Sicherheit (einschliesslich für beide
(Brennelementlager) ist verbesserungsbedürftig.
Blöcke relevante Beurteilungen). Berücksichtigt
❚ Im KKB steht kein gegen Erdbeben und Überflu-
wurden zusätzlich die im Rahmen der ENSI-
tung ausreichend geschütztes System zur Brenn-
Verfügung vom 5. Mai 2011 identifizierten
elementbeckenkühlung zur Verfügung.
Befunde (vgl. Kap. 1.3.4). Dabei kam das ENSI für
die einzelnen Zellen der Sicherheitsbewertungs-
Matrix zu folgenden zusammenfassenden
skala
Beurteilungen:
❚ Durch eine Störung der Regelung war die Not-
stand-Kälteanlage kurzfristig nicht betriebsbereit.
Bewertungsgegenstand
Anforderungen
Auslegungs-
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Ziele
N
Sicherheitsebenen
Ebene 3
A
Ebene 4
A
Integrität des
Containments
ebenen- oder barrierenübergreifende Bedeutung
anlageinternen Notfallmassnahmen zur
Überdrucken kontrollieren!
Gewährleistung des Wasserinventars und zur
A
N
mentbeckenkühlung sind nicht abdeckend für
A
N
Situationen, in denen die Brennelementbecken
V
N
N
nur erschwert zugänglich sind oder die Lüftung
N
N
N
N
Brennelemente
Primärkreises
❚ Die
V
Integrität der
Integrität des
A
Ebene 2
Ebene 5
Mensch &
Organisation
Ebene 1
Barrieren
Betriebsgeschehen
N
V
A
V
N
N
N
N
N
Sicherheitsbewertung 2011 KKB1: 2011
Perspektive
der gestaffelten Sicherheitsvorsorge
KKB1:
Perspektive der gestaffelten Sicherheitsvorsorge
Nachwärmeabfuhr bei Ausfall der Brennele-
im Brennelementlager nicht verfügbar ist.
Integrität des Primärkreises, Zustand und Verhalten der Anlage: Kategorie A der ENSI-Sicherheitsbewertungsskala
❚ An einer Dichtschweissnaht eines Rückschlag-
ventils des Chemie- und Vorlumenregelsystems
wurden Borsäureablagerungen festgestellt.
Dieselben Sachverhalte, die oben aus der Perspektive der gestaffelten Sicherheitsvorsorge zugeordnet worden sind, lassen sich auch aus der Schutz-
Zellen ohne Bewertung bedeuten, dass weder
ziel-Perspektive zuordnen. Das Ergebnis sieht wie
Inspektionsergebnisse,
folgt aus:
Vorkommnisse
noch
Sicherheitsindikatoren eine Bedeutung für diese
Zellen hatten. Im Folgenden werden jene Zellenbewertungen begründet, die in die Kategorien
A (Abweichung) und höher gehören. Die aufgeZiele
1.1 bis 1.7 ausführlicher behandelt. Die Mehr-
Kontrolle der Reaktivität
zahl der Sachverhalte ist sowohl für Sicherheits-
Kühlung der
ebenen oder Barrieren als auch für Schutzziele
von Bedeutung.
skala
❚ Wegen einer defekten Elektronikkarte war die
Positionsanzeige von vier Steuerstäben kurzfris
tig nicht verfügbar.
30
Schutzziele
führten Sachverhalte sind in den Unterkapiteln
Brennelemente
Anforderungen
Betriebsgeschehen
Auslegungs-
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Mensch &
Organisation
A
N
N
N
V
A
N
A
Einschluss radioaktiver
Stoffe
Strahlenexposition
V
N
N
V
schutzzielübergreifende
Bedeutung
A
N
A
N
Begrenzung der
Sicherheitsbewertung 2011 KKB1: 2011
Schutzziel-Perspektive
KKB1:
Anmerkung: alternative Darstellung derselben Sachverhalte wie in der Perspektive der gestaffelten
Sicherheitsvorsorge
Anmerkung: alternative Darstellung derselben Sachverhalte wie
in der Perspektive der gestaffelten Sicherheitsvorsorge, aber
mit zusätzlicher Darstellung radiologischer Auswirkungen.
Überdrucken
1.8.2 Block 1: Gesamtbewertung
Bewertungs-
❚ Bei der Beurteilung der Auslegungs-Vorgaben
tierten, die das ENSI aufgrund des Unfalls von
Fukushima angeordnet hatte. Überdies hat das
ENSI Erkenntnisse aus der letzten Periodischen
und dabei die Auslegung der Anlage bezüglich
Redundanzgrad, Diversität, räumlicher Separation und Robustheit gegen auslösende Ereignisse bewertet. Da die Auslegungs-Vorgaben
des KKB die Minimalanforderungen und den
Stand ausländischer Anlagen desselben Typs
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Überdrucken kontrollieren
Mensch &
Organisation
N
N
Ebene 2
A
V
A
N
Ebene 3
A
V
A
V
Ebene 4
A
V
N
V
N
N
N
Ebene 5
herangezogen
Integrität der
Barrieren
PSÜ
Betriebs-
Ebene 1
Sicherheitsebenen
che im Jahr 2011 aus Überprüfungen resul-
Betriebsgeschehen
Auslegungs-
Ziele
hat das ENSI Erkenntnisse berücksichtigt, wel-
Sicherheitsüberprüfung
Anforderungen
gegenstand
Auslegungs-Vorgaben
N
Brennelemente
Integrität des
Primärkreises
Integrität des
Containments
V
N
N
V
A
N
N
N
V
Sicherheitsbewertung 2008 KKM: Perspektive
2011 KKB2:
übertreffen, bewertet das ENSI die Sicherheit
des Blocks 1 des KKB hinsichtlich AuslegungsVorgaben als gut.
Matrix zu folgenden zusammenfassenden Beur-
Betriebs-Vorgaben
teilungen:
❚ Da keine Bewertungen der Kategorien A und
höher vorliegen, bewertet das ENSI die Sicher-
heit des Blocks 1 des KKB hinsichtlich Betriebs-
Vorgaben als hoch.
Zellen hatten. Im Folgenden werden jene Zellen-
Vorkommnisse
noch
Zustand und Verhalten der Anlage
bewertungen begründet, die in die Kategorien
❚ Das ENSI beurteilt die kurzfristigen Nichtverfüg-
A (Abweichung) und höher gehören. Die aufge-
barkeiten der Positionsanzeige von vier Steuer-
stäben und der Notstand-Kälteanlage sowie die
1.1 bis 1.7 ausführlicher behandelt. Die Mehrzahl
Borsäureablagerungen an einer Dichtschweiss
der Sachverhalte ist sowohl für Sicherheitsebenen
naht als Abweichungen mit einer geringen
oder Barrieren als auch für Schutzziele von Bedeu-
Bedeutung für die nukleare Sicherheit. Ent-
tung.
sprechend bewertet das ENSI die Sicherheit des
Ebene 1, Zustand und Verhalten der Anlage: Kate-
Blocks 1 des KKB hinsichtlich Zustand und Ver-
gorie A der ENSI-Sicherheitsbewertungsskala
halten der Anlage als gut.
❚ Wegen der Spannungslosigkeit einer 400-V-
Zustand und Verhalten von Mensch und Organisation
Schiene war eine von zwei BrennelementlagerUmwälzpumpen kurzfristig nicht betriebsbereit.
❚ W ie zu einem anderen Zeitpunkt im Block 1 war
im Block 2 die Positionsanzeige von vier Steu-
heit des Blocks 1 des KKB hinsichtlich Zustand
erstäben wegen einer defekten Elektronikkarte
und Verhalten von Mensch und Organisation als
hoch.
kurzfristig nicht verfügbar.
Alle Schutzziele waren im Berichtsjahr jederzeit
vollumfänglich gewährleistet.
❚ Die unter Ebene 1 genannte Nichtverfügbarkeit
der Positionsanzeige von Steuerstäben war auch
1.8.3 Block 2: Detaillierte Bewertung
für die Ebene 2 von Bedeutung.
❚ Die unter Block 1 aufgeführte Bewertung des
Ergebnisse von Zulassungsprüfungen, Einzelas-
Erdbebenverhaltens
des
Nebengebäudes
B
pekte von Vorkommnisabläufen und Sicherheits-
(Brennelementlager) betrifft auch den Block 2.
indikatoren bezüglich ihrer Bedeutung für die nuk
❚ Die unter Block 1 aufgeführte Bewertung des
leare Sicherheit (einschliesslich für beide Blöcke
Schutzes
relevante Beurteilungen). Dabei kam das ENSI für
gegen Erdbeben und Überflutung betrifft auch
die einzelnen Zellen der Sicherheitsbewertungs-
den Block 2.
der
Brennelementbeckenkühlung
31
1.8.4 Block 2: Gesamtbewertung
Auslegungs-Vorgaben
❚ W ie zu einem anderen Zeitpunkt im Block 1 war
❚ Da die Auslegungs-Vorgaben des KKB für beide
im Block 2 die Notstand-Kälteanlage durch eine
Blöcke weitgehend gleich sind, bewertet das
Störung der Regelung kurzfristig nicht betriebs-
ENSI auch die Sicherheit des Blocks 2 des KKB
bereit.
hinsichtlich Auslegungs-Vorgaben als gut.
❚ Die unter Ebene 1 genannte kurzfristige Unver-
fügbarkeit einer Brennelementlager-Umwälz-
Betriebs-Vorgaben
pumpe betrifft auch die Ebene 3.
❚ Wegen eines Erdschlusses war die Umluftküh-
lung des Notstandgebäudes kurzfristig nur eingeschränkt verfügbar.
heit des Blocks 2 des KKB hinsichtlich BetriebsVorgaben als hoch.
❚ Das ENSI beurteilt die kurzfristigen Nichtverfüg-
barkeiten
❚ Die unter Block 1 aufgeführte Bewertung der
pumpe, der Positionsanzeige von vier Steu-
Notfallmassnahmen bei Ausfall der Brennele-
erstäben, der Notstand-Kälteanlage und der
mentbeckenkühlung betrifft auch den Block 2.
einer
Brennelementlager-Umwälz-
Notstandgebäude-Umluftkühlung
sowie
die
Integrität des Containments, Zustand und Verhal-
Druckverhältnisse an der Notschleuse als Abwei-
ten der Anlage: Kategorie A der ENSI-Sicherheits-
chungen mit einer geringen Bedeutung für die
bewertungsskala
nukleare Sicherheit. Entsprechend bewertet das
❚ An der Notschleuse bestanden unzulässige
ENSI die Sicherheit des Blocks 2 des KKB hinsicht-
Druckverhältnisse mit einer Luftströmung aus
lich Zustand und Verhalten der Anlage als gut.
dem Containment in das Hilfsanlagengebäude.
Zustand und Verhalten von Mensch und Organi-
Dieselben Sachverhalte, die oben aus der Perspek-
sation
tive der gestaffelten Sicherheitsvorsorge zugeord-
net worden sind, lassen sich auch aus der Schutz-
höher vorliegen, bewertet das ENSI die Sicherheit
des Blocks 2 des KKB hinsichtlich Zustand und
folgt aus:
Verhalten von Mensch und Organisation als hoch.
Anforderungen
Auslegungs-
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Ziele
Schutzziele
Brennelemente
N
A
N
V
A
V
V
A
N
V
N
N
V
A
N
A
V
A
Stoffe
Begrenzung der
Strahlenexposition
Bedeutung
Mensch &
Organisation
Kühlung der
Betriebsgeschehen
Sicherheitsbewertung 2008 KKM: Schutzziel-Perspektive
2011 KKB2:
Sicherheitsvorsorge
32
Blick auf das
Kernkraftwerk
Mühleberg.
Foto: ENSI
2. Kernkraftwerk Mühleberg
2.1 Überblick
hinsichtlich Betriebs-Vorgaben als hoch, hinsicht-
Das Betriebsjahr 2011 war im Kernkraftwerk Müh-
chend sowie hinsichtlich Zustand und Verhalten
leberg (KKM) durch einen nahezu störungsfreien
von Mensch und Organisation als hoch.
Volllastbetrieb geprägt. Dabei war keine Reaktor-
Das Kernkraftwerk Mühleberg (KKM) der BKW
lich Zustand und Verhalten der Anlage als ausrei-
schnellabschaltung zu verzeichnen, nur eine stö-
FMB Energie AG, welches seinen kommerziellen
rungsbedingte Leistungsabsenkung. Die Einleitung
Betrieb im Jahr 1972 aufnahm, ist eine Siedewas-
und Umsetzung von Massnahmen zur Verbesse-
serreaktor-Anlage mit 373 MW elektrischer Net-
rung der Kühlwasserversorgung bei einem Extrem-
toleistung. Weitere Daten der Anlage sind in den
hochwasser führte zu einem längeren Stillstand
Tabellen 1 und 2 des Anhangs zu finden. Figur 7b
der Anlage als in den Vorjahren. Das ENSI stellt fest,
zeigt das Funktionsschema einer Siedewasserreak-
dass das KKM die bewilligten Betriebsbedingungen
tor-Anlage.
immer eingehalten hat. Jedoch hat das KKM im
Im Berichtsjahr waren im KKM vier meldepflichtige
Rahmen der Überprüfung der Hochwasserausle-
Vorkommnisse zu verzeichnen. Eines ordnete das
gung einen Auslegungsfehler identifiziert, der als
ENSI auf der internationalen Ereignisskala INES der
Vorkommnis der INES-Stufe 1 bewertet wurde und
Stufe 1 zu, die übrigen der Stufe 0.
zur vorsorglichen Abschaltung der Anlage bis zum
Das ENSI hat im Rahmen seiner Aufsicht 112
Abschluss von Nachrüstmassnahmen führte. Das
Inspektionen durchgeführt. Wo erforderlich, ver-
ENSI beurteilt die Sicherheit des KKM im Jahr 2011
langte das ENSI Verbesserungsmassnahmen und
hinsichtlich Auslegungs-Vorgaben als ausreichend,
überwachte deren Umsetzung.
33
Die ausgekoppelte thermische Energie für die Heizung der Wohnsiedlung «Steinriesel» belief sich
auf 1,4 GWh.
Zur Durchführung von Wiederholungsprüfungen
und Instandhaltungsarbeiten erfolgten geplante
Leistungsabsenkungen. Eine weitere Leistungsabsenkung stand im Zusammenhang mit einem meldepflichtigen Vorkommnis.
Im Berichtsjahr waren vier meldepflichtige Vorkommnisse zu verzeichnen. Den im Rahmen des
Nachweises der Funktion des Notstandsystem-Einlaufbauwerks bei Extremhochwasser gemachten
Befund ordnete das ENSI auf der internationalen
Ereignisskala INES der Stufe 1 zu, die übrigen drei
meldepflichtigen Vorkommnisse der Stufe 0. Für
Verlegen von Kabeln.
Foto: KKM
die systematische Sicherheitsbewertung wird auf
Während des Revisionsstillstands wurden neben
Kap. 2.9 verwiesen, für die risikotechnische Beur-
dem Brennelementwechsel und den üblichen
teilung auf Kap. 10.1.
Revisionsarbeiten umfangreiche Wiederholungs-
❚ Bei der Anlieferung von neuen Brennelementen
prüfungen durchgeführt. Dabei wurden keine
am 9. Mai 2011 wurden in einem Container aus-
Befunde festgestellt, die einem sicheren Betrieb
gelöste
entgegenstehen. Im Hinblick auf den Betrieb
Die Inspektion aller in diesem Container trans-
Beschleunigungssensoren
gefunden.
über 40 Jahre hinaus und aufgrund der Erkennt-
portierten Brennelemente zeigte bei vier Brenn
nisse nach den Ereignissen in Fukushima setzte das
elementen eine Beschädigung an Abstandhaltern.
KKM zahlreiche Verbesserungen und Anlagemo-
Die Abstandhalter dienen der Positionierung und
dernisierungen um.
Stabilisierung der Brennstäbe im Brennelement.
Im Berichtsjahr sind keine Brennelementschäden
Die formelle Meldung an das ENSI erfolgte am
aufgetreten.
27. Mai 2011, nachdem die Stellungnahme des
Der Dosisgrenzwert der Strahlenschutzverord-
Herstellers gezeigt hatte, dass die betroffenen
nung für beruflich strahlenexponierte Personen
Brennelemente nicht einsetzbar sind. Das ENSI
wurde eingehalten. Die radioaktiven Abgaben
war bereits vorgängig über die Ergebnisse der
lagen deutlich unterhalb der in der Betriebsbewil-
oben erwähnten Inspektion der Brennelemente
ligung festgelegten Grenzwerte.
informiert worden. Die betroffenen Brennele-
Der Anfall neuer radioaktiver Rohabfälle war auf
mente wurden zurück zum Hersteller geschickt.
einem niedrigen Niveau.
Die Beschädigungen erfolgten auf dem Trans-
Das KKM hat im Berichtsjahr keine grösseren
port und sind daher in der Sicherheitsbewertung
Änderungen seiner Organisation vorgenommen.
Im Berichtsjahr legte ein Pikettingenieur seine
der Anlage im Kap. 2.9 nicht enthalten.
❚ Am 8. Juni 2011 wurde am Kondensomaten
eines der beiden Reaktorkernisolations-Kühlsys
Zulassungsprüfung mit Erfolg ab.
teme (RCIC) ein geringfügiger Dampfaustritt
festgestellt. Aufgabe des Kondensomaten ist
die Abscheidung des in der Frischdampfzuleitung anfallenden Kondensats. Der Dampfaus
Das
Kernkraftwerk
Mühleberg
erreichte
im
tritt konnte an der Dichtung lokalisiert wer-
Berichtsjahr eine Arbeitsausnutzung von 76,5 %
den. Das betroffene RCIC wurde für die Repara-
und eine Zeitverfügbarkeit von 76,8 %. Zeitver-
tur abgesichert und die Dichtung wurde ersetzt.
fügbarkeit und Arbeitsausnutzung der letzten
Die
zehn Jahre sind in Figur 1 dargestellt.
ten, gemäss Technischer Spezifikation zulässig
Die Massnahmen zur Verbesserung der Kühl-
ist eine Nichtverfügbarkeit von 10 Tagen. Die
wasserversorgung bei einem Extremhochwas-
inzwischen vorgenommenen Verbesserungen,
ser führten zu einer verglichen mit den Vorjahren
siehe Kap. 2.3.2, ermöglichen es, den Konden-
deutlich tieferen Zeitverfügbarkeit und Arbeits-
somaten ohne Ausserbetriebnahme des RCIC
ausnutzung.
auszutauschen.
34
Nichtverfügbarkeit
dauerte
80
Minu-
❚ Im Rahmen der vom ENSI aufgrund der Ereig-
Die Revisionsarbeiten begannen am 2. August
nisse in Fukushima geforderten Überprüfung
2011 und dauerten bis zum 9. September 2011.
der Auslegung gegen ein 10 000-jährliches
Während dieser Zeit wurden geplante Tätigkeiten
Hochwasser (vgl. Kap. 10.3) kam das KKM zur
wie Brennelementwechsel und Brennelementin-
Erkenntnis, dass in bestimmten Extremsituati-
spektionen, Inspektionen elektrischer und mecha-
onen Kiesbewegungen zu einer Verstopfung
nischer Einrichtungen, zerstörungsfreie Werkstoff-
der Wasserfassung des Notstandsystems füh-
prüfungen, wiederkehrende Funktionsprüfungen
ren könnten. Dieser Befund wurde der Stufe 1
an Komponenten und Systemen sowie Instandhal-
der internationalen Ereignisskala INES zugeord-
tungs- und Änderungsarbeiten durchgeführt.
net. Hintergründe und Massnahmen sind in Kap.
Schwerpunkte bei den Wiederholungsprüfungen
2.3.4 beschrieben.
an mechanischen Komponenten waren Ultra-
❚ Am 31. Oktober 2011 kam es beim Umschal-
schallprüfungen am Kernmantel innerhalb des
ten von der Reserve-Hauptkühlwasserpumpe
RDB, Ultraschall- und Oberflächenrissprüfungen
zurück auf die normalerweise in Betrieb befind-
an Schweissnähten des Frischdampfsystems, die
liche Hauptkühlwasserpumpe zur Abschaltung
integrale Leckratenprüfung des Containments
der betroffenen Turbinengruppe, gefolgt von
sowie visuelle Inspektionen der Kerneinbauten im
einer Reduktion der Reaktorleistung. Die Reser-
RDB. Folgende Prüfungen sind hervorzuheben:
vepumpe war für Wartungsarbeiten an der nor-
❚ Seit 1990 wurden die Schweissnähte am nicht
malerweise eingesetzten Pumpe in Betrieb
druckführenden Kernmantel innerhalb des RDB
genommen worden. Die Hauptkühlwasserpum-
regelmässig mittels visueller Prüftechnik, Wir-
pen fördern das zur Wärmeabfuhr benötigte
belstrom- und Ultraschalltechnik untersucht.
Aarewasser in die Kondensatoren. Die betrof-
Dabei wurde auch das Längenwachstum der
fene Hauptkühlwasserpumpe war zwar ord-
bekannten Risse registriert und nach jeder Mes-
nungsgemäss gestartet, jedoch öffnete ihre
sung bruchmechanisch bewertet. Im Revisions-
Rückschlagklappe nicht, da sie verklemmt war.
stillstand 2011 wurde ein verbessertes Verfah-
Der Turbinenschnellschluss und die automa-
ren für die Ultraschallprüfung eingesetzt, das
tische Reduktion der Reaktorleistung verliefen
einerseits den Prüfumfang wesentlich erwei-
auslegungsgemäss. Nach der Analyse der Stö-
tert, andererseits von der Qualifzierungsstelle
rung und der Zurückschaltung auf die Reserve-
Schweiz neu auch zur Tiefenbestimmung der
Hauptkühlwasserpumpe wurde die betroffene
Turbinengruppe wieder auf Volllast gebracht.
Bis zum Austausch der Rückschlagklappe am
2. November 2011 blieb die Reserve-Hauptkühlwasserpumpe in Betrieb. Die Rückschlagklappen
der Hauptkühlwasserpumpen werden technisch
dahingehend modifiziert, dass ein Verklemmen
nicht mehr möglich sein wird.
dargestellt. Eine Übersicht über die meldepflichtigen Vorkommnisse im Berichtsjahr findet sich in
Tabelle 4.
2.3 Anlagetechnik
Die Erkenntnisse aus der Überprüfung der Auslegung veranlassten die BKW, vorsorglich das KKM
bereits am 30. Juni 2011 vom Netz zu nehmen,
um Massnahmen zur Verbesserung der Kühlwasserversorgung bei einem Extremhochwasser einzuleiten, siehe Kap. 2.2 und 2.3.4.
35
Arbeiten zur
Erneuerung der
bestehenden Schaltund Verteilanlage. Foto: KKM
Risse qualifiziert ist. Die Längen der Risse haben
nischen Ausrüstungen waren die komponenten-
sich nicht weiter vergrössert, mit Ausnahme
und verfahrenstechnischen Prüfungen der Leit-
der Anzeige an einer Schweissnaht im oberen
technik einer Redundanz des Notstandsystems
Bereich des Kernmantels. Hier entspricht das
SUSAN sowie zweier Redundanzen des Reaktor-
Längenwachstum der bisherigen Erfahrung. Die
schutzes. Bei den Eigenbedarfsanlagen wurden
qualifizierte Tiefenbestimmung der Risse hat
die festgelegten Umschaltmöglichkeiten über-
gezeigt, dass der Kernmantel im Gegensatz zu
prüft. Die erforderliche Kapazität sämtlicher Bat-
den bisherigen konservativen Annahmen für die
terien einer SUSAN- und einer Reaktorschutz-
bruchmechanische Modellierung keine wand-
Redundanz wurde durch Entladung und Wieder-
durchdringenden Risse aufweist. In den früher
aufladung nachgewiesen. Das KKM überprüfte
nicht geprüften Bereichen sind neue Anzeigen
auch sämtliche Gleich- und Wechselrichter der
registriert und bewertet worden. Die Anzeigen
24-V- und 125-V-Anlagen, der beiden sicheren
resultieren aus im Materialvolumen eingeschlos-
Schienen sowie der Redundanzen des SUSAN.
senen Herstellungsfehlern oder sind geome-
Bei den durchgeführten Prüfungen ergaben sich
triebedingte Messsignale. Bei keiner der neuen
keine unzulässigen Befunde oder Abweichungen.
Anzeigen wurde visuell ein Riss festgestellt.
Erwähnenswert sind bei den Instandhaltungs-
Strukturmechanisch stellen sie keine Gefähr-
massnahmen der Einbau eines neugewickelten
dung für die Integrität des Kernmantels dar. Die
Rotors und die Diagnosemessungen bei einem
nächste Ultraschallprüfung der Schweissnähte
der beiden Generatoren, die Revisionen von zwei
des Kernmantels ist im Jahr 2013 fällig.
Block- und Eigenbedarfstransformatoren, Schalt-
❚ Die Einbauten des RDB wurden mit einem Kame-
anlagen und Motoren, insbesondere eines Spei-
rasystem einer visuellen Prüfung unterzogen.
sewasserpumpenmotors, von Anfahr- und Haus-
Dabei festgestellte Auffälligkeiten wurden als
transformatoren und die Inspektion eines Last-
zulässig bewertet und werden bei zukünftigen
schalters.
Prüfungen weiter überwacht. Die Prüfungen
Das ENSI erteilte am 23. September 2011 die Frei-
der Kerntragstrukturen ergaben keine Auffäl-
gabe des Leistungsbetriebs des Reaktorkerns für
ligkeiten, insbesondere keine Hinweise auf Risse
den 39. Betriebszyklus. Das Wiederanfahren des
an den Schweissnähten. Zusätzlich wurden die
Reaktors erfolgte schrittweise mit allen erforder-
für die Kamerasysteme zugänglichen Bereiche
lichen Anfahrtests und dauerte sechs Tage.
am Kernmantel untersucht, in denen neue Ultra-
Alle Revisionsarbeiten wurden mit hoher Quali-
schallanzeigen festgestellt worden waren. Es
tät und unter Beachtung der Strahlenschutzvor-
ergaben sich keine Hinweise auf Risse.
gaben geplant und durchgeführt. Die Prüfungen
❚ An den ferritischen Rohrleitungsschweissnäh-
ten
und
Stutzen-Safe-End-Nähten
wurden
wurden vom ENSI beaufsichtigt. Es wurden keine
Befunde festgestellt, die einem sicheren Betrieb
Ultraschallprüfungen sowie Magnetpulver- und
entgegenstehen. Die durchgeführten Prüfungen
Farbeindringprüfungen durchgeführt. Bei den
haben insgesamt den guten Zustand der mecha-
Ultraschallprüfungen
tungspflichtigen
wurden
Anzeigen
keine
bewer-
festgestellt.
Die
nischen sowie der elektrischen und leittechnischen
Ausrüstungen bestätigt.
Magnetpulverprüfungen an den Rohrleitungsschweissnähten ergaben bewertungspflichtige
Anzeigen im Bereich von Einbrandkerben. Sie
Im Berichtsjahr wurden namentlich folgende Anla-
wurden durch Farbeindringprüfungen nachge-
geänderungen durchgeführt:
prüft. Alle Befunde wurden als zulässig bewer-
❚ Alle Rohrleitungshalterungen der Frischdampf-
tet.
und Speisewasserleitungen werden durch sol-
❚ Nach 2007 wurde das Containment in der dies-
che eines neuen Fabrikats ersetzt. Der erste Teil
jährigen Revisionsabstellung wieder einer integ
des Austauschs wurde im Revisionsstillstand
ralen Leckratenprüfung unterzogen. Die Prü-
2011 durchgeführt. Der zweite Teil des Aus-
fung wurde vom SVTI überwacht und parallel
tauschs ist für 2012 geplant.
ausgewertet. Die in der Technischen Spezifika-
❚ Im Hilfskühlwassersystem wurde ausserhalb des
tion festgelegte Dichtheitsanforderung wurde
Reaktorgebäudes eine motorisierte Absperr-
erfüllt.
klappe eingebaut. Im Falle einer Leckage im
Schwerpunkte des diesjährigen Wiederholungs-
Reaktorgebäude erlaubt diese Absperrklappe
prüfprogramms an elektrischen und leittech-
die Isolation des betroffenen Leitungsabschnitts,
36
ohne das gesamte Hilfskühlwassersystem ausser
❚ Das KKM erneuerte Schutz und Vor-Ort-Steu-
Betrieb zu nehmen. Diese Massnahme verbessert
erung an einer Schiene der 6-kV-Schaltanlage
das Anlageverhalten bei postulierten Leitungs-
und schloss die Erneuerung der Druckmessstel-
brüchen im Reaktorgebäude. Ein Test bestätigte
len der Turbineninstrumentierung ab. An einer
den stabilen Betrieb des Kühlwassersystems bei
Speisewasserpumpe wurden die Messstellen
geschlossener Absperrklappe sowie die ein-
erneuert. Die Erneuerung der Messstellen an
wandfreie Funktion von Steuerung, Bedienung
den restlichen Speisewasserpumpen ist im Revi-
und Anzeige.
sionsstillstand 2012 geplant.
❚ Die Optimierung der Frischdampf-Kondensat-
Ableitung für das Reaktorkernisolations-Kühl-
❚ Im Zusammenhang mit der geplanten Erneue-
rung der bestehenden Schalt- und Verteilanlage
system (RCIC) verbessert dessen Verfügbarkeit.
erfolgten Vorbereitungsarbeiten. Die Inbetrieb-
Sie ermöglicht, den Kondensomaten und das
nahme der neu gezogenen 220-kV-Kabelverbin-
Bypassventil während des Betriebs und ohne
Ausserbetriebnahme des RCIC auszutauschen.
dung ist im Revisionsstillstand 2012 geplant.
Die Anlageänderungen zur Verbesserung der Kühl-
Das Fehlen dieser Möglichkeit hatte zum mel-
wasserversorgung des Notstandsystems SUSAN
depflichtigen Vorkommnis vom 8. Juni 2011
und des Hilfskühlwassersystems bei Extremhoch-
geführt, siehe Kap. 2.2. Die entsprechende Opti-
wasser sind in Kap. 2.3.4 erwähnt.
mierung eines RCIC-Stranges war im Vorjahr
erfolgt, im Berichtsjahr wurde die Optimierung
am anderen Strang durchgeführt.
und Reaktorkern
❚ Bei beiden Reaktorumwälzpumpen waren im
Im Juni 2011 wurde der 38. Betriebszyklus des
Revisionsstillstand 2010 die Antriebssysteme und
KKM vorzeitig abgeschlossen. Die eingesetz-
die Steuerung vollumfänglich erneuert worden.
ten Brennelemente zeigten ein bestimmungs-
Aufgrund der Erfahrungen im ersten Betriebs-
gemässes Betriebsverhalten. Dies folgte aus der
jahr erfolgten im Berichtsjahr Anpassungen des
laufenden Überwachung der Kühlmittelaktivität
Antriebssystems. Tests bestätigten die korrekte
sowie aus Inspektionen an insgesamt 12 ausge-
Funktion des modifizierten Antriebssystems
wählten Brennelementen. Die Inspektionen bestä-
sowie das korrekte Verhalten der Reaktorum-
tigten erneut, dass die Edelmetalleinspeisung in
wälzpumpen bei 6-kV-Umschaltungen.
das Kühlmittel (siehe Kap. 2.4) keinen negativen
37
Ertüchtigung der
Wasserfassung aus
der Aare.
Foto: KKM
Einfluss auf die Brennstab-Hüllrohre oder andere
das KKM fristgerecht einreichte. Aufgrund des
Strukturteile der Brennelemente hat. Im Rahmen
eines Vorläuferprogramms wurden an vier Brenn-
vom 5. Mai 2011 folgende verbesserungsbedürf-
elementen weiterentwickelte Fremdkörperfilter
tigen Punkte:
und an vier weiteren Brennelementen Kästen aus
❚ Die Kühlmittelversorgung für das Notstand-
Zircaloy-4 eingesetzt. Messungen sowie visuelle
system weist keine diversitäre Alternative zur
Prüfungen bestätigten deren auslegungsgemässes
Kühlwasserentnahme aus der Aare auf.
Verhalten. Die Kühlmittelanalysen zeigten einen
❚ Im KKM steht bei geschlossener Dammplatte
auslegungsgemässen Zustand der Steuerstäbe.
kein gegen Erdbeben und Überflutung ausrei-
Während der Revision wurden aufgrund des Errei-
chend geschütztes System zur Brennelement-
chens ihrer Lebensdauer zwei Steuerstäbe durch
beckenkühlung zur Verfügung. Die Dammplatte
neue ersetzt.
trennt im Leistungsbetrieb das Brennelementbe-
Für den 39. Betriebszyklus setzte das KKM ins-
cken von der leeren Reaktorgrube. Ein Versagen
gesamt 36 frische Brennelemente vom Typ GNF2
führt zu einem starken Absinken des Wasser-
ein. Das ENSI überzeugte sich davon, dass nur
niveaus im Brennelementbecken, die Brennele-
freigegebene und den Qualitätsanforderungen
mente bleiben aber mit Wasser bedeckt.
entsprechende Brennelemente geladen wurden.
Vier beim Transport beschädigte neue Brennele-
❚ Die Wirksamkeit der vorhandenen anlageninter-
nen Notfallmassnahmen zur Überwachung des
mente wurden für die Reparatur zum Hersteller
Brennelementbeckens sowie zur Einspeisung
gesandt (siehe Kap. 2.2). Alle Sicherheitsmassnah-
von Wasser in das Brennelementbecken sind aus
men während des Brennelementwechsels wurden
Sicht des ENSI erweiterungsbedürftig.
gemäss den Vorgaben eingehalten. Der vom ENSI
Das ENSI verlangte vom KKM bis zum 31. August
geprüfte Beladeplan des Reaktorkerns erfüllte alle
2011 entsprechende Lösungsansätze.
Sicherheitsanforderungen.
Am 30. Juni 2011 reichte das KKM den geforderten
Im Berichtszeitraum ist der Reaktorkern ausle-
gungsgemäss und im bewilligten Rahmen betrie-
lichen Extremhochwassers ein. Um diesen Nach-
ben worden. Die Ergebnisse der reaktorphysika-
weis zu führen, hatte das KKM von der ETH Zürich
lischen Messungen stimmten gut mit den Ergeb-
Modellversuche durchführen lassen. Diese Ver-
nissen der Kernauslegungsberechnungen überein.
suche führten zur Erkenntnis, dass in bestimmten
Extremsituationen Kiesbewegungen zwischen dem
Wohlensee und dem KKM zu einer Verstopfung
Wie in Kap. 10.3 dargestellt, forderte das ENSI
der Wasserfassung des Notstandsystems führen
Ertüchtigung der
Wasserfassung aus der
Aare.
Foto: KKM
könnten. Aufgrund dieser Erkenntnis wurde das
März 2011 einen ersten Bericht zu Fragen der Aus-
KKM in der Nacht vom 29. auf den 30. Juni 2011
legung bezüglich Erdbeben und Überflutung, den
vorzeitig zur Jahresrevision abgefahren, um Nachrüstungen durchzuführen: eine Verbesserung des
Hochwasserschutzes unter anderem des Pumpenhauses, eine Ertüchtigung der Wasserfassung aus
der Aare sowie den Bau einer zusätzlichen Leitung
zur Einspeisung von Kühlwasser mit mobilen Feuerwehrpumpen. Das ENSI prüfte die Nachrüstungen
und hat die Ertüchtigung der Wasserfassung aus
der Aare sowie die zusätzliche Leitung zur Einspeisung von Kühlwasser mit mobilen Feuerwehrpumpen freigegeben. Die Ertüchtigung der Wasserfassung aus der Aare wurde entsprechend den gesetzlichen Vorgaben im Rahmen eines konzentrierten
Verfahrens freigegeben. In diesem Verfahren wurden die fachlichen Stellungsnahmen des Bundesamts für Umwelt (BAFU) und der zuständigen Fachstellen des Kantons Bern einbezogen. Die vom
KKM vor Ausführung gemeldete, nicht freigabepflichtige Verbesserung des Hochwasserschutzes
38
des Pumpenhauses wurde vom ENSI ebenfalls fach-
an dessen Kühlsystem zu erkennen sind und
lich beurteilt und für zweckmässig befunden.
hinsichtlich der Schulung der Betriebs-Störfall-
In seiner Stellungsnahme zum deterministischen
anweisungen zur Kühlung des Brennelement-
Nachweis des KKM zur Beherrschung des
beckens.
10 000-jährlichen Hochwassers vom 31. August
❚ Am 2. August 2011 inspizierte das ENSI die
2011 ist das ENSI zum Ergebnis gekommen, dass
Vorsorgemassnahmen zur Beherrschung des
unter Berücksichtigung der genannten Nachrüs
10 000-jährlichen Hochwassers und forderte
tungen die Kühlwasserversorgung auch bei einem
eine Überprüfung der Strategie, wie die Anlage
Extremhochwasser gewährleistet ist. Damit hat
bei Hinweisen auf ein bevorstehendes Hochwas-
das KKM den Nachweis der Beherrschung des 10
ser abzufahren ist. Ziel ist es, durch eine geeig-
000-jährlichen Hochwassers unter den vom ENSI
nete Betriebsweise der Anlage eine Verstopfung
gesetzten Randbedingungen erbracht.
des Einlaufbauwerks zu vermeiden.
Das KKM wurde nach der Verwirklichung der
❚ Anlässlich der Inspektion des Systems zur gefil-
Nachrüstmassnahmen am 23. September 2011
terten Druckentlastung des Containments vom
wieder angefahren.
8. Dezember 2011 identifizierte das ENSI punk-
tuellen Verbesserungsbedarf bei der Überprü-
das KKM dem ENSI fristgerecht am 31. August
fung der Filterchemikalien und der Stromver-
2011 Massnahmenvorschläge vorgelegt. Diese
sorgung einer Messausrüstung zur Bestimmung
umfassen namentlich den Aufbau einer von der
der Wasserstoffkonzentration. Das ENSI ver-
Aare unabhängigen Wärmesenke, die Realisie-
langte entsprechende Abklärungen und Korrek-
rung eines Einhängekühlsystems für das Brenn
turmassnahmen.
elementbecken und störfallfeste Messsysteme für
Füllstand und Temperatur des Brennelementbeckens. Das ENSI hat am 15. November 2011 den
2.4 Strahlenschutz
vom KKM vorgelegten Zeitplan zur Umsetzung der
geplanten Massnahmen für angemessen erach-
Im Jahr 2011 betrug die akkumulierte Kollektivdo-
tet und das KKM aufgefordert, die erforderlichen
sis für das KKM 891 Pers.-mSv. Die maximale Indi-
Antragsunterlagen der Hierarchiestufe 1 (Kon-
vidualdosis lag mit 8,5 mSv unter dem Dosisgrenz-
zeptfreigabe) für die Erweiterung der Instrumen-
wert der Strahlenschutzverordnung für beruflich
tierung des Brennelementbeckens bis Ende März
strahlenexponierte Personen von 20 mSv pro Jahr.
2012 und für die Nachrüstung einer erdbeben-,
Im Berichtszeitraum traten weder Personenkonta-
überflutungs- und verstopfungssicheren Kühlmit-
minationen, die nicht mit einfachen Mitteln ent-
telversorgung und eines Einhängekühlsystems für
fernt werden konnten, noch Inkorporationen auf.
das Brennelementbecken bis Ende Juni 2012 ein-
Dank der schadenfreien Brennelemente war die
zureichen.
Ausgangslage für die Revisionsarbeiten radiolo-
Das KKM hat entsprechend der in Kap. 10.3
gisch gesehen auch in diesem Jahr günstig. Zum
besonders günstigen radiologischen Zustand in
der Anlage hat auch das vorgezogene Abfahren
der Anlage am 30. Juni 2011 beigetragen. Bis zum
des EU-Stresstests vorgelegt. Das ENSI hat am 31.
Beginn der Revisionsarbeiten am 2. August 2011
bedeutete dies eine längere Abklingzeit radiolo-
eingereicht.
gisch relevanter Nuklide.
Aufgrund der Erkenntnisse aus Fukushima
Die Kollektivdosis aller Mitarbeiter im Revisions-
führte das ENSI im KKM zusätzliche Inspekti-
stillstand 2011 lag bei 786,6 Pers.-mSv (EPD). Der
onen durch:
vom KKM vor Beginn der Arbeiten geschätzte,
❚ Am 27. Mai 2011 bewertete das ENSI im Rah-
und wegen der vorgezogenen Jahresrevision revi-
men einer Inspektion die für Auslegungsstör-
dierte, Wert lag bei 875 Pers.-mSv.
fälle und auslegungsüberschreitende Störfälle
Die mittlere Dosisleistung an den beiden Umwälz-
getroffenen Vorsorgemassnahmen zur Kühlung
schleifen ist mit 1,67 mSv/h im Vergleich zum Vor-
des Brennelementbeckens. Verbesserungsbe-
jahr gleich geblieben. Der Höchststand im Jahr
darf stellte das ENSI fest hinsichtlich der Vorga-
1994 betrug 6,4 mSv/h. Die mittlere Dosisleistung
ben, wie bei auslegungsüberschreitenden Stör-
am Dampftrockner betrug 42 mSv/h und war
fällen Leckagen am Brennelementbecken sowie
somit 4 mSv/h höher als im Vorjahr.
39
unterhalb der in der Betriebsbewilligung festgelegten Grenzwerte. Die gleiche Aussage gilt auch
für die radioaktiven Abgaben mit dem Abwasser
einschliesslich Tritium. Die quartalsweise vom ENSI
durchgeführten Kontrollmessungen von Abwasserproben sowie Iod- und Aerosolfiltern ergaben
Übereinstimmung mit den vom KKM gemeldeten
Ergebnissen.
Aus den tatsächlich über die Abluft und das Abwasser abgegebenen radioaktiven Stoffen berechnet das ENSI die Jahresdosis für Einzelpersonen
der Bevölkerung in der Umgebung des KKM unter
konservativen, das heisst ungünstigen Annahmen.
Die berechneten Dosen betragen 0,0037 mSv für
Erwachsene, 0,0038 mSv für Zehnjährige und
0,0043 mSv für Kleinkinder und liegen somit deutlich unter dem quellenbezogenen Dosisrichtwert
von 0,3 mSv pro Jahr gemäss Richtlinie ENSI-G15.
betriebenen Messnetzes in der Umgebung des
Werkes (MADUK) zeigten keine durch den Betrieb
der Anlage erhöhten Werte. Im Nahbereich eines
Siedewasserreaktors
ist
die
Ortsdosisleistung
durch Direkt- und Streustrahlung aus dem Maschinenhaus erhöht. Die Thermolumineszenz-Dosimeter (TLD), welche an mehreren Stellen am Zaun
des Kraftwerkareals die Dosis messen, zeigten mit
einem Jahreshöchstwert von 1,4 mSv einschliesslich natürlicher Untergrundstrahlung keine Veränderung gegenüber dem Vorjahr. Bei den quartalsweise vom ENSI zur Kontrolle durchgeführten
Blick auf den
Reaktordeckel (Mitte)
und das Brenn
elementlagerbecken
(Mitte hinten).
Foto: KKM
Der Personalbestand des Ressorts Strahlenschutz
Messungen am Zaun des Kraftwerkareals wur-
war im ganzen Betriebsjahr angemessen und
den ebenfalls keine signifikanten Veränderungen
ermöglichte es, die administrativen und tech-
festgestellt. Die in Artikel 102 Absatz 3 der Strah-
nischen Schutz- und Überwachungsaufgaben kor-
lenschutzverordnung vorgegebenen Immissions-
rekt auszuüben und sicherzustellen. Die regelmäs-
grenzwerte für Direktstrahlung ausserhalb des
sig wiederkehrenden und arbeitsbedingten Kon-
Kraftwerksareals von 1 mSv pro Jahr für Wohn-
taminationskontrollen der Oberflächen und der
und Aufenthaltsräume und von 5 mSv pro Jahr für
Luft bestätigten einen sauberen radiologischen
andere Bereiche wurden eingehalten.
Zustand der kontrollierten Zone des KKM.
Für detailliertere Angaben zur radiologischen Situ-
Die Edelmetalleinspeisung wurde fortgesetzt.
ation innerhalb und ausserhalb der Anlage Mühle-
Bereits zum siebten Mal wurde eine wasserlös-
berg wird auf den Strahlenschutzbericht 2011 des
liche Platinverbindung in das Reaktorwasser ein-
ENSI verwiesen.
gespeist. Gemeinsam mit der kontinuierlichen
Zugabe von Wasserstoff sollen dadurch die Einbauten im Reaktordruckbehälter vor Spannungs-
risskorrosion geschützt werden.
Die in der Berichtsperiode zum Thema Strahlen-
Radioaktive Rohabfälle fallen im KKM regelmäs-
schutz durchgeführten Inspektionen bestätigten,
sig aus den Wasserreinigungssystemen, der Abgas-
dass im KKM ein konsequenter und gesetzeskon-
und Fortluftreinigung und als verbrauchte Brenn-
former Strahlenschutz praktiziert wird.
elementkästen an. Weitere Abfälle stammen aus
dem Austausch von Komponenten bei Instandhal-
tungs-, Umbau- oder Nachrüstmassnahmen und
40
den dabei verwendeten Verbrauchsmaterialien.
Der Anfall an radioaktiven Rohabfällen (vgl. Tabelle
8) war im Berichtsjahr mit 36 m3 geringer als im
Die Notfallorganisation des KKM ist für die Bewäl-
Vorjahr. Der Anfall bewegt sich in der mehrjährigen
Schwankungsbreite auf einem niedrigen Niveau.
kampagnenweise konditioniert und anschlies-
tungen zusammen mit einer entsprechenden Aus-
send zwischengelagert. Die im KKM vorhandenen
legung der Anlage hat das KKM die Notfallbereit-
unkonditionierten Abfälle sind in dafür vorgese-
schaft auf hohem Niveau sicherzustellen.
henen Räumlichkeiten der kontrollierten Zone
Das ENSI hat im Oktober 2011 an der Werksnot-
aufbewahrt. Ihr Bestand ist mit 50 m gering.
fallübung MOTUS die Notfallorganisation beo-
bachtet und beurteilt. Für die Übung wurde ein
Szenario unterstellt, bei dem infolge eines Erdbe-
bens eine Reaktorschnellabschaltung erfolgte und
3
transportiert. Weitere Rohabfälle wurden eben-
alle externen Stromeinspeisungen und etwas spä-
falls an die ZWILAG zur Behandlung in der dor-
ter die gesamte Kühlwasserversorgung ausfielen.
tigen Konditionierungsanlage abgegeben.
Der Notfallstab musste mit geeigneten Severe-
Als Konditionierungsverfahren kommt im KKM die
Accident-Management-Massnahmen die Kühlung
Zementierung von Harzen zum Einsatz. Für alle
der Brennelemente im Reaktor und im Brennele-
angewendeten Verfahren liegen die gemäss Kern
mentlagerbecken sicherstellen, um Brennelement-
energieverordnung und Richtlinie ENSI-B05 erfor-
schäden zu verhindern.
derlichen behördlichen Typengenehmigungen vor.
Das ENSI kam zum Schluss, dass die Übungsziele
Im Berichtsjahr wurden die anfallenden Betriebs-
gemäss der Richtlinie ENSI-B11 erreicht wurden.
harze mit der Verfestigungsanlage des KKM in drei
Das KKM verfügt über eine zur Beherrschung von
Kampagnen konditioniert.
Störfällen geeignete Notfallorganisation.
Die konditionierten Abfallgebinde werden routi-
nemässig in das werkseigene Zwischenlager ein-
gelagert. Das KKM nutzt aber auch die Kapazi-
Abgehobener Deckel
über dem Reaktor.
Foto: KKM
täten des zentralen Zwischenlagers in Würenlingen. Die radioaktiven Abfälle des KKM sind in
einem von allen schweizerischen Kernanlagen
eingesetzten
elektronischen
Buchführungssys
tem erfasst, so dass die Information über Menge,
Lagerort und radiologische Eigenschaften jederzeit verfügbar ist.
KKM wurden im Jahr 2011 insgesamt 94 t Material gemäss den Vorgaben der Richtlinie ENSI-B04
freigemessen. Dabei handelte es vorwiegend um
metallische Abfälle.
Anlässlich der Inspektion zum Thema Abfertigung
von Transporten radioaktiver Stoffe stellte das
ENSI eine Forderung hinsichtlich der personellen
Situation und der administrativen Abwicklung. Die
Inspektion fand bei einem komplexen Transportvorgang mit gleichzeitiger An- und Ablieferung
mehrerer Versandstücke statt. Die vom KKM vorgeschlagenen und inzwischen umgesetzten Massnahmen sind Voraussetzung dafür, dass derartige
Vorgänge zukünftig ebenso klar strukturiert abgewickelt werden können wie einfache Transporte.
41
Das ENSI löste im KKM ohne Voranmeldung einen
Das ENSI prüfte die eingereichten Dokumente und
forderte, wo notwendig, Ergänzungen. Die Über-
prüfung der ergänzten Unterlagen war Ende 2011
noch im Gang. Die Ergebnisse werden publiziert.
Bezüglich der Erledigung der Pendenzen aus der
PSÜ 2005 wird auf Kap. 10.1 verwiesen.
Das KKM hat im Jahr 2011 keine grösseren organisatorischen Änderungen vorgenommen. Ende
2.9.1 Detaillierte Bewertung
2011 umfasste der Personalbestand 328 Personen
Im Jahr 2011 beurteilte das ENSI mit dem
(2010: 341). Nach der Sistierung der Rahmenbewil-
im
ligungsgesuche für die Ersatzkernkraftwerke unter-
beschriebenen System rund 290 Inspektions-
Anhang
(Kapitel
Sicherheitsbewertung)
stützten Mitarbeitende der Resun AG das KKM bei
gegenstände, Ergebnisse von Zulassungsprü-
der zusätzlichen Sicherheitsüberprüfung.
fungen, Einzelaspekte von Vorkommnisabläu-
Das KKM hat im November 2011 das Aufrecht-
fen und Sicherheitsindikatoren bezüglich ihrer
erhaltungsaudit durch die Schweizerische Verei-
Bedeutung für die nukleare Sicherheit. Berück-
nigung für Qualitäts- und Managementsysteme
sichtigt wurden zusätzlich die im Rahmen der
(SQS) ohne Auflagen bestanden. Das QM-System
ENSI-Verfügung vom 5. Mai 2011 identifizierten
ist nach den Normen ISO 9001:2008 (Qualitäts-
Befunde (vgl. Kap. 2.3.4). Dabei kam das ENSI
management), ISO 14001:2004 (Umweltmanage-
für die einzelnen Zellen der Sicherheitsbewer-
ment) und OHSAS 18011:2007 (Arbeitssicherheit)
tungs-Matrix zu folgenden zusammenfassenden
zertifiziert.
Beurteilungen:
Bewertungs-
Ein Pikettingenieur des KKM legte im Berichtsjahr
Ziele
mit Erfolg ab. Zulassungsprüfungen bestehen aus
Ebene 1
Im theoretischen Teil weisen die Kandidaten ihre
detaillierten Kenntnisse zum Aufbau und Verhalten der Anlage und zu den anzuwendenden Vor-
Sicherheitsebenen
seine Zulassungsprüfung unter Aufsicht des ENSI
einem theoretischen und einem praktischen Teil.
der zulassungspflichtigen Personen ist im Anhang
in Tabelle 3 zusammengestellt.
Das ENSI hat eine Inspektion zum Ausbildungsprogramm 2011 der Abteilung Betrieb durchge-
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Mensch &
Organisation
N
Ebene 2
V
A
V
N
N
N
Ebene 3
1
N
A
N
Ebene 4
A
V
N
V
N
N
N
Integrität der
Barrieren
tration der Anwendung der Kenntnisse. Die Anzahl
Betriebsgeschehen
Auslegungs-
Ebene 5
schriften nach. Der praktische Teil erfolgt am eigenen Anlagesimulator und besteht in einer Demons-
Anforderungen
gegenstand
Brennelemente
Integrität des
V
Primärkreises
Integrität des
Containments
V
N
N
N
N
N
V
N
1
N
Sicherheitsbewertung 2008a KKM: Perspektive
2011 KKM:
führt. Gegenstand waren die anlagenspezifische
Grundausbildung, die Wiederholungsschulung
am Simulator, die allgemeine Wiederholungsschu-
lung sowie deren Änderungen und Neuerungen.
Vorkommnisse
noch
Das Ausbildungsprogramm erfüllt die Anforde-
rungen der Richtlinie ENSI-B10.
Zellen hatten. Im Folgenden werden jene Zellenbewertungen begründet, die in die Kategorien
2.8 Periodische Sicherheitsüberprüfung
2.1 bis 2.7 ausführlicher behandelt. Die Mehrzahl
42
Ende 2010 reichte das KKM fristgerecht die in Richt-
der Sachverhalte ist sowohl für Sicherheitsebenen
linie HSK-R-48 verlangte Dokumentation der Perio-
oder Barrieren als auch für Schutzziele von Bedeu-
dischen Sicherheitsüberprüfung, der PSÜ 2010, ein.
tung.
Überdruck
2.9.2 Gesamtbewertung
Auslegungs-Vorgaben
❚ Die Blockierung einer Rückschlagklappe einer
Hauptkühlwasserpumpe führte zu einer schnel-
len Leistungsreduktion.
Ebene 3, Auslegungs-Vorgaben: Kategorie 1 der
❚ Bis zur im Sommer 2011 realisierten Nachrüs
tung hätte ein Extremhochwasser zu einer Ver-
stopfung der Wasserfassung des Notstandsys
tems führen können.
PSÜ
herangezogen
Redundanzgrad, Diversität, räumlicher Separa-
tion und Robustheit gegen auslösende Ereig-
nisse bewertet. Da die Auslegung der Wasser-
❚ Im KKM steht bei geschlossener Dammplatte
fassung des Notstandsystems bis zur im Som-
kein gegen Erdbeben und Überflutung ausrei-
mer 2011 realisierten Nachrüstung unzulänglich
chend geschütztes System zur Brennelement
war, bewertet das ENSI die Sicherheit des KKM
beckenkühlung zur Verfügung.
hinsichtlich Auslegungs-Vorgaben insgesamt für
das Jahr 2011 nur als ausreichend.
Betriebs-Vorgaben
❚ Am Reaktorkernisolations-Kühlsystem trat ein
Dichtungsdefekt auf.
heit des KKM hinsichtlich Betriebs-Vorgaben als
hoch.
❚ Die für anlageinterne Notfallmassnahmen zur
Verfügung stehenden Mittel zur Überwachung
❚ Da das Risiko durch die bei einem Extremhoch-
des Brennelementbeckens und zur Wasserein-
wasser bestehende Möglichkeit einer Verstopfung der Notstandsystem-Wasserfassung bis
speisung sind nicht ausreichend.
Ebenenübergreifend, Zustand und Verhalten der
zur im Sommer 2011 realisierten Nachrüstung
Anlage: Kategorie 1 der ENSI-Sicherheitsbewer-
erhöht war, bewertet das ENSI die Sicherheit
tungsskala
des KKM hinsichtlich Zustand und Verhalten der
❚ Bis zur im Sommer 2011 realisierten Nachrüs
Anlage insgesamt für das Jahr 2011 nur als aus-
tung führte die bei einem Extremhochwasser
reichend.
bestehende Möglichkeit einer Verstopfung der
Notstandsystem-Wasserfassung zu einer Risiko-
sation
erhöhung.
tive der gestaffelten Sicherheitsvorsorge zugeordnet
heit des KKM hinsichtlich Zustand und Verhalten
worden sind, lassen sich auch aus der Schutzziel-Per-
spektive zuordnen. Das Ergebnis sieht wie folgt aus:
gewährleistet, doch bestand bis zur im Sommer
Anforderungen
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Mensch &
Ziele
Organisation
Schutzziele
Kühlung der
Brennelemente
1
Stoffe
Begrenzung der
Strahlenexposition
Betriebsgeschehen
Auslegungs-
N
Bedeutung
N
N
N
V
A
V
V
N
V
N
N
V
N
1
N
2011 realisierten Nachrüstung wegen der Möglichkeit einer Verstopfung der NotstandsystemÜberdrucken kontrollieren!
Wasserfassung
bei einem Extremhochwasser ein
erhöhtes Risiko einer Schutzziel-Verletzung.
Sicherheitsbewertung 2008 KKM: Schutzziel-Perspektive
2011 KKM:
Sicherheitsvorsorge
43
Blick auf das
Kernkraftwerk Gösgen.
Foto: ENSI
3. Kernkraftwerk Gösgen
3.1 Überblick
das Funktionsschema einer DruckwasserreaktorAnlage. Die letzte ungeplante Reaktorschnell-
Das Betriebsjahr 2011 zeichnete sich für das
abschaltung trat am 11. Dezember 1990 auf, so
Kernkraftwerk Gösgen (KKG) durch einen unge-
dass für das KKG mit dem Jahr 2011 das einund-
störten Volllastbetrieb aus. Das ENSI stellt fest,
zwanzigste Betriebsjahr ohne ungeplante Reaktor-
dass das KKG die bewilligten Betriebsbedin-
schnellabschaltung verzeichnet werden konnte.
gungen zu jedem Zeitpunkt im Betriebsjahr 2011
Wie schon im 32. Betriebszyklus wurde nach der
eingehalten hat. Das ENSI beurteilt die Sicherheit
Revisionsabstellung 2011 mit einer langsameren
des KKG im Jahr 2011 hinsichtlich Auslegungs-
als
Vorgaben als gut, hinsichtlich Betriebs-Vorga-
33. Betriebszyklus angefahren. Diese Massnahme
ben als gut, hinsichtlich Zustand und Verhalten
trug wesentlich dazu bei, dass keine Brennelement
der
normalen
Leistungssteigerung
zum
der Anlage als gut sowie hinsichtlich Zustand
defekte mehr aufgetreten sind. Infolge des seiner-
und Verhalten von Mensch und Organisation als
zeit ausgewaschenen Brennstoffs ist die Kühlmit-
hoch.
telaktivität im Primärkreislauf aber noch erhöht,
Das KKG ist eine 3-Loop-Druckwasserreaktor-
was bei der radiologischen Planung des Revisions-
Anlage und nahm seinen Betrieb im Jahre 1979
stillstands zu berücksichtigen war.
auf. Die elektrische Bruttoleistung beträgt 1035
Im KKG ereigneten sich 2011 insgesamt fünf mel-
MW, die elektrische Nettoleistung 985 MW. Wei-
depflichtige Vorkommnisse. Alle Vorkommnisse
tere technische Daten sind im Anhang in den
wurden der Stufe 0 der internationalen Ereignis-
Tabellen 1 und 2 zusammengestellt; Figur 7a zeigt
skala INES zugeordnet.
45
Das ENSI führte im Rahmen seiner Aufsicht 85
Im Berichtsjahr 2011 waren fünf meldepflichtige
Inspektionen durch. Wo erforderlich, verlangte
Vorkommnisse zu verzeichnen. Auf der internati-
das ENSI Verbesserungen und kontrollierte deren
onalen Ereignisskala INES wurden alle Vorkomm-
Umsetzung.
nisse der Stufe 0 zugeordnet. Für die systema-
Neben dem Austausch der Dichtungsgehäuse aller
tische Sicherheitsbewertung wird auf Kap. 3.9
drei Hauptkühlmittelpumpen war der Revisions-
verwiesen, für die risikotechnische Beurteilung auf
stillstand 2011 geprägt durch zahlreiche wieder-
Kap. 10.1.
kehrende Prüfungen und Instandhaltungsarbeiten
❚ Am 27. April 2011 kam es bei einer Funktions-
an Systemen und Komponenten der Maschinen-,
prüfung zur Fehlfunktion einer elektronischen
Elektro- und Leittechnik, sowohl im nuklearen als
Baugruppe im Reaktorschutz. Die betroffene
auch im nicht-nuklearen Anlagenbereich. Es wur-
Baugruppe ist Bestandteil der Ansteuerung der
den 40 der insgesamt 177 Brennelemente durch
Frischdampf-Abblasestation, über die bei stör-
neue Brennelemente ersetzt. Letztmalig befinden
fallbedingter Nichtverfügbarkeit der sekundär-
sich insgesamt 16 sogenannte Mischoxid-Brenn
seitigen Hauptwärmesenke die Nachwärmeleis
elemente (MOX) im Reaktor.
tung aus dem Reaktor sicher abgeführt werden
Nach Abschluss der Arbeiten und nachdem sich
kann. Bei einem Teilschritt der Prüfung wurde
das ENSI vom ordnungsgemässen Zustand der
festgestellt, dass ein Teilrücksetzen des durch
Anlage zum Wiederanfahren überzeugt hatte,
die Prüfung ausgelösten Reaktorschutzsignals
nahm das KKG am 30. Juni 2011 die Strompro-
nicht möglich war. Dieses Teilrücksetzen kann
duktion wieder auf und erreichte am 11. Juli 2011
im Anforderungsfall dazu genutzt werden, die
Volllast.
Häufigkeit des Ansprechens der Sicherheitsven-
Das Betriebsjahr einschliesslich Revision zeich-
tile der Frischdampf-Abblasestation zu verrin-
nete sich durch eine tiefe Kollektivdosis aus. Die
gern. Die betroffene Baugruppe wurde ausge-
Dosisgrenzwerte der Strahlenschutzverordnung
tauscht und die Verfügbarkeit der Abblasesta-
für strahlenexponierte Personen wurden jederzeit
eingehalten. Die Abgaben radioaktiver Stoffe an
tion nachgewiesen.
❚ Bei einer Dichtheitsprüfung der Gebäudeabsperr
die Umgebung lagen unter den behördlich fest-
armaturen des Containment-Druckentlastungs-
gelegten Grenzwerten. Die dadurch verursachten
systems trat am 1. Juni 2011 Flüssigkeit aus dem
zusätzlichen Strahlendosen für die Bevölkerung
Waschbehälter des Druckentlastungssystems ins
sind verglichen mit der natürlichen Strahlenexpo-
Containment aus. Der Waschbehälter enthält
sition unbedeutend.
eine Waschflüssigkeit, die im Anforderungsfall
Der Anfall radioaktiver Rohabfälle bewegte sich im
radioaktive Stoffe zurückhält. Zur chemischen
mehrjährigen Mittel und ist auf einem niedrigen
Inertisierung befindet sich über der Waschflüs-
Niveau.
sigkeit ein Stickstoffpolster, das einen Überdruck
Vier Reaktoroperateure, zwei Schichtchefs und vier
von 0,3 bar aufweist. Durch das vorschriftswid-
Pikettingenieure bestanden ihre Zulassungsprü-
rige, gleichzeitige Öffnen der Abschlussarma-
fung. Zwei Reaktoroperateur-Anwärter absolvierten
turen im Leitungsbereich vom Containment zum
die theoretische Grundausbildung an der Reaktor-
Waschbehälter floss ein Teil der Waschflüssig-
schule des Paul Scherrer Instituts erfolgreich.
keit aus. Die fehlerhafte Stellung der Absperr
armaturen wurde von den Prüfern erkannt und
umgehend korrigiert. Die Schichtmannschaft
wurde durch eine automatische Störmeldung
Die Arbeitsausnutzung des KKG betrug im Betriebs-
Druckabfall im Waschbehälter aufmerksam. Die
im Hauptkommandoraum ebenfalls auf den
jahr 92% bei einer Zeitverfügbarkeit von 92,8%.
Prüfung wurde abgebrochen und die Betriebs-
Die Nichtverfügbarkeit der Anlage war haupt-
bereitschaft des Druckentlastungsystems wurde
sächlich durch den Revisionsstillstand bedingt. Im
wieder hergestellt. Ursachen des Vorkommnisses
Berichtsjahr lieferte die Anlage 174 GWh Prozess-
waren eine mangelhafte Prüfungsvorbereitung
wärme für die Versorgung der nahe gelegenen
und missverständliche Prüfvorschriften. Das KKG
Kartonfabrik. Weitere Betriebsdaten sind in der
hat einzelne Schritte im Prüfablauf angepasst.
Tabelle 2 des Anhangs zusammengestellt. Die Zeit-
❚ Infolge des Ansprechens des Überdrehzahlschut
verfügbarkeit und die Arbeitsausnutzung der letz-
zes wurde ein rotierender Umformer, der eine gesi-
ten 10 Jahre ist in Figur 1 zusammengefasst.
cherte Stromschiene versorgt, am 26. Juli 2011
46
automatisch abgeschaltet. Nach einer automa-
chen der Brandmeldelinie im betroffenen
tischen Umschaltung erfolgte die Versorgung der
Gebäudeabschnitt. Unzureichende Vorgaben
gesicherten Schiene vorerst durch eine Notstrom-
für den Umgang mit Staubsaugern in der kon-
schiene. Zur Entlastung der Notstromschiene
trollierten Zone hatten zu einer Staubfreisetzung
wurde anschliessend ein Reserveumformer auf
geführt. Durch das Ansprechen der Brandmelde-
die betroffene gesicherte Schiene geschaltet. Ein
linie wurden zwei in diesem Gebäudeabschnitt
defekter Drehzahlregler hatte zum Ansprechen
befindlichen Abluftventilatoren auslegungsge-
des Überzahldrehschutzes geführt. Der defekte
mäss ausgeschaltet und Brandschutzklappen
Drehzahlregler wurde gegen ein geprüftes Reser-
geschlossen. Die Abluftventilatoren wurden
vegerät ausgetauscht.
nach weniger als 20 Minuten wieder zugeschal-
❚ Bei Kalibrierarbeiten in der Reaktorleittechnik
tet. Alle im betroffenen Abschnitt befindlichen
wurde am 20. September 2011 festgestellt, dass
Systeme haben auslegungsgemäss funktioniert.
der seit Beginn des Betriebszyklus eingestellte
Eine Zusammenstellung der Vorkommnisse der
gemeinsame Wert von zwei Totbändern nicht
dem berechneten Sollwert entsprach. Diese Tot-
bänder legen fest, bei welcher axialen Asym-
metrie der Leistungsverteilung im Reaktorkern
Tabelle 4.
die Leistungsbegrenzung eingreift (Sicherheitsebene 2). Damit wird verhindert, dass die axiale Asymmetrie lokal zu einer unzulässig hohen
3.3 Anlagetechnik
linearen Stableistung führt. Beim Wiederanfahren nach dem Revisionsstillstand war aufgrund
von nicht eindeutig interpretierbaren Mess- und
Während des Revisionsstillstands vom 4. bis zum
Einstellprotokollen die notwendige Neueinstel-
30. Juni 2011 wurden Routinetätigkeiten wie der
lung der Totbänder fälschlicherweise nicht vor-
Brennelementwechsel,
genommen worden. Die tatsächlichen Totbän-
freie Prüfungen und Instandhaltungsarbeiten an
zahlreiche
zerstörungs-
der entsprachen somit den höheren Werten, wie
mechanischen, elektro- und leittechnischen Ein-
sie zu Ende des vorherigen Betriebszyklus einge-
richtungen und Systemen, wiederkehrende Funk-
stellt worden waren.
tionsprüfungen an Komponenten sowie Instand-
❚ Die umgehend durchgeführten Kontrollen der
haltungs- und Änderungsarbeiten durchgeführt.
übrigen Einstellungen gemäss dem betroffenen
Einige der im Revisionsstillstand durchgeführten
Einstellprotokoll zeigten keine weiteren Abwei-
Arbeiten und Prüfungen sind nachfolgend aufge-
chungen von Sollwerten.
führt.
Im Rahmen der Analyse des Vorkommnisses hat
❚ An allen drei Hauptkühlmittelpumpen wurden
das KKG festgestellt, dass die nicht eindeutig
neue Dichtungsgehäuse eingebaut. Infolge der
interpretierbaren und unvollständigen Mess-
in der Jahresrevision 2008 festgestellten Befunde
und Einstellprotokolle die Fehleinstellung der
an den Gewindelöchern der Dichtungsgehäuse
Grenzwerte begünstigt haben. Die entspre-
hat das KKG diese gegen neue Dichtungsge-
chenden Protokolle wurden angepasst. Weiter
häuse ausgetauscht. Dieser Austausch war für
wurde festgestellt, dass auch mit den tatsächlich
die Dauer des Revisionsstillstands bestimmend.
eingestellten Werten der Totbänder, der glei-
❚ Die Innenflächen der Gehäuse und die Einbauten
tende
Grenzwert
des
Reaktorschutzes
der drei Hauptkühlmittelpumpen wurden visuell
(Sicherheitsebene 3) im Leistungsbetrieb im Falle
geprüft. Am Leitapparat einer Hauptkühlmittel-
einer axial asymmetrischen Leistungsverteilung
pumpe war bei einer visuellen Prüfung im Jahr
in ausreichendem Mass reduziert worden wäre.
2008 eine linienförmige Auffälligkeit festgestellt
Der gleitende Grenzwert des Reaktorschutzes
worden. Die 2011 in diesem Bereich durchge-
wird von der Einstellung der Totbänder mitbe-
führte Ultraschallprüfung zeigte, dass es sich
stimmt. Auf Sicherheitsebene 2 wäre die Leis
lediglich um eine oberflächliche Verfärbung
tungsbegrenzung über ein anderes, früher
infolge Borsäureablagerung handelte, nicht aber
ansprechendes Kriterium sichergestellt worden.
um einen Riss.
❚ Bei Reinigungsarbeiten im Ringraum des Reak-
❚ Vier Druckspeicher des nuklearen Nachkühl-
torgebäudes kam es infolge eines defekten
systems wurden im Innern visuell kontrolliert.
Staubsaugers am 6. Oktober 2011 zum Anspre-
Nachdem in früheren Jahren eine minimale
47
Leckage festgestellt worden war, wurde die Plat-
grössere Spülluftkapazität als im Revisionstillstand
tierung eines Mannlochstutzens ersetzt.
2010 zur Verfügung stand.
❚ Die Ultraschall- und Oberflächenrissprüfungen
eines Dampferzeugers und des Druckhalters
und Reaktorkern
ergaben keine unzulässigen Befunde. Die zer-
Geringe Aktivitätskonzentrationen im Primärkühl-
an Schweissnähten der Hauptkühlmittelleitung,
störungsfreien Prüfungen an Rohrleitungen des
mittel liessen den Schluss zu, dass im 32. Betriebs-
Volumenregelsystems, des nuklearen Nachkühl-
zyklus (2010/2011) keine Brennstab-Hüllrohr
systems und des Speisewassersystems ergaben
defekte aufgetreten sind. Während des Revisions-
keine unzulässigen Befunde.
stillstands wurden 40 frische WAU-Brennelemente
❚ Mit mehr als 600 visuell geprüften Stossbremsen
in den Reaktorkern geladen, der damit im 33.
wurde der Umfang dieser Prüfungen, verglichen
Betriebszyklus insgesamt 4 Uran-, 157 WAU- und
mit früheren Jahren, vervielfacht. Dabei ergaben
16
sich 47 Befunde, von denen 43 direkt behoben
(MOX-Brennelemente) enthält. Bei umfangreichen
Uran-/Plutonium-Mischoxid-Brennelemente
und vier belassen werden konnten. Funktions-
Inspektionen von Standard-Brennelementen mit
prüfungen wurden an 108 Stossbremsen durch-
Uran-, MOX- und WAU-Brennstoff und verschie-
geführt. 25 Stossbremsen mussten ersetzt wer-
denen Standzeiten wurden z.B. bezüglich des
den, was im üblichen Rahmen liegt.
Brennelement- und Brennstabwachstums sowie
❚ W ie bereits im Vorjahr wurden zwei Druckhalter-
Heizstäbe vorsorglich ersetzt.
der Brennelementverbiegung auslegungsgemässe
Zustände festgestellt. Die untersuchten Hüllrohre
❚ Im Strang 1 des elektrischen Eigenbedarfs wurde
von Teststäben aus sogenanntem Material M5 und
eine Grossrevision vorgenommen. Dabei wur-
die Standard-Hüllrohre wiesen nur geringe, den
den auch die 24-V-Gleichrichter ausgetauscht,
Erfahrungen entsprechende, Oxidschichtdicken
und der rotierende Umformer zur Versorgung
auf. Die Bestrahlungsprogramme für Cr2O3-
der gesicherten 380-V-Schiene wurde durch sta-
dotierten Brennstoff mit DX-D4- und M5-Hüll-
tische Wechselrichter ersetzt.
rohren sowie für Materialteststäbe werden weiter-
❚ Der über mehrere Jahre verteilte Austausch der
ölarmen 6/10-kV-Leistungsschalter gegen neue
Vakuumschalter wurde abgeschlossen.
❚ Im Maschinenhaus wurde das Turbinenfunda-
geführt.
Als Gegenmassnahme zu den in den Zyklen 30
und 31 aufgetretenen Brennstabschäden hat das
KKG bereits bei Aufnahme des Leistungsbetriebs
ment durch den Einbau von 16 Ankerschwertern
zum 32. Zyklus eine modifizierte Anfahrweise mit
verstärkt.
Erfolg praktiziert. Diese wurde zu Beginn des 33.
Die im Bereich der Leittechnik auf der Sekundär-
Zyklus wiederholt. Dadurch wird Volllast erst etwa
seite neu installierte Turbinenregelung wurde nach
10 Tage nach Zyklusbeginn erreicht. Da es seit zwei
dem Revisionsstillstand im Rahmen des Wiederan-
Zyklen zu keinen Brennstabschäden mehr gekom-
fahrens auf ihr Regelverhalten hin überprüft. Dabei
men ist, beurteilt das ENSI die neue Anfahrweise als
führte das KKG bei einer Generatorleistung von ca.
zweckmässig. Als zusätzliche Massnahme wurden
500 MW einen Lastabwurf auf Eigenbedarf durch.
mehrere, die Brennstofftabletten betreffenden,
Dabei hat sich das ENSI im Rahmen einer Inspek-
Verbesserungen in der Brennelementfertigung
tion von der Funktionsfähigkeit der neuen digi-
umgesetzt. Einerseits werden die Tabletten im Fer-
talen Regelungstechnik überzeugen können.
tigungsprozess gegen Belastungen geschützt, die
zu Oberflächenschäden führen können und ande-
rerseits durch geometrische Änderungen robuster
Von den im Berichtsjahr durchgeführten Anlage
gemacht.
änderungen ausserhalb des Revisionsstillstands ist
Die Steuerstabfinger aller 48 Steuerelemente wur-
die Erweiterung der Kapazität der betrieblichen
den während des Revisionsstillstands mittels Wir-
Spülluftanlage erwähnenswert. Diese dient dazu,
belstromprüfung auf Wanddickenschwächungen
bei Arbeiten an Komponenten des Primärkühl-
und Beschädigungen hin untersucht. Bei zwei
kreislaufes während der Revisionsstillstände die
Steuerelementen der Erstausstattung, die über
radioaktiven Stoffe aus der Raumluft besser filtern
20 Zyklen im Einsatz waren, und an einem Steu-
zu können. Die Änderungsarbeiten wurden vor
erelement einer Nachlieferung, das 17 Zyklen im
Beginn des Revisionsstillstands 2011 für den zwei-
Einsatz war, sind Rissanzeigen festgestellt wor-
ten Lüftungsstrang durchgeführt, womit eine viel
den. Sie wurden vorsorglich gegen neue Steuer-
48
Kommandoraum.
Foto: KKG
elemente ausgetauscht und kommen nicht mehr
das KKG fristgerecht einreichte. Aufgrund des
zum Einsatz. Alle anderen Steuerelemente befan-
den sich in einem auslegungsgemässen Zustand.
vom 5. Mai 2011 den folgenden verbesserungsbe-
Im 33. Betriebszyklus befinden sich 39 Steuerele-
dürftigen Punkt:
mente aus Nachlieferungen sowie 9 aus der Erst-
Im Notstandleitstand fehlen Möglichkeiten zur
ausstattung im Reaktor.
Überwachung der Temperatur und des Füllstands
Das ENSI hat sich davon überzeugt, dass das
im Brennelementbecken.
KKG neue Brennelemente und Steuerstäbe ein-
Deshalb verlangte das ENSI vom KKG bis zum
setzt, die den Qualitätsanforderungen für einen
31. August 2011 geeignete Lösungsansätze.
sicheren Betrieb entsprechen, und dass der
Am 30. Juni 2011 reichte das KKG den geforderten
Betreiber nur bestrahlte Brennelemente und Steu-
erstäbe mit defektfreien Hüllrohren in den Reak-
lichen Extremhochwassers ein. In seiner Stellung-
tor einsetzt.
nahme vom 31. August 2011 ist das ENSI zum
Im Berichtszeitraum 2011 wurde der Reaktor-
Ergebnis gekommen, dass das KKG den Nachweis
kern auslegungsgemäss und im bewilligten Rah-
men betrieben. Die Ergebnisse der reaktorphysika-
erbracht hat.
In Erfüllung der Verfügung vom 5. Mai 2011
nissen der Kernauslegungsberechnung überein.
hat das KKG fristgerecht am 31. August 2011
Die Betriebsgrenzen wurden eingehalten.
die geforderten Lösungsansätze dargelegt. Die
geplanten Ertüchtigungen umfassen die Erhöhung
des Schutzes der Temperatur- und Füllstandsmes-
Wie im Kapitel 10.3 dargestellt, forderte das ENSI
sung für das Brennelementbecken sowie die Nach-
rüstung von Messanzeigen in der Notsteuerstelle
März 2011 einen ersten Bericht zu Fragen der Aus-
im Revisionsstillstand 2012. Das ENSI hat am 15.
legung bezüglich Erdbeben und Überflutung, den
November 2011 diese Massnahmen und den vom
49
KKG vorgelegten Zeitplan zu deren Umsetzung für
Fall erfüllt das KKG die Anforderungen bei allen
angemessen erachtet und das KKG aufgefordert,
Prüfpunkten.
die erforderlichen Antragsunterlagen einzureichen.
In einer Inspektion des Systems zur gefilterten
Das KKG hat entsprechend der in Kapitel 10.3
Druckentlastung des Containments identifizierte
das ENSI punktuellen Verbesserungsbedarf: Ein-
zelne im Notfallhandbuch enthaltene Verweise auf
andere Vorschriften sind unvollständig oder falsch.
der EU-Stresstests vorgelegt. Das ENSI hat am 31.
Die Wasserstoffmessung ist seismisch nicht quali-
fiziert und liefert bei einem Kühlmittelverluststör-
eingereicht.
fall nicht in allen Zeitbereichen genaue Messwerte.
Mehrere Messgrössen werden in der Notsteuer-
das ENSI im KKG zusätzliche Inspektionen durch:
stelle über ein System angezeigt, das nur für das
Am 24. Mai 2011 bewertete das ENSI im Rahmen
Betriebserdbeben, nicht aber für das Sicherheits-
einer Inspektion die für Auslegungsstörfälle und
erdbeben ausgelegt ist. Das ENSI verlangte ent-
auslegungsüberschreitende Störfälle getroffenen
sprechende Korrekturmassnahmen.
Vorsorgemassnahmen zur Kühlung des Brennelementbeckens. Bei allen bewerteten Punkten erfüllt
3.4 Strahlenschutz
das KKG die Anforderungen.
Am 22. August 2011 inspizierte das ENSI die
Vorsorgemassnahmen
Foto: KKG
zur
Beherrschung
des
10 000-jährlichen Hochwassers. Auch in diesem
Im Kalenderjahr 2011 betrug die Kollektivdosis
im KKG 500 Pers.-mSv. Die höchste im KKG registrierte Individualdosis betrug 6,2 mSv. Der Dosisgrenzwert
der
Strahlenschutzverordnung
für
beruflich strahlenexponierte Personen von 20 mSv
pro Jahr wurde unterschritten.
Bei den Arbeiten während des Revisionsstillstands
wurden 393 Pers.-mSv akkumuliert, geplant
waren 567 Pers.-mSv. Es wurden keine Personenkontaminationen festgestellt, die nicht mit einfachen Mitteln (Waschen, Abbürsten) entfernt
werden konnten. Es sind keine Inkorporationen
aufgetreten.
Die Anlage zeigte sich in einem radiologisch sehr
sauberen und zonenkonformen Zustand. Die
Dosierung von Zink in den Primärkreis trägt zu
einer deutlichen Reduktion der Dosisleistungen
und Personendosen bei. Im Durchschnitt lag die
Dosisleistung an ausgewählten Primärkomponenten um 44 % unter dem Wert, der zu Beginn der
Zinkdosierung im Jahr 2005 ermittelt worden war.
Im Vergleich zum Vorjahr wurde eine Reduktion
der Dosisleistungen um rund 9 % festgestellt.
Die radiologische Situation aufgrund der immer
noch hohen Menge Trampuran im Kreislauf als
Folge der Brennelementdefekte in früheren Jahren
(bis 2010) erforderte auch in dieser Revision ein
intensives Mess- und Überwachungsprogramm.
Dank administrativen und technischen Schutzmassnahmen war eine Zutrittsbegrenzung für das
gesamte Containment nur direkt nach dem Abheben des Reaktordruckbehälterdeckels bis zum
Abschluss der Reinigungsarbeiten erforderlich. Die
Luftkontamination sank innert einiger Stunden
50
unter den für das Jahresmittel geltenden Richt-
wert. Damit bestand keine Gefährdung von Personen und die Umwelt wurde nicht belastet.
Radioaktive Rohabfälle fallen im KKG regelmäs-
Das ENSI hat sich bei mehreren Inspektionen
sig aus den Wasserreinigungssystemen sowie der
davon überzeugt, dass im KKG ein konsequenter
Abgas- und Fortluftreinigung an. Weitere Abfälle
und gesetzeskonformer Strahlenschutz praktiziert
stammen aus dem Austausch von Komponenten
wird, der im Hinblick auf den Umgang mit den Fol-
bei Instandhaltungs-, Umbau- oder Nachrüstmass-
gen der Brennstab-Hüllrohrdefekte vorbildlich war.
nahmen und den dabei verwendeten Verbrauchs-
Der Personalbestand im Strahlenschutz war jeder-
materialien. Der Anfall an radioaktiven Rohabfäl-
zeit ausreichend.
len (vgl. Tabelle 8) war im Berichtsjahr mit 21 m3
etwas höher als im Vorjahr. Der Anfall bewegt
von Aerosolen, Iod und Edelgasen lagen deut-
sich in der mehrjährigen Schwankungsbreite auf
lich unterhalb der in der Betriebsbewilligung fest-
einem niedrigen Niveau.
gelegten Grenzwerte. Die gleiche Aussage gilt
auch für die Abgabe radioaktiver Stoffe mit dem
Abwasser ohne Tritium. Die für Druckwasserreak-
send zwischengelagert. Die im KKG vorhandenen
toren typischen Tritium-Abgaben des KKG betru-
gen rund 27 % des Jahresgrenzwerts. Die quar-
talsweise vom ENSI durchgeführten Kontroll-
aufbewahrt. Ihr Bestand ist mit 44 m3 gering.
messungen von Abwasserproben sowie Iod- und
Aerosolfiltern ergaben eine gute Übereinstim-
mung mit den vom KKG gemeldeten Analyseer-
gebnissen. Aus den tatsächlich über die Abluft
transportiert.
und das Abwasser abgegebenen radioaktiven
Als Konditionierungsverfahren kommen im KKG
Stoffen berechnet das ENSI die Jahresdosis für Ein-
die Bituminierung von Harzen und Konzentraten
zelpersonen der Bevölkerung in der Umgebung
sowie die Zementierung von nicht brenn- oder
des KKG unter konservativen, d. h. ungünstigen
schmelzbaren Abfällen zum Einsatz. Für alle ange-
Annahmen. Die Dosen liegen unter 0,001 mSv für
wendeten Verfahren liegen die gemäss Kern
Erwachsene, Zehnjährige und Kleinkinder und lie-
energieverordnung und Richtlinie ENSI-B05 erfor-
gen damit deutlich unterhalb des quellenbezo-
derlichen behördlichen Typengenehmigungen vor.
genen Dosisrichtwerts von 0,3 mSv/Jahr gemäss
Im Berichtsjahr wurden Waschwasserkonzentrate
Richtlinie ENSI-G15.
und Harze in Bitumen verfestigt.
Die Dosisleistungsmesssonden des vom ENSI
Die konditionierten Abfallgebinde werden rou-
tinemässig im werkseigenen Zwischenlager ein-
bung des Werks zeigten keine durch den Betrieb
gelagert. Das KKG nutzt aber auch die Kapazi-
der Anlage erhöhten Werte. Die EDIS-Dosime-
täten des Zentralen Zwischenlagers in Würen-
ter (Environmental Direct Ion Storage Dosimeter)
lingen. Die radioaktiven Abfälle des KKG sind in
registrierten keine signifikante Erhöhung gegen-
über der Untergrundstrahlung. Bei den quartals-
eingesetzten elektronischen Buchführungssys
weise vom ENSI zur Kontrolle durchgeführten
Messungen an der Umzäunung des KKG wurden
Lagerort und radiologische Eigenschaften jeder-
ebenfalls keine signifikanten Erhöhungen gegen-
zeit verfügbar ist.
über der Untergrundstrahlung festgestellt. Die
nach Artikel 102 Absatz 3 der Strahlenschutzver-
radioaktiven Abfälle ist die Inaktiv-Freimes-
ordnung vorgegebenen Immissionsgrenzwerte für
sung von Materialien aus der kontrollierten
Direktstrahlung ausserhalb des Kraftwerksareals
Zone. Im Berichtsjahr wurden 30 t Material
von 1 mSv pro Jahr für Wohn- und Aufenthalts-
gemäss den Vorgaben der Richtlinie ENSI-B04
räume und von 5 mSv pro Jahr für andere Bereiche
freigemessen.
wurden eingehalten.
Im Frühjahr 2011 fanden vier innerbetriebliche
Für detaillierte Angaben zur radiologischen Situ-
Transporte von insgesamt 48 abgebrannten
ation innerhalb und ausserhalb der Anlage Gös-
Brennelementen aus dem Brennelementbecken
gen wird auf den Strahlenschutzbericht 2011 des
des Reaktorgebäudes in das externe KKG-Nass-
ENSI verwiesen.
lager statt.
51
Die SQS hat im März 2011 ein Aufrechterhaltungsaudit des Managementsystems des KKG
Die Notfallorganisation des KKG ist für die Bewäl-
(ISO 9001:2008, ISO 14001:2004 und OHSAS
18001:2004) durchgeführt und die Überein-
stimmung des Systems mit den Normen bestä-
tigt.
tungen zusammen mit einer entsprechenden Auslegung der Anlage hat das KKG die Notfallbereit-
Im Berichtsjahr bestanden zwei Reaktoroperateur-
Das ENSI hat im November 2011 anlässlich der
Anwärter des KKG die Abschlussprüfung der kern-
Werksnotfallübung KRISTALL die Notfallorgani-
technischen Grundlagenausbildung an der Reak-
sation beobachtet und beurteilt. Für die Übung
torschule des PSI. Dies ist eine Voraussetzung für
wurde ein Szenario unterstellt, bei dem es durch
die weitere Ausbildung und spätere Zulassungs-
den Ausfall der externen Stromversorgung
prüfung zum Reaktoroperateur. Die Ausbildung
nötig wurde, die Anlage auf Eigenbedarf abzu-
vermittelt die erforderlichen theoretischen Kennt-
fahren. Als Folge der Lasttransiente entstand
nisse auf den Gebieten der thermischen Kraft-
ein Dampferzeugerheizrohrbruch, der zusam-
werkstechnik, Nuklearphysik, Reaktortechnik und
men mit einem störungsbedingt teilgeöffneten
Strahlenschutz.
Abblaseventil zu einer Freisetzung von Radio-
Vier Reaktoroperateure, zwei Schichtchefs und
aktivität in die Umgebung führte. Der Notfall-
vier Pikettingenieure des KKG legten ihre Zulas-
stab ordnete die rasche Abkühlung des Reaktors
sungsprüfung mit Erfolg ab. Die Zulassungsprü-
und das mechanische Schliessen des Absperr-
fungen bestehen aus einem theoretischen und
ventils an. Beim Versuch, das Ventil zu schlies-
einem praktischen Teil. Im theoretischen Teil wei-
sen, wurde eine Steuerleitung beschädigt, so
sen die Kandidaten ihre detaillierten Kenntnisse
dass ein Mitarbeiter durch heissen radioaktiven
zum Aufbau und Verhalten der Anlage und zu
Dampf verletzt wurde. Nach dem Schliessen des
den anzuwendenden Vorschriften nach. Der prak-
Abblaseventils wurde die Freisetzung beendet
tische Teil erfolgt am eigenen Anlagesimulator
und die Anlage in den kalt abgestellten Zustand
und besteht in einer Demonstration der Anwen-
abgefahren.
dung der Kenntnisse. Die Anzahl der zulassungs-
pflichtigen Personen ist im Anhang in Tabelle 3
gemäss Richtlinie ENSI-B11 erreicht wurden. Das
zusammengestellt.
KKG verfügt über eine zur Beherrschung von Stör-
Das ENSI hat eine Inspektion zum Ausbildungs-
fällen geeignete Notfallorganisation.
programm 2011 der Abteilung Betrieb durchge-
Eine Inspektion zeigte, dass die Notfallkommuni-
führt. Gegenstand der Inspektion waren insbe-
kationsmittel für den Kontakt zu externen Stellen
sondere die anlagenspezifische Grundausbildung,
betriebsbereit sind.
die Wiederholungsschulung am Simulator und die
Das ENSI löste im KKG ohne Voranmeldung einen
allgemeine Wiederholungsschulung. Besondere
Bedeutung kommt der Ausbildung neuer Schicht-
chefs und der Weiterbildung von Reaktoropera-
teuren zu, womit das KKG angemessen auf die
Abgänge bei den Schichtchefs reagiert hat. Das
Ausbildungsprogramm erfüllt die Anforderungen
der Richtlinie ENSI-B10.
Das KKG hat im Jahr 2011 keine grösseren orga-
3.8 Periodische Sicherheitsüberprüfung
nisatorischen Änderungen vorgenommen. Ende
2011 arbeiteten im KKG 489 Personen (2010:
Die Bearbeitung und Veröffentlichung der Stel-
476). Zur Bewältigung von Grossprojekten und
lungnahme des ENSI zur Periodischen Sicher-
um genügend Überlappungszeit bei der Neube-
heitsüberprüfung (PSÜ) des KKG haben sich
setzung von Stellen infolge von Pensionierungen
infolge von Ressourcenengpässen wegen des
zu ermöglichen, hat das KKG den Personalbestand
Unfalls im japanischen Kernkraftwerk Fukushima
aufgestockt.
verzögert.
52
Ebene 2, Zustand und Verhalten der Anlage: Kategorie A der ENSI-Sicherheitsbewertungsskala
❚ Ein sich auf die Leistungsverteilung im Reaktor-
kern beziehendes Reaktorschutzkriterium war
falsch eingestellt.
Ergebnisse von Zulassungsprüfungen, Einzel
aspekte von Vorkommnisabläufen und Sicher
❚ Im Notstandleitstand fehlen Möglichkeiten, die
heitsindikatoren bezüglich ihrer Bedeutung für die
Temperatur und den Füllstand der Brennele-
nukleare Sicherheit. Berücksichtigt wurden zu-
mentbecken zu überwachen.
sätzlich die im Rahmen der ENSI-Verfügung vom
5. Mai 2011 identifizierten Befunde (vgl. Kap.
3.3.4). Dabei kam das ENSI für die einzelnen Zellen
skala
der Sicherheitsbewertungs-Matrix zu folgenden
❚ Eine defekte Baugruppe im Reaktorschutz-
system führte zu einer Unverfügbarkeit einer
zusammenfassenden Beurteilungen:
Frischdampf-Abblasestation.
Anforderungen
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Mensch &
Ziele
Organisation
A
Ebene 1
Sicherheitsebenen
Betriebsgeschehen
Auslegungs-
Ebene 2
A
V
eines Reaktorschutzkriteriums ist auch für die
Ebene 3 von Bedeutung.
N
A
V
Ebene 4
V
V
A
V
N
N
N
Barrieren
Integrität der
N
Brennelemente
Containments
V
❚ Die unter Ebene 2 genannte falsche Einstellung
skala
❚ Eine fehlerhafte Armaturenstellung führte zu
N
N
einer Unverfügbarkeit der gefilterten Contain-
V
A
N
ment-Druckentlastungsfunktion.
N
N
N
Primärkreises
Integrität des
mers.Überdrucken kontrollieren!
N
A
Integrität des
kam es zum Ausfall eines rotierenden Umfor-
N
Ebene 3
Ebene 5
❚ Wegen einer Störung an einem Drehzahlregler
2011 KKG:
Integrität des Containments, Zustand und Verhalten der Anlage: Kategorie A der ENSI-Sicherheitsbewertungsskala
❚ Die unter Ebene 4 erwähnte fehlerhafte Arma-
turenstellung führte auch zu einer kurzfristigen
Verletzung der Containment-Integrität.
noch
Vorkommnisse
folgt aus:
3.1 bis 3.7 ausführlicher behandelt. Die Mehr-
zahl der Sachverhalte ist sowohl für Sicherheitsebenen oder Barrieren als auch für Schutzziele
Ebene 1, Betriebs-Vorgaben: Kategorie A der
Kühlung der
❚ Unzureichende Vorgaben für den Umgang mit
Staubsaugern führten zu einer Staubfreisetzung
bei Belagsarbeiten in der kontrollierten Zone
und dadurch zum Ansprechen einer Brandmeldelinie, der Abschaltung der Abluftanlage im
Bereich des Brennelementladebeckens und der
Schliessung von Brandschutzklappen.
Schutzziele
Brennelemente
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
A
Stoffe
Strahlenexposition
Bedeutung
Mensch &
Organisation
Begrenzung der
Betriebsgeschehen
Betriebs-
Ziele
von Bedeutung.
Anforderungen
Auslegungs-
N
A
V
N
A
N
A
A
V
N
N
N
N
A
N
Sicherheitsbewertung 2008 KKM: 2010
KKG:
Sicherheitsvorsorge
53
gen Bedeutung für die nukleare Sicherheit. Ent-
Auslegungs-Vorgaben
sprechend bewertet das ENSI die Sicherheit des
❚ Das
eines
ENSI beurteilt die falsche Einstellung
Reaktorschutzkriteriums,
die
kurzfris
tigen Unverfügbarkeiten einer Frischdampf-
Abblasestation, eines rotierenden Umformers
herangezogen
und des Containment-Druckentlastungssystems
sowie die kurzfristige Verletzung der Contain-
PSÜ
ment-Integrität als Abweichungen mit einer
tion und Robustheit gegen auslösende Ereig-
geringen Bedeutung für die nukleare Sicherheit.
nisse bewertet. Da die Auslegungs-Vorgaben
Entsprechend bewertet das ENSI die Sicherheit
des KKG die Minimalanforderungen und den
des KKG hinsichtlich Betriebs-Vorgaben als gut.
Stand ausländischer Anlagen desselben Typs
übertreffen, bewertet das ENSI die Sicherheit
sation
des KKG hinsichtlich Auslegungs-Vorgaben als
gut.
54
KKG hinsichtlich Betriebs-Vorgaben als gut.
Betriebs-Vorgaben
heit des KKG hinsichtlich Zustand und Verhalten
❚ Das ENSI beurteilt die unzureichenden Vorgaben
für den Umgang mit Staubsaugern in der kon-
trollierten Zone als Abweichung mit einer gerin-
Blick auf das
Kernkraftwerk
Leibstadt.
Foto: KKL
4. Kernkraftwerk Leibstadt
4.1 Überblick
Im Revisionsstillstand wurden mehrere Anlageän-
Das Betriebsjahr 2011 war im Kernkraftwerk Leib-
derungen zur weiteren Verbesserung der Anlage
stadt (KKL) durch einen weitgehend ungestörten
umgesetzt. Ein wesentlicher Teil der Ertüchti-
Volllastbetrieb geprägt. Das ENSI stellt fest, dass das
gungsmassnahmen betraf den erst 2010 ausge-
KKL die bewilligten Betriebsbedingungen immer
tauschten Blocktransformator: Bei einem der drei
eingehalten hat. Das ENSI beurteilt die Sicherheit
Transformatorpole wurden seit längerem Anzei-
des KKL im Jahr 2011 hinsichtlich Auslegungs-Vor-
chen eines Defektes (Gasbildung im Öl) fest-
gaben als hoch, hinsichtlich Betriebs-Vorgaben als
gestellt. Er wurde deshalb 2011 durch einen
gut, hinsichtlich Zustand und Verhalten der Anlage
Reservetransformatorpol ersetzt. Bei der Unter-
als gut sowie hinsichtlich Zustand und Verhalten
suchung
von Mensch und Organisation als gut.
pols wurde ein Fabrikationsfehler im Bereich der
Das KKL ist eine Siedewasserreaktor-Anlage. Es
Oberspannungsausleitung
nahm seinen kommerziellen Betrieb im Jahr 1984
die Ursache für die elektrischen Teilentladungen
des
ausgetauschten
Transformator-
gefunden,
welcher
auf. Die elektrische Nettoleistung beträgt 1190
und die damit verbundene Gasbildung im Trans-
MW. Weitere Daten sind in den Tabellen 1 und
formatoröl war. Vorsichtshalber hat das KKL bei
2 des Anhangs zu finden. Die Figur 7b zeigt das
allen Transformatorpolen des Blocktrafos die nöti-
Funktionsschema einer Siedewasserreaktor-Anlage.
gen Instandsetzungsmassnahmen vorgenommen.
Im abgelaufenen Betriebszyklus traten – wie
Damit konnte die Fehlerursache behoben und
bereits in den vorangegangenen sechs Zyklen –
die Betriebsbereitschaft des Blocktransformators
keine Schäden an Brennelementen auf.
erstellt werden.
55
Der Dosisgrenzwert der Strahlenschutzverord-
Am 24. Februar 2011 kam es zu einer automa-
nung für beruflich strahlenexponierte Personen
tischen Abschaltung der Turbine (siehe unten).
wurde stets eingehalten.
Diese ungeplante Lastreduktion machte am
Die Abgaben radioaktiver Stoffe an die Umge-
26. Februar 2011 eine Anpassung des Steuerstab
bung lagen deutlich unter den behördlich fest-
musters erforderlich.
gelegten Grenzwerten. Die dadurch verursachten
Am 18. April 2011 kam es zu einem unerwar-
zusätzlichen Strahlendosen für die Bevölkerung
teten Anstieg des Kontaminationspegels im
sind verglichen mit der natürlichen Strahlenexpo-
Maschinenhaus. Ursache war eine Leckage an
sition unbedeutend.
einer
Der Anfall radioaktiver Rohabfälle bewegte sich im
Entwässerungsleitung (siehe unten). Um die Repa-
Flanschverbindung
einer
Frischdampf-
mehrjährigen Mittel und ist auf einem niedrigen
ratur durchzuführen, wurden am 28. April 2011
Niveau.
die Reaktorleistung auf ca. 25 Prozent abgesenkt,
Das ENSI führte in allen Fachgebieten 85 Inspek-
die Turbine abgestellt und der Generator vom Netz
tionen durch. Wo erforderlich, verlangte das ENSI
getrennt. Nach der Reparatur wurde die Anlage
Verbesserungsmassnahmen
wieder ans Netz geschaltet und im Laufe des
und
überwachte
deren Umsetzung.
nächsten Tages auf Volllast gefahren. Infolge die-
Acht Reaktoroperateure, zwei Schichtchefs und
ser Lastreduktion wurde am 30. April 2011 wiede-
ein Pikettingenieur bestanden ihre Zulassungsprü-
rum eine Anpassung des Steuerstabmusters erfor-
fung.
derlich.
Während der Sommermonate musste die Reaktorleistung infolge der hohen Umgebungstempera-
turen an einigen Tagen um bis zu 14 % reduziert
Das KKL verzeichnete in seinem 27. Betriebsjahr
Am 3. August 2011 wurde die Anlage planmäs-
eine Arbeitsausnutzung von 91,1 % und eine Zeit-
sig zum Revisionsstillstand abgefahren. Nachdem
verfügbarkeit von 92,4 %. Die Zeitverfügbarkeit
alle geplanten Arbeiten der Jahreshauptrevision
werden.
und die Arbeitsausnutzung der letzten 10 Jahre
und die erforderlichen Funktionstests erfolgreich
sind im Anhang in Figur 1 dargestellt.
abgeschlossen waren, wurde am 22. August 2011
Im Rahmen der Systemdienstleistung «Netzrege-
mit dem ersten Teil des Anfahrprogramms begon-
lung Tertiär Minus» wurde die elektrische Leistung
nen. Ungeplante Instandsetzungsmassnahmen an
der Anlage mehrmals vorübergehend um bis zu
den Polen des Blocktranformators führten aber
100 MW reduziert. Die Anlage wurde jeweils am
zu einer Verlängerung der Revision um mehrere
gleichen Tag wieder auf Volllast gefahren.
Tage. Nach Abschluss dieser Arbeiten wurde das
Foto: KKL
56
Anfahren der Gesamtanlage weitergeführt. Am
leistung auf 67% durch Einschiessen von Steuer-
30. August 2011 konnten der Reaktor endgültig
stäben und Verminderung des Kerndurchflusses.
in Betrieb genommen und der Generator mit dem
Anschliessend reduzierte das Betriebspersonal
Netz synchronisiert werden. Die volle elektrische
gemäss Störfallanweisung die Reaktorleistung
Leistung wurde am 2. September 2011 erreicht.
auf 22%. Während des Betriebs mit reduzierter
Zwecks Behebung einer Dampfleckage infolge
Leistung kam es zur kurzzeitigen Kavitation in
einer defekten Dichtung an der Heizdampfleitung
den Speisewasserpumpen, zu einer Leckage im
eines Zwischenüberhitzers wurde die Reaktor-
Bereich der Frischdampfleitungsentwässerung
leistung am 12. Oktober 2011 für 4 Stunden auf
und zu Schwingungen der Reaktorleistung. Das
15 % reduziert.
Ereignis führte aber zu keinen Anforderungen
Darüber hinaus waren keine weiteren störungs-
von Schutzsystemen und zu keinen sicherheits-
bedingten Leistungsreduktionen und auch kein
relevanten Einschränkungen.
unvorhergesehenes Abfahren der Anlage zu ver-
❚ Beim Hochfahren der Anlage nach der Turbinen-
zeichnen.
abschaltung am 24. Februar 2011 (siehe oben)
Zur Verbesserung des Wirkungsgrads der Anlage
stand wegen eines defekten Öldruck-Mano-
hat das KKL im Jahr 2010 mehrere Anlageände-
staten weiterhin ein Alarm an, welcher auf eine
rungen vorgenommen. Der für 2011 geplante
Offenstellung der Turbinenbypassventile hinwies,
Austausch des Generators gegen einen mit
obwohl diese aber ordnungsgemäss geschlos-
höherer Leistung konnte nicht vorgenommen wer-
sen waren. Zur Sicherstellung des Reaktor-
den, da bei Testläufen Mängel festgestellt worden
schutz-Auslösesignals im Reaktorschutzkanal A
waren. Bei tiefen Aussentemperaturen könnte
wurde durch einen leittechnischen Eingriff das
mehr elektrische Leistung erzeugt werden als der
Signal «Bypassversagen» dauernd aufgeschaltet,
bestehende Generator liefern kann. Bei Erreichen
so wie dies in der Technischen Spezifikation vor-
der maximal zulässigen Generatorleistung wird
gesehen ist. Damit wäre bei einem Lastabwurf
die thermische Reaktorleistung reduziert. Diese
oder Turbinentrip mit echtem Bypassversagen
Fahrweise soll bis zum Austausch des Generators
sofort 1-kanalig eine Reaktorschnellabschaltung
beibehalten werden.
ausgelöst worden. Der defekte Manostat wurde
Im Berichtsjahr waren elf meldepflichtige Vor-
im Revisionsstillstand 2011 ausgewechselt.
kommnisse zu verzeichnen. Alle wurden der
❚ Bei einem regelmässig durchzuführenden Test
Stufe 0 der internationalen Ereignisskala INES
der Drywell-Isolationsventile des Systems zur
zugeteilt. Für die systematische Sicherheitsbewer-
Entnahme von Proben aus dem Reaktorum-
tung wird auf Kap. 4.8 verwiesen, für die risiko-
wälzsystem wurde am 15. März 2011 bei zwei
technische Beurteilung auf Kap. 10.1.
in Serie angebrachten Armaturen eine innere
❚ Bei einem Funktionstest des Hochdruck-Kern-
Undichtheit der Armaturenventilsitze festge-
sprühsystems am 6. Januar 2011 wurde ein
stellt, wodurch die Isolationsfunktion der Arma-
dünner Wasserstrahl festgestellt. Dieser trat aus
turen in der Probenahmeleitung bei automa-
einer Schweissnaht einer zu einem Sicherheits-
tischer Anforderung nicht mehr vollumfänglich
ventil führenden Kleinleitung aus. Der Funkti-
gewährleistet gewesen wäre. Als Sofortmass-
onstest wurde abgebrochen und das betroffene
nahme wurde die betroffene Durchdringung
Stück der Kleinleitung innerhalb der gemäss
durch Schliessen von zwei in Serie angebrachten
Technischer Spezifikation zulässigen Zeit für die
Handventilen
Nichtverfügbarkeit des Hochdruck-Kernsprüh-
erfolgte in der Jahreshauptrevision 2011.
isoliert.
Die
Instandsetzung
systems ersetzt. Das KKL führte vertiefte Abklä-
❚ Am 29. März 2011 kam es wegen eines feh-
rungen zum Langzeitverhalten von Schweiss
lerhaften Netzgeräts zu einem Ausfall des Steu-
nähten an Kleinleitungen durch. Massnahmen
erstab-Steuer- und Informationssystems. Nach
daraus werden 2012 definiert und umgesetzt.
dem Rücksetzen der Störung im betroffenen
❚ Am 24. Februar 2011 führte ein defekter Wider-
Leittechnikschrank durch einen Leittechniker
stand auf einer Elektronikkarte zum Ausfall einer
wurden die Funktion des Systems erfolgreich
Baugruppe des Turbinenregelsystems. Dadurch
überprüft und eine vertiefte Ursachenabklärung
fuhren die Regelklappen der Niederdrucktur-
eingeleitet. Nach einem erneuten Ansprechen
binen langsam zu. Die Anlage reagierte ausle-
des Alarms am 30. März 2011 wurde das defekte
gungsgemäss mit einer Turbinenabschaltung
Netzgerät als Ursache der Störung erkannt. Das
und einer automatischen Reduktion der Reaktor-
Gerät wurde ausgetauscht. Die sicherheitsrele-
57
vante Schnellabschaltfunktion der Steuerstäbe
sich zur kontrollierten Zone gehörende Räume
durch das Reaktorschutzsystem ist unabhängig
mit Komponenten des Nachwärmeabfuhrsys
vom Steuerstab-Steuer- und Informationssystem
tems, in denen eine erhöhte Ortsdosisleistung
und wurde durch die Störung nicht beeinträch-
herrscht. Als Sofortmassnahme wurden die Not-
tigt.
tet, dass das persönliche Dosimeter zu tragen ist.
teten Anstieg des Kontaminationspegels im
Systematische Messungen der Ortsdosisleistung
Maschinenhaus. Ursache war eine Leckage an
in den Notsteuerstellen zeigten keine weiteren
einem Blindflansch einer Frischdampf-Entwäs-
Stellen mit unzulässiger Ortsdosisleistung. In der
serungsleitung. Der Anstieg des Kontamina-
Folge wurde die Zone 0 auf die direkt betrof-
tionspegels machte eine Höherstufung eines
fenen, kleinräumigen Bereiche verkleinert. Ursa-
grösseren Teils des Maschinenhauses von Zone
che für die erhöhte Ortsdosisleistung sind die
I auf Zone IV erforderlich. Die Abgaben radioak-
ungenügende Abschirmwirkung der Brandab-
tiver Stoffe über die Abluft an die Umwelt lagen
schottungen der Kabeldurchführungen und der
weit unter den massgeblichen Grenzwerten. Zur
Wand im betroffenen Bereich der Gebäudefuge.
Behebung der Leckage wurden die Reaktorleis
Die verkleinerte Zone 0 bleibt bis zur Umsetzung
tung auf 25% reduziert und der Generator vom
der geplanten baulichen Verbesserungsmass-
Netz getrennt. Nach Abdichtung der Leckage
nahmen bestehen.
konnte der betroffene Bereich mehrheitlich von
❚ Bei der zweiwöchentlichen Ventilprüfung vom
Zone IV auf Zone I zurückgestuft werden, die
29. Oktober 2011 schaltete einer von vier Druck-
nähere Umgebung auf Zone II. Im Revisions-
schaltern zur Regelöldrucküberwachung der
stillstand wurde die Ursache genauer analysiert.
Bypassregelventile bei deren Schliessen nicht
Die betroffene Dichtung wurde durch eine aus
ordnungsgemäss zurück. Trotz Erreichen des
einem besser geeigneten Material ersetzt (siehe
Schaltpunkts sprach der Druckschalter nicht
Kap. 4.3.1). Die Zone II wurde aufgehoben.
an. Zur Sicherstellung des Reaktorschutz-Aus-
❚ Während des Revisionsstillstands wurden im
lösesignals im Reaktorschutzkanal A wurde
Brennelementlager Brennstablängenmessungen
durch einen leittechnischen Eingriff das Signal
und visuelle Inspektionen durchgeführt. Dafür
«Bypassversagen» dauernd aufgeschaltet, so
mussten Teilbündel aus dem Brennelementkas
wie dies in der Technischen Spezifikation vor-
ten gezogen werden. Beim Wiedereinbau eines
gesehen ist. Damit würde bei einem Lastab-
solchen Teilbündels in den Brennelementkas
wurf oder Turbinentrip mit echtem Bypassver-
ten am 8. August 2011 wurden trotz Anwen-
sagen sofort 1-kanalig eine Reaktorschnellab-
dung eines Einfahrtrichters zwei Abstandshalter
schaltung ausgelöst. Der Druckschalter wird im
beschädigt. Daher konnte das betroffene Brenn
Revisionsstillstand 2012 ausgewechselt. Ein ana-
element nicht wie vorgesehen für den neuen
loges Ereignis fand bereits am 25. Februar 2011
Betriebszyklus im Reaktor eingesetzt werden.
statt (siehe oben). Auch damals war der gleiche
Ein Ersatzbrennelement wurde bestimmt, und
Druckschalter fehlerhaft und wurde deshalb im
entsprechende Anpassungen an der Kernausle-
Revisionsstillstand ersetzt. Nach dem Wieder-
gung wurden vorgenommen.
anfahren verliefen vier Ventilprüfungen ohne
❚ Am 5. September 2011 wurde in drei Bereichen
58
steuerstellen als Zone 0 deklariert. Dies bedeu-
❚ Am 18. April 2011 kam es zu einem unerwar-
Befund, bis es am 29. Oktober 2011 zum Ausfall
der Notsteuerstellen eine Überschreitung des
des Schalters kam. Eine vertiefte Ursachenabklä-
gemäss Art. 59 Abs. 2 StSV massgeblichen Grenz-
rung ist für den Revisionsstillstand 2012 vorge-
wertes von 0,0025 mSv/h für die Ortsdosisleis
sehen. Weitere Massnahmen werden aufgrund
tung an selten begangenen Orten ausserhalb
der Ergebnisse definiert.
kontrollierter Zonen gemessen. Der höchste
❚ Bei der Durchführung des zweimonatlichen
Wert von 0,01 mSv/h wurde an einer Gebäude-
Funktionstests eines der beiden Notabluftsys
fuge an der Wand zum Reaktorgebäude gemes-
teme am 28. Oktober 2011 wurde festgestellt,
sen. In diesem Bereich verlaufen Rohrleitungen
dass der Druckabfall über einem der drei Aktiv-
des Nachwärmeabfuhrsystems, in denen sich
kohlefilter zu tief war. Die Ursache lag in einem
während des Betriebs radioaktive Partikel abla-
vertikalen Riss von ca. 20 cm Länge im feinma-
gern. An vier Kabeldurchführungen wurden
schigen Drahtnetz, welches die Integrität des
0,0035 mSv/h gemessen. Auf der anderen Seite
Aktivkohlefilters gewährleistet. Aus der Schad-
der betroffenen Kabeldurchführungen befinden
stelle war Aktivkohle in den Zwischenraum zwi-
schen Schwebstoff- und Aktivkohlefilter ausgetreten. Die verringerte Aktivkohlemenge reduzierte den Strömungswiderstand, was sich im
verminderten Druckabfall über dem Aktivkohlefilter manifestierte. Aktivkohle wurde nachgefüllt und das Drahtnetz instand gesetzt. Da
die Beschädigung des Drahtnetzes höchstwahrscheinlich beim Füllen des Filters mit Aktivkohle
erfolgte, wurde das Vorgehen in einer speziellen
Arbeitsanweisung festgelegt und die Methode
des Verdichtens der Aktivkohle mittels Stabrüttlers überprüft.
❚ Die Störfallrechnungen «Extended Analysis of
Fast Transients» wurden im Jahr 2011 unter
Verwendung neuer Erkenntnisse bezüglich der
Schliesszeiten der Turbineneinlass- und -regelventile erneut vorgenommen. Die aktuelle Analyse zeigte, dass im Teillastbereich durch Verwendung eines nicht konservativen Eingabewertes eine falsche thermische Limite für den
Abstand zur Siedeübergangsleistung einge-
1800 kg Natriumhypochlorit bei geschlossener
stellt worden war. Es kam aber zu keiner Grenz-
Abflut dem Kühlwasser zudosiert. Nach einem
wertverletzung, da der Reaktor mit einer aus-
Unterbruch von einem Tag erfolgte am 30. Juni
reichenden Sicherheitsmarge betrieben wurde.
2011 der zweite Schritt mit der Zugabe von
Die Herabsetzung der mit dem Kernüberwa-
2100 kg Tetrakis(hydroxymethyl)-phosphoniumsul-
chungssystem überwachten thermischen Limite
fat (THPS), einem nicht-oxidierenden Biozid, eben-
und ihrer Alarmauslösung als Sofortmassnahme
falls bei geschlossener Abflut. Nach der Behand-
war geeignet, die Einhaltung des tatsächlichen
lung wurden die Biozide chemisch in unbedenk-
Grenzwerts zu gewährleisten. Das KKL hat dem
lichere Stoffe umgewandelt und über etwa eine
ENSI darzulegen, welche Massnahmen zur ver-
Woche verteilt mit dem Kühlwasser in den Rhein
tieften Überprüfung der Analyseinputparame-
abgegeben. Die Toxizität des eingeleiteten Wassers
ter und Randbedingungen in der Kernüberwa-
wurde mit Leuchtbakterientests überwacht. Weder
chung aus dem Vorkommnis abgeleitet wurden.
im Rheinwasser noch im eingeleiteten Wasser
konnte eine Toxizität beobachtet werden.
Im Juli und August 2011 wurde die routinemäs-
sige, stossweise Zugabe von Wasserstoffperoxid
bis zur Jahresrevision fortgesetzt. Die Kühlturm-
Tabelle 4.
tasse und das Hauptkühlwassersystem wurden
Legionellen
ablagerungen in der Tasse, den Wasserkammern
in der Revision komplett entleert. Die Schlamm
Im Hauptkühlwassersystem des KKL wurden im
und in den Rohrleitungen wurden entfernt. Nach
Herbst 2010 Bakterien des Typs legionella pneu-
dem Füllen des Hauptkühlwassersystems und
mophila festgestellt. Die Werte im Wasser der
beim Anfahren der Anlage nach der Jahresrevision
Kühlturmtasse lagen wiederholt um die 100 000
erfolgten mehrere, erhöhte Wasserstoffperoxidzu-
KBE/ℓ (Koloniebildende Einheiten pro Liter Was-
gaben von je 300 bis 600 kg.
ser). Legionellen sind die Verursacher der unter
Die Massnahmen wirkten aber nur kurzfristig.
Umständen
In
Mehrfach wurde im Herbst 2011 bei den wöchent-
regelmässigen Abständen wurden die Mitarbei-
tödlichen
Legionärskrankheit.
lichen Analysen des Hauptkühlwassers Konzen-
tenden des KKL über den Zustand des Hauptkühl-
trationen von Legionella pneumophila über dem
wassers und über die notwendigen Schutzmass-
Richtwert von 10 000 KBE/ℓ nachgewiesen. Das
nahmen informiert.
KKL stellte daher im Oktober 2011 einen Freigabe-
Die Legionellenbekämpfung erfolgte in zwei
antrag für den regelmässigen Einsatz von Natrium-
Schritten. Am 28. Juni 2011 wurden insgesamt
hypochlorit für die Bekämpfung von Legionellen.
59
Zugang zur kontrollierten Zone.
Foto: KKL
4.3 Anlagetechnik
einen Nachweis, dass die Strukturintegrität für
das hydrostatische Lager an beiden Umwälz-
pumpen auch unter Berücksichtigung des pro-
Während des Revisionsstillstands vom 3. bis 30.
gressiv
verlaufenden
Verschleissfortschritts
August 2011 wurden geplante Instandhaltungs-
gegeben ist und ein Versagen der hydrosta-
massnahmen wie Inspektionen an mechanischen
tischen Lager im nächsten Betriebszyklus ausge-
und elektrischen Einrichtungen, zerstörungsfreie
schlossen werden kann. Das KKL hatte zudem
Werkstoffprüfungen sowie wiederkehrende Funk-
geeignete Überwachungsmassnahmen zu tref-
tionsprüfungen und Begehungen an Komponen-
fen, die gewährleisten, dass ein Versagen der
ten und Systemen durchgeführt. Die Arbeiten
hydrostatischen Lager frühzeitig erkannt würde.
konnten unter radiologisch günstigen Bedin-
❚ Die Schweissnaht-Stossstellen des Druckluftbe-
gungen vorgenommen werden, da während des
hälters zum Antrieb eines Frischdampfisolati-
vorhergehenden Betriebszyklus keine Brennele-
onsventils wurden versuchsweise mit Ultraschall
mentschäden aufgetreten waren.
geprüft. Ein Vergleich der Ultraschallresultate
An den mechanischen Anlageteilen wurden eine
mit den Resultaten von früheren Durchstrah-
Reihe von Prüfungen und Instandhaltungsarbeiten
lungsprüfungen zeigte keine Übereinstimmung.
durchgeführt. Nachfolgend werden davon einige
Da bei früheren Durchstrahlungsprüfungen an
der sicherheitstechnisch wichtigen erläutert:
Druckluftbehältern dieser Art unzulässige Anzei-
❚ An beiden Umwälzpumpen des Reaktorwas-
gen von Herstellungsfehlern detektiert worden
ser-Umwälzsystems fand neben anderen Unter-
waren, liegt eine Abweichung von der Bauvor-
suchungen auch eine weitere Überprüfung der
schrift vor. Das ENSI forderte daher die Einrei-
2004 ausgeführten Reparatur am hydrosta-
chung eines Konzepts, wie die Abweichung von
tischen Lager statt. Die Tiefe der umlaufenden
der Bauvorschrift bei diesen Druckluftbehältern
Erosionsrinne hatte seit der letzten Prüfung
behoben werden kann. Das KKL hat sich in der
2010 weiter progressiv zugenommen. An bei-
Folge entschieden, diese Druckluftbehälter zu
den Pumpen müssen deshalb im Revisionsstill-
ersetzen.
stand 2012 Instandsetzungen vorgenommen
❚ Als Ursache für die im letzten Zyklus erhöhte
werden. Der bisherige Verschleissabtrag liegt
Leckagerate im Drywell wurde eine undichte
noch im zulässigen Bereich. Das ENSI forderte
Flanschverbindung an einem T-Stück für die RDB-
Führung auf dem
Kraftwerksareal.
Foto: KKL
60
Deckelsprühleitung auf dem RDB-Deckel ermit-
Instandhaltungsarbeiten inklusive Funktionsprü-
telt und repariert. Dichtflächen und Schweiss-
fungen durchgeführt. Die wichtigsten Arbeiten
nähte in der Umgebung der Leckagestelle wur-
sind im Folgenden zusammengefasst:
den mit Oberflächenrissprüfungen und visuellen
❚ Im Revisionsstillstand 2010 war der Zustand
Methoden geprüft. Die Leckage hatte nur eine
diverser Kabel im Bereich der Vorwärmer, des
geringe Auswirkung auf die nukleare Sicherheit.
Speisewasserbehälters und im Dampftunnel
Das Instandhaltungsintervall für die betroffene
beanstandet worden. Diese Kabel wurden nun
Flanschdichtung wurde verkürzt.
ersetzt. Zudem wurden weitere Kabel bestimmt,
❚ Im April 2011 musste die Turbine aufgrund einer
Dampfleitungsleckage an einer Flanschverbin-
die in den kommenden Revisionen zu ersetzen
sind.
dung einer Frischdampf-Entwässerungsleitung
❚ Der Generator wurde einer visuellen Kontrolle
vom Netz getrennt werden (siehe Kap. 4.2). Zur
unterzogen. Diese ergab keine Befunde. Der
Reparatur wurde eine Schelle gesetzt. Im Revisi-
Generator und die zugehörigen Hilfssysteme
onsstillstand 2011 wurde diese Schelle entfernt
sind in einem funktionstüchtigen Zustand.
und eine Ursachenabklärung durchgeführt. Es
❚ Ein Blocktransformatorpol musste wegen eines
stellte sich heraus, dass die Undichtigkeit des
seit Längerem bekannten Defektes durch den
Flansches durch eine falsche Werkstoffauswahl
Reservetransformatorpol ersetzt werden. Bei
der Dichtung verursacht worden war. Bei hohen
der Untersuchung des ausgetauschten Trans-
Temperaturen härtet das Basismaterial der bis-
formatorpols wurde ein Fabrikationsfehler im
her eingesetzten Dichtung aus und die Rückfe-
Bereich der Oberspannungsausleitung gefun-
derrate sinkt stark ab. Die Undichtheit wurde
den, welcher die Ursache für die elektrischen
durch den Einbau einer Dichtung mit besseren
Teilentladungen und die damit verbundene Gas-
Eigenschaften beseitigt. Zusätzlich wurden die
bildung im Transformatoröl war. Die darauffol-
Dehnhülsen entfernt und die Flansche mit kür-
gende Kontrolle der andern Pole zeigte eben-
zeren Schrauben und einem höheren Anzugs-
falls Mängel in diesem Bereich. Auch hier wur-
drehmoment montiert, damit durch die auftre-
den die nötigen Instandsetzungsmassnahmen
tenden Setzungen der Dichtung keine Undich-
vorgenommen. Damit wurde die Fehlerursache
tigkeiten entstehen können. Die Nachweise für
behoben. Der Revisionsstillstand 2011 dauerte
die unter den erhöhten Vorspannungen ausreichende Festigkeit der Bauteile wurden erbracht.
aus diesem Grund länger als geplant.
❚ Bei den Mittelspannungsanlagen sind neben
❚ Bei jeder Revisionsabstellung werden ausge-
den planmässig ausgeführten Schalterrevisionen,
wählte Einbauten des RDB einer visuellen Prü-
der altersbedingte Austausch von Zubehörteilen
fung unterzogen. Mit Unterwasser-Kamera-
sowie Modifikationen für den zukünftigen Ein-
systemen werden Schweissnähte und Einbauten
bau von SF6-Schaltern vorgenommen worden.
auf Defekte untersucht. In diesem Jahr wur-
❚ Im Bereich der Gleichstromanlagen und sicheren
den insbesondere die Wasserstrahlpumpen und
Versorgung wurden drei Batterien altersbedingt
der Dampftrockner inspiziert. Die RDB-Boden-
durch neue ersetzt. Zur Verbesserung der Perso-
kalotte wurde mit einem qualifizierten mecha-
nensicherheit sind in allen Batterieräumen anti-
nischen Kamerasystem von aussen überprüft. Es
wurden keine bewertungspflichtigen Befunde
gefunden.
❚ Im nuklearen Dampfsystem wurden sämtliche
statische Bodenbeläge eingebaut worden.
❚ Im
leittechnischen
Anlagebereich
wurden
diverse Kontrollen und Kalibrierungen zur Aufrechterhaltung einer hohen Systemzuverlässig-
16 Sicherheits- und Abblaseventile auf ihre Funk-
keit durchgeführt. Zahlreiche Relais des Reak-
tion überprüft. Die Prüfungen ergaben keinen
torschutzsystems wurden vorsorglich ersetzt. Im
Befund.
❚ Die Gleitlager des Frischdampfrohrleitungssys
Neutronenflussmesssystem wurden ein Detektor
und sein Antrieb ersetzt.
tems wurden einer ausführlichen Inspektion
❚ Im Reaktorschutzsystem wurden hydraulische
unterzogen. Insgesamt wurden vier Gleitlager
Steuereinheiten revidiert. Bei 20 dieser Steuer-
wegen nicht ordnungsgemässem Zustand aus-
einheiten wurden die Scram-Vorsteuerventile
getauscht. Die Befunde werden analysiert. Die
präventiv ersetzt. Ausserdem wurden die elekt
Rohrleitungen zeigten keine Schäden.
ronischen Baugruppen von zwei Transmittern,
Im Revisionsstillstand 2011 wurden an den leit-
ein fehlerhaftes Relais sowie ein fehlerhafter
technischen und starkstromtechnischen Anlagen
Endschalter eines Ventils ersetzt.
61
und Verhaltens der Anlage aufgeschaltet. Dies
Im Berichtsjahr wurden mehrere Änderungen zur
erleichtert im Kommandoraum die Bedienung
weiteren Verbesserung der Anlage umgesetzt.
der Anlage und trägt so zum sicheren Anlagen-
Nennenswert sind:
betrieb bei.
❚ Das
Reaktorwasser-Reinigungssystem
wurde
auswirkt. Damit wird auch die Einsatzzeit der Fil-
und Reaktorkern
ter verlängert.
Im Berichtszeitraum traten keine Brennelement-
verbessert, was sich positiv auf die Filterleistung
❚ Das Überwachungssystem für Aerosole, Edel-
schäden auf, so dass die Integrität der ersten Bar-
gase und Iod im Containment, welches zum
riere zum Schutz gegen den Austritt radioaktiver
Schutz vor Inhalation radioaktiver Stoffe dient,
Stoffe gewährleistet war.
soll durch ein modernes System ersetzt werden.
Für den Brennstoffzyklus 28 (2011/2012) wurden
Im Revisionsstillstand 2011 wurden dazu Vorbe-
136 frische Brennelemente eingesetzt, 92 vom
reitungsarbeiten durchgeführt.
Typ SVEA-96 Optima2 und 44 vom Typ ATRIUM
❚ Im Jahr 2004 wurden an den Saugsieben der
10XM. Der Reaktorkern enthält aktuell 394 Brenn-
Hauptkondensatpumpen feine Haarrisse ent-
elemente vom Typ ATRIUM 10XM-, 246 vom Typ
deckt. Die Siebe wurden daraufhin durch neue,
SVEA-96 Optima2-, eines vom Typ ATRIUM 10XP-
verstärkte Siebe ersetzt, welche aber einen leicht
und sieben vom Typ SVEA-96 Optima3. Das ENSI
höheren Druckverlust aufwiesen. An einer der
hat sich davon überzeugt, dass das KKL nur frische
drei Pumpen wurde deshalb in der Folge probe-
Brennelemente einsetzt, die den Qualitätsanforde-
weise eine verbesserte Konstruktion eingesetzt,
rungen für einen sicheren Betrieb entsprechen. Für
welche sich bewährt hat. Im Revisionsstillstand
den Zyklus 28 wurden keine neuen Steuerstäbe
2011 wurde diese Konstruktion auch an den bei-
eingesetzt. Es wurden auch keine Steuerstäbe im
den anderen Pumpen eingebaut.
Reaktorkern umgesetzt.
❚ Für die Einlagerung von aktiven Komponenten
Schwerpunkte der diesjährigen Brennelementin-
soll auf der Ostseite des Maschinenhauses ein
spektion waren die Messungen von Kastenver-
Zwischenlagergebäude gebaut werden (Projekt
biegungen und die Überprüfung des Zustands
ZENT). Im geplanten Baufeld stand ein Zusatz-
von Vorläuferbrennelementen der Typen ATRIUM
wassertank, der entfernt werden musste. Wäh-
10XM- und SVEA-96 Optima3. Die Werte der Kas
rend der Jahresrevision wurden als Ersatz zwei
tenverbiegung lagen im erwarteten Bereich und
neue Behälter an einem andern Standort zuge-
bestätigen damit das verwendete Modell für die
schaltet. Weiter musste die Station, welche
Vorausberechnung. Es wurden keine Schwer-
den Generator mit dem zur Kühlung benötig
gängigkeiten von Steuerstäben festgestellt. Der
ten Wasserstoff versorgt, örtlich versetzt wer-
Zustand der Vorläuferbrennelemente war ausle-
den. Damit wurden wichtige Voraussetzungen
gungsgemäss. Das KKL ist gemäss dem langfris
für die Erstellung des neuen Zwischenlager
tigen Inspektionsprogramm vorgegangen. Es erga-
gebäudes erfüllt.
ben sich keine Hinweise, dass die Einhaltung der
Im Revisionsstillstand wurden an den elektrischen
Schutzziele «Kühlung der Brennelemente» und
und leittechnischen Ausrüstungen insgesamt 25
«Einschluss radioaktiver Stoffe» nicht gewährleis
Anlageänderungen vorgenommen. Eine Vielzahl
tet ist.
dieser Änderungen waren Vorarbeiten, welche in
Beim Einbau des inspizierten Teilbündels eines
während des Normalbetriebs nicht zugänglichen
Brennelements vom Typ SVEA-96 Optima3 in den
Bereichen durchgeführt wurden. Diese Anlageän-
Brennelementkasten wurden zwei Abstandhalter
derungen können nun während des Leistungsbe-
verbogen (vgl. Kap. 4.2). Das betroffene Brenn
triebs weitergeführt und abgeschlossen werden.
element wurde daher in Zyklus 28 nicht einge-
❚ Die Neutronenflussmesssysteme für den Anfahr-
setzt. Die Analyse der Ursache dauert noch an. Das
62
und Zwischenbereich sollen mittelfristig durch
ENSI wird über die Ergebnisse informiert. Das Vor-
eine Weitbereichsinstrumentierung ersetzt wer-
kommnis hat deshalb für den 28. Betriebszyklus
den. Im Revisionsstillstand 2011 wurden Vorbe-
keine sicherheitstechnische Relevanz.
reitungsarbeiten ausgeführt und beispielsweise
Durch die 2008 begonnene Wasserstoff- und Pla-
Schrankverbindungen und Kabelzüge erstellt.
tineinspeisung wurde das elektrochemische Korro-
❚ Im Anlageinformationssystem wurden zahlreiche
sionspotenzial erwartungsgemäss abgesenkt. Die
neue Signale zur Beschreibung des Zustands
wasserchemischen Daten liefern keine Hinweise
auf Auswirkungen auf die Brennelemente, die
vom 5. Mai 2011 den folgenden verbesserungsbe-
deren Einsetzbarkeit in Frage stellen.
dürftigen Punkt:
Wie im Aufsichtsbericht 2010 dargestellt, waren
Im KKL sind die Messwertangaben zur Wasser-
im Jahr 2010 Risse an Steuerstäben des Typs
temperatur und zum Wasserstand der Brennele-
Marathon festgestellt worden. Diese wurden in
mentbecken nicht Teil der Störfallinstrumentie-
der Sicherheitsbewertung 2010 berücksichtigt. Im
rung. In den Notsteuerstellen und im Notstandleit-
Jahr 2011 identifizierte der Hersteller die Ursachen
stand fehlen Möglichkeiten zur Überwachung der
der bereits vor Ende der erwarteten Betriebsdauer
Brennelementbeckentemperatur und des Brenn
aufgetretenen Risse. In erster Linie sind diese auf
elementbeckenfüllstands.
eine nicht konservative Auslegung der betrof-
Entsprechend verlangte das ENSI vom KKL bis zum
fenen Steuerstäbe zurückzuführen. Dieser Aspekt
31. August 2011 geeignete Lösungsansätze.
wird nun in der Sicherheitsbewertung 2011 abge-
Am 30. Juni 2011 reichte das KKL den geforderten
bildet und als Verbesserungsbedarf bewertet. Um
Steuerstabschäden in Zukunft früher erkennen zu
lichen Extremhochwassers ein. In seiner Stellung-
können, hat das KKL die Kernüberwachungsme-
nahme vom 31. August 2011 ist das ENSI zum
thoden durch eine Quantifizierung der Bor-Aus-
Ergebnis gekommen, dass das KKL den Nachweis
waschung und eine Heliummessung ergänzt.
Im Berichtszeitraum ist der Reaktorkern ausle-
erbracht hat.
gungsgemäss und im bewilligten Rahmen betrie-
ben worden. Die Ergebnisse der reaktorphysika-
das KKL fristgerecht am 31. August 2011 die
geplanten weiteren Nachrüstungen dargelegt.
nissen der Kernauslegungsberechnungen überein.
Diese umfassen die Installation einer Temperatur-
Es kam zu keiner Überschreitung von thermischen
und Füllstandsmessung für das Brennelementbe-
Betriebsgrenzwerten.
cken mit Fernüberwachung dieser Messungen
stellen. Die Nachrüstung soll bis Ende 2013 abge-
im Hauptkommandoraum und in den NotsteuerWie im Kapitel 10.3 dargestellt, forderte das ENSI
schlossen sein. Das ENSI hat am 15. November
2011 diese Massnahmen und den vom KKL vorge-
März 2011 einen ersten Bericht zu Fragen der
legten Zeitplan zu deren Umsetzung für angemes-
Auslegung bezüglich Erdbeben und Überflutung,
sen erachtet und das KKL aufgefordert, die erfor-
den das KKL fristgerecht einreichte. Aufgrund des
derlichen Antragsunterlagen einzureichen.
Das KKL hat entsprechend der in Kapitel 10.3
Prozessbedienstation.
Foto: KKL
63
4.4 Strahlenschutz
Die während des Kalenderjahrs 2011 im KKL akku-
der EU-Stresstests vorgelegt. Das ENSI hat am 31.
mulierte Kollektivdosis war 1014 Pers.-mSv. Die
höchste registrierte Jahresindividualdosis betrug
eingereicht.
10,9 mSv. Alle Individualdosen lagen unter dem
Dosisgrenzwert für beruflich strahlenexponierte
das ENSI im KKL zusätzliche Inspektionen durch:
Personen von 20 mSv pro Jahr. Es wurden keine
Am 24. Mai 2011 bewertete das ENSI im Rah-
Personenkontaminationen festgestellt, die sich
men einer Inspektion die für Auslegungsstörfälle
nicht mit einfachen Mitteln entfernen liessen.
und auslegungsüberschreitende Störfälle getrof-
Inkorporationen von radioaktiven Stoffen ober-
fenen Vorsorgemassnahmen zur Kühlung des
halb der Triageschwelle gab es ebenfalls keine.
Brennelementbeckens. Einen Verbesserungsbe-
Die radiologischen Arbeitsbedingungen während
darf stellte das ENSI fest hinsichtlich der Vorgaben,
des Revisionsstillstands waren in der kontrollierte
wie bei auslegungsüberschreitenden Störfällen die
Zone des Maschinenhauses gut, da in den ver-
Kühlung zu gewährleisten ist und hinsichtlich der
gangenen Zyklen keine Brennstabschäden aufge-
periodischen Prüfung der Brennelementbecken-
treten sind. In der Primäranlage war die Co-60-
Kühlung mittels Not- und Nachkühlsystem.
Konzentration im Reaktorwasser während des 27.
In einer Inspektion des Systems zur gefilterten
Zyklus um das 2,5-Fache angestiegen. Das KKL
Druckentlastung des Containments identifizierte
rechnete daher mit einer Zunahme der Ortsdo-
das ENSI punktuellen Verbesserungsbedarf bei der
sisleistung an Systemen. Die Referenzmessungen
Instandhaltung des Systems. Die Sollwerte für die
an den Umwälzschleifen ergaben einen Durch-
chemischen Parameter und die Füllstände sowie
schnittswert von 2,43 mSv/h und lag damit etwas
die nötigen wiederkehrenden Arbeiten am Filter-
mehr als doppelt so hoch wie 2010. Der Anstieg der
behälter sind in keinem übergeordneten Doku-
Ortsdosisleistungen in den begehbaren Bereichen
ment geregelt. Zudem bezieht sich der in der Tech-
des Drywell betrug rund 50 %. Als eine erste
nischen Spezifikation genannte Füllstand auf einen
Massnahme hat das KKL zu Beginn des neuen 28.
anderen Bezugspunkt als der für die Messungen
Zyklus die Zinkeinspeisung erhöht und beobachtet
verwendete. Das ENSI verlangte entsprechende
sorgfältig die Auswirkungen. Es zeichnete sich bis
Abklärungen und Korrekturmassnahmen.
Ende des Jahres 2011 eine Verringerung der Co60-Aktivitätskonzentrationen im Primärwasser ab.
4.3.5 Periodische Sicherheitsüberprüfung
Die Entwicklung der Aktivitätskonzentrationen
Das ENSI hatte im Jahr 2009 gestützt auf die vom
und Dosisleistungen im KKL wurde vom ENSI auf-
KKL eingereichte Periodische Sicherheitsüberprü-
merksam verfolgt.
fung eine Reihe von Forderungen erhoben. Die
Die Jahresrevision des KKL war mit einer Kollek-
Bearbeitung dieser Forderungen durch das KKL
tivdosis von 720 Pers.-mSv geplant, tatsächlich
verläuft plangemäss. Der grösste Teil der Forde-
akkumuliert wurden 604 Pers.-mSv. Gründe für
rungen wurde bereits erfüllt
die niedrigere Kollektivdosis sind insbesondere das
Sicht aufs
Maschinenhaus (vorn).
Foto: KKL
zonenkonforme Verhalten des gesamten Personals,
umfangreiche Abschirmmassnahmen und die Verlegung der Drywell-Garderobe in einen Bereich mit
niedrigerer Ortsdosisleistung.
Die Garderobe für den Zutritt zum Drywell (Zonentyp III) wurde vor das Materialtor des Containments (ZA-Gebäude) verlegt, was eine Dosisersparnis vom 33 Pers.-mSv brachte. Das KKL hat in
der Revision erstmalig Funkdosimeter eingesetzt,
mit denen die Dosen des vor Ort eingesetzten Personals bei Arbeiten in komplexen Strahlenfeldern
vom Strahlenschutz zeitnah überwacht wurden.
Im Mai 2011 wurden Instandhaltungsarbeiten am
Not- und Nachkühlsystem einer Division mit einer
Kollektivdosis von 89 Pers.-mSv durchgeführt.
64
Als dosisminimierende Massnahme war dabei eine
von 5 mSv pro Jahr für andere Bereiche wurden
chemische Dekontamination der Pumpe des Sys
eingehalten.
tems vorgenommen worden. Im Oktober 2011
Für detailliertere Angaben zur radiologischen Situ-
wurde das Not- und Nachkühlsystem der anderen
ation innerhalb und ausserhalb des KKL wird auf
Division revidiert, wobei die Kollektivdosis nur 64
den Strahlenschutzbericht 2011 des ENSI verwie-
Pers.-mSv betrug, weil der Arbeitsumfang gerin-
sen.
ger war.
Der Personalbestand des Ressorts Strahlenschutz
war immer angemessen und ermöglichte es, die
administrativen und technischen Schutz- und
Überwachungsaufgaben uneingeschränkt auszu
Radioaktive Rohabfälle fallen im KKL regelmässig
üben. Das ENSI stellte bei mehreren Inspektionen
aus den Wasserreinigungssystemen, der Abgas-
fest, dass im KKL ein konsequenter und gesetzes-
und Fortluftreinigung und als verbrauchte Brenn-
konformer Strahlenschutz praktiziert wird.
elementkästen an. Weitere Abfälle stammen aus
dem Austausch von Komponenten bei Instand-
haltungs-, Umbau- oder Nachrüstmassnahmen
unterhalb der in der Betriebsbewilligung festge-
und den dabei verwendeten Verbrauchsmateri-
legten Grenzwerte. Die gleiche Aussage gilt auch
alien. Der Anfall an radioaktiven Rohabfällen (vgl.
für die radioaktiven Abgaben mit dem Abwasser
Tabelle 8) war im Berichtsjahr mit 41 m3 etwas klei-
ohne Tritium. Die Tritium-Abgaben des KKL betru-
ner als im Vorjahr. Der Anfall bewegt sich in der
gen rund 10 % des Jahresgrenzwertes. Die quar-
mehrjährigen Schwankungsbreite auf einem nied-
talsweise vom ENSI durchgeführten Kontrollmes-
rigen Niveau.
sungen von Abwasserproben sowie Iod- und Aero-
solfiltern ergaben Übereinstimmung mit den vom
KKL gemeldeten Analyseergebnissen.
send zwischengelagert. Die im KKL vorhandenen
Aus den tatsächlich über die Abluft und das
Stoffen
berechnet das ENSI die Jahresdosis für Einzelper-
aufbewahrt. Ihr Bestand ist mit 12 m3 gering. Im
Abwasser
abgegebenen
radioaktiven
sonen der Bevölkerung in der Umgebung des KKL
Berichtsjahr wurden 187 Fässer mit brennbaren
unter konservativen, d. h. ungünstigen Annahmen.
Rohabfällen für die Behandlung in der Plasma-
Die Dosen betrugen 0,0022 mSv für Erwachsene,
0,0029 mSv für Zehnjährige und 0,0049 mSv für
transportiert. Zusätzlich wurden drei korrodierte
Kleinkinder und liegen damit deutlich unterhalb
Fässer für eine Umkonditionierung abtransportiert.
des quellenbezogenen Dosisrichtwerts von 0,3
Als Konditionierungsverfahren kommt im KKL die
mSv/Jahr gemäss der Richtlinie ENSI-G15.
Zementierung von Harzen und Konzentraten zum
Einsatz. Für alle angewendeten Verfahren liegen
die gemäss Kernenergieverordnung und Richtli-
bung des Werkes zeigten keine durch den Betrieb
nie ENSI-B05 erforderlichen behördlichen Typen-
der Anlage erhöhten Werte. Im Nahbereich eines
genehmigungen vor. Im Berichtsjahr wurden ver-
Siedewasserreaktors ist die Ortsdosisleistung durch
brauchte Harze und Konzentrate in zwei Kampag
Direkt- und Streustrahlung aus dem Maschinen-
nen zementiert. Bereits im August 2010 hatte
haus erhöht. Die Thermolumineszenz-Dosimeter,
das ENSI die Durchführung der PEAK-Kampagne
die an mehreren Stellen am Zaun des Kraftwerks
2010/2011 freigegeben. Im Rahmen dieser Kam-
areals die Dosis messen, zeigten mit einem Jahres-
pagne wurden ca. 16 t aktivierte Komponenten
höchstwert von 1,3 mSv keine Veränderung gegen-
aus dem Reaktordruckbehälter unter Wasser zer-
über dem Vorjahr. Bei den quartalsweise vom ENSI
legt und konditioniert. Insbesondere wurden zer-
zur Kontrolle durchgeführten Messungen an der
legte Kerneinbauten, Steuerstäbe und Messlanzen
Umzäunung des KKL wurden ebenfalls keine signi-
in 12 Behälter vom Typ MOSAIK-II verpackt.
fikanten Veränderungen festgestellt. Die in Artikel
Die konditionierten Abfallgebinde werden routi-
102 Absatz 3 der Strahlenschutzverordnung vor-
nemässig im werkseigenen Zwischenlager eingela-
gegebenen Immissionsgrenzwerte für Direktstrah-
gert. Das KKL nutzt aber auch die Kapazitäten der
lung ausserhalb des Kraftwerksareals von 1 mSv
ZWILAG. Beispielsweise wurden die oben genann-
pro Jahr für Wohn- und Aufenthaltsräume und
ten Behälter vom Typ MOSAIK-II dorthin trans-
65
portiert. Die radioaktiven Abfälle des KKL sind in
Im KKL hatten die technischen Abteilungen soge-
nannte «Standards» entwickelt, bestehend aus
Buchführungssys
einem Satz von erwarteten Verhaltensweisen bei
eingesetzten
elektronischen
der täglichen Arbeit. Die Erarbeitung abteilungs-
Lagerort und radiologische Eigenschaften jeder-
übergreifender Standards wurde im Jahr 2011
zeit verfügbar ist.
abgeschlossen. Damit werden die Kommunika-
tion und das gegenseitige Verständnis bei der
Zusammenarbeit verbessert. Diese vereinheitlich-
ten Standards wurden im Jahr 2011 geschult.
KKL wurden im Berichtsjahr insgesamt 30 t Material gemäss den Vorgaben der Richtlinie ENSI-B04
freigemessen.
Im Berichtsjahr bestanden zwei ReaktoroperateurAnwärter des KKL die Abschlussprüfung der kerntechnischen Grundlagenausbildung an der Reak-
4.6 Notfallbereitschaft KKL
torschule des PSI. Dies ist eine Voraussetzung für
die weitere Ausbildung und spätere Zulassungs-
Die Notfallorganisation des KKL ist für die Bewäl-
prüfung zum Reaktoroperateur. Die Ausbildung
vermittelt die erforderlichen theoretischen Kennt-
nisse auf den Gebieten der thermischen Kraft-
werkstechnik, Nuklearphysik, Reaktortechnik und
tungen zusammen mit einer entsprechenden Aus-
Strahlenschutz.
legung der Anlage hat das KKL die Notfallbereit-
Acht Reaktoroperateure, zwei Schichtchefs und
ein Pikettingenieur des KKL legten ihre Zulassungs-
Das ENSI hat im Oktober 2011 an der Werksnot-
prüfung mit Erfolg ab. Die Zulassungsprüfungen
fallübung OVERSPEED die Notfallorganisation
bestehen aus einem theoretischen und einem prak-
beobachtet und beurteilt. Der Übung lag ein Sze-
tischen Teil. Im theoretischen Teil weisen die Kan-
nario zugrunde, das die Zusammenarbeit der Not-
didaten ihre detaillierten Kenntnisse zum Aufbau
fallorganisation des KKL mit der Kantonspolizei
und Verhalten der Anlage bei Betriebs- und Stör-
Aargau notwendig machte.
fällen und zu den anzuwendenden Vorschriften
Das ENSI kam zum Schluss, dass die Übungs-
nach. Der praktische Teil erfolgt am eigenen Anla-
ziele gemäss der Richtlinie ENSI-B11 erreicht wur-
gesimulator und besteht in einer Demonstration
den. Das KKL verfügt über eine zur Beherrschung
der Anwendung der Kenntnisse. Die Anzahl der
von Sicherungsereignissen und der gleichzeitigen
zulassungspflichtigen Personen ist im Anhang in
Gewährleistung der Anlagensicherheit geeignete
Tabelle 3 zusammengestellt.
Notfallorganisation.
Das ENSI hat eine Inspektion zum Ausbildungspro-
gramm 2011 der Abteilung Betrieb durchgeführt.
Gegenstand der Inspektion waren insbesondere
die anlagespezifische Grundausbildung, die Wie-
Das ENSI löste im KKL ohne Voranmeldung einen
derholungsschulung am Simulator und die allge-
meine Wiederholungsschulung. Das Ausbildungs-
programm erfüllt die Anforderungen der Richtli-
nie ENSI-B10.
Für die Abwicklung grosser Projekte und die
Gewährleistung einer ausreichenden Überlap-
pungszeit bei der Neubesetzung von Stellen
66
infolge von Pensionierungen hat das KKL den Per-
Ergebnisse von Zulassungsprüfungen, Einzelas-
sonalbestand erhöht. Ende 2011 arbeiteten im
pekte von Vorkommnisabläufen und Sicherheits-
KKL 533 Personen (2010: 517).
indikatoren bezüglich ihrer Bedeutung für die nuk
leare Sicherheit. Berücksichtigt wurden zusätzlich
❚ Eine Leckage der Dampfleitungsentwässerung
die im Rahmen der ENSI-Verfügung vom 5. Mai
führte zu einem erhöhten Kontaminationspegel
2011 identifizierten Befunde (vgl. Kap. 4.3.4).
im Maschinenhaus.
Dabei kam das ENSI für die einzelnen Zellen der
Sicherheitsbewertungs-Matrix
zu
folgenden
❚ In der Störfallinstrumentierung, den Notsteu-
zusammenfassenden Beurteilungen:
erstellen und im Notstandleitstand fehlen TemBewertungs-
Anforderungen
gegenstand
Auslegungs-
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Sicherheitsebenen
Ziele
Mensch &
Organisation
Ebene 1
V
Ebene 2
V
Ebene 3
A
Ebene 4
N
Ebene 5
Integrität der
Barrieren
Betriebsgeschehen
Brennelemente
Containments
übergreifende Bedeutung
N
A
N
A
A
A
V
N
N
N
N
N
A
N
N
N
N
N
A
N
N
A
V
Primärkreises
ebenen- oder barrieren-
mentbecken.
Ebene 3, Betriebs-Vorgaben: Kategorie A der ENSI-
A
V
Integrität des
Integrität des
peratur- und Füllstandsanzeigen der Brennele-
Sicherheitsbewertungsskala
❚ Für eine thermische Limite des Reaktorkerns
bestand eine falsche Vorgabe.
❚ Das Hochdruck-Kernsprühsystem war zur Behe-
bung einer Leckage an einer Schweissnaht kurzzeitig nicht betriebsbereit.
❚ Druckluftbehälter für die Frischdampf-Isolati-
onsventile wiesen an Schweissnähten unzulässige Stossstellen auf.
2011 KKL:
❚ Über einem Notabluft-Aktivkohlefilter wurde
eine reduzierte Druckdifferenz gemessen. Diese
Vorkommnisse
noch
war auf eine verringerte Aktivkohlemenge im
Filter zurückzuführen.
Ebene 3, Zustand und Verhalten von Mensch und
Organisation: Kategorie A der ENSI-Sicherheitsbe-
wertungsskala
❚ Beim Hochfahren der Anlage wurde ein Alarm
führten Sachverhalte sind in den Unterkapiteln 4.1
nicht beachtet und dadurch nicht erkannt, dass
bis 4.7 ausführlicher behandelt. Die Mehrzahl der
eine begrenzende Betriebsbedingung bezüglich
Sachverhalte ist sowohl für Sicherheitsebenen oder
des Reaktorschutzsystems nicht erfüllt war.
Barrieren als auch für Schutzziele von Bedeutung.
Integrität der Brennelemente, Betriebs-Vorgaben:
skala
❚ Der Ausfall einer elektronischen Baugruppe der
❚ Die unter Ebene 3 genannte falsche Vorgabe
Turbinenregelung führte zu einer schnellen Leis
für eine thermische Limite des Reaktorkerns war
tungsreduktion.
auch von Bedeutung für die Integrität der Brenn-
❚ Ein fehlerhaftes Netzteil führte zu einem kurzfris
elemente.
tigen Ausfall des Steuerstab-Steuer- und Infor-
Integrität des Containments, Zustand und Verhal-
mationssystems.
ten der Anlage: Kategorie A der ENSI-Sicherheits-
❚ Bei der Brennelementhandhabung wurde die
Beschädigung eines Abstandhalters festgestellt.
❚ In selten begangenen Kabelräumen wurde eine
Überschreitung des Immissionsgrenzwertes für
die Ortsdosisleistung festgestellt.
bewertungsskala
❚ Eine
Frischdampf-Entwässerungsleitung wies
eine Leckage auf.
❚ An den Drywell-Isolationsventilen des Probenah-
mesystems aus dem Reaktorumwälzsystem trat
eine Leckage auf.
Ebenen oder barrierenübergreifende Bedeutung,
❚ Ein Defekt an einem Öldruck-Manostaten führte
Zustand und Verhalten der Anlage: Kategorie A
am 24. Februar 2011 zu einer kurzfristigen
der ENSI-Sicherheitsbewertungsskala
Unverfügbarkeit eines Reaktorschutz-Kriteriums.
❚ Die unter Ebene 3 erwähnte kurzzeitige Unver-
❚ Am 29. Oktober 2011 trat am selben Öldruck-
Manostaten ein analoger Defekt auf.
fügbarkeit des Hochdruck-Kernsprühsystems
führte zu einer Risikoerhöhung.
67
❚ Die unter Ebene 1 erwähnte schnelle Leistungs-
reduktion war mit einer Risikoerhöhung verbunden.
die Sicherheit des KKL hinsichtlich AuslegungsVorgaben als hoch.
Betriebs-Vorgaben
❚ Das ENSI beurteilt die falsche Vorgabe für eine
thermische Limite des Reaktorkerns als Abwei-
chung mit einer geringen Bedeutung für die
nukleare Sicherheit. Entsprechend bewertet das
folgt aus:
ENSI die Sicherheit des KKL hinsichtlich BetriebsVorgaben als gut.
Bewertungs-
Anforderungen
gegenstand
❚ Das ENSI beurteilt die schnelle LeistungsredukÜberdrucken kontrollieren!
Auslegungs-
Betriebs-
Zustand und
Zustand und
Vorgaben
Vorgaben
Verhalten der
Verhalten von
Anlage
Ziele
Kühlung der
Schutzziele
Betriebsgeschehen
Brennelemente
V
A
A
A
A
A
V
und Informationssystems, die beschädigten
A
A
N
Abstandhalter an einem Brennelement, die
V
A
N
Überschreitung des Immissionsgrenzwertes in
N
A
V
Stoffe
Strahlenexposition
tion durch eine Störung der Turbinenregelung,
V
Begrenzung der
Mensch &
Organisation
V
Bedeutung
den kurzzeitigen Ausfall des Steuerstab-Steuer
einem selten begangenen Kabelraum, die Ausfälle eines Reaktorschutzkriteriums, die Leckage
Sicherheitsbewertung 2008 KKM: 2011
KKL:
Sicherheitsvorsorge
der Dampfleitungsentwässerung, die kurzzeitige Unverfügbarkeit des Hochdruck-Kernsprühsystems, die Befunde an Schweissnaht-Stossstellen von Druckluftbehältern, die reduzierte
Druckdifferenz über einem Notabluft-Aktivkohlefilter, die Leckage an einer Frischdampf-Ent-
wässerungsleitung und die Leckage von Dry-
Auslegungs-Vorgaben
well-Isolationsventilen als Abweichungen mit
68
einer geringen Bedeutung für die nukleare
Sicherheit. Entsprechend bewertet das ENSI die
Sicherheit des KKL hinsichtlich Zustand und Ver-
halten der Anlage als gut.
sation
herangezogen
❚ Das ENSI beurteilt das fehlende Erkennen der
Nichterfüllung einer begrenzenden Betriebsbe-
PSÜ
dingung während des Hochfahrens der Anlage
tion und Robustheit gegen auslösende Ereignisse
als Abweichung mit einer geringen Bedeu-
bewertet. Da die Auslegungs-Vorgaben des KKL
tung für die nukleare Sicherheit. Entsprechend
die Minimalanforderungen und den Stand aus-
bewertet das ENSI die Sicherheit des KKL hin-
ländischer Anlagen desselben Typs übertreffen
sichtlich Zustand und Verhalten von Mensch und
und die nach dem Unfall von Fukushima vorge-
Organisation als gut.
nommenen Überprüfungen die grosse Robust-
heit der Auslegung zeigten, bewertet das ENSI
Blick auf das
Zentrale Zwischenlager
in Würenlingen.
Foto: ENSI
5. Zentrales Zwischenlager Würenlingen
Das Zentrale Zwischenlager (ZZL) der Zwischenla-
von Transport- und Lagerbehältern (TL-Behälter) mit
ger Würenlingen AG (ZWILAG) umfasst mehrere
abgebrannten Brennelementen stattgefunden. Der
Zwischenlagergebäude, eine Konditionierungsan-
Lagerbestand im HAA-Lager hat sich somit gegen-
lage sowie eine Verbrennungs- und Schmelzan-
über den Vorjahren nicht verändert. Er betrug 34
lage (Plasma-Anlage).
TL-Behälter, davon 5 CASTOR- und 3 TN-Behälter
mit insgesamt 224 Glaskokillen aus der Wiederaufarbeitung von Brennelementen bei AREVA NC
5.1 Zwischenlagergebäude
(La Hague), 25 TN-Behälter mit insgesamt 1832
abgebrannten Brennelementen aus dem Betrieb
Die Zwischenlagergebäude der ZWILAG dienen
der KKW sowie 1 CASTOR-Behälter mit den Brenn
der Lagerung von abgebrannten Brennelementen
elementen aus dem stillgelegten Forschungsreak-
und von radioaktiven Abfällen aller Kategorien
tor DIORIT des Paul Scherrer Instituts (PSI). Die Bele-
über mehrere Jahrzehnte hinweg bis zur deren
gung des HAA-Lagers beträgt per Ende 2011 rund
Einlagerung in ein geologisches Tiefenlager. Die
17%. Neben den erwähnten Transport- und Lager-
Lagergebäude umfassen die Behälterlagerhalle
behältern mit abgebrannten Brennelementen und
(HAA-Lager) für abgebrannte Brennelemente und
Glaskokillen befinden sich in der Behälterlagerhalle
verglaste hochaktive Abfälle (Glaskokillen) aus der
seit September 2003 auch die sechs Grossbehälter
Wiederaufarbeitung, das Lagergebäude für mit-
mit Stilllegungsabfällen aus dem ehemaligen Ver-
telaktive Abfälle (MAA-Lager) und die Lagerhalle
suchsatomkraftwerk Lucens.
für schwach- und mittelaktive Abfälle (SAA-Lager).
Im MAA-Lager wurden im Berichtsjahr MOSAIK-II-
Zum Zwischenlager gehören auch das Empfangs-
Behälter mit verpackten Reaktorabfällen aus dem
gebäude und die sogenannte heisse Zelle.
KKL, durch die ZWILAG konditionierte Gebinde
Im Berichtjahr hat im HAA-Lager keine Einlagerung
sowie mittelaktive Abfälle aus der Wiederaufar-
69
beitung in Frankreich (CSD-C) eingelagert. Ende
trix ohne organische Stoffanteile zu überführen.
2011 betrug der Bestand im MAA-Lager 6 254
Dieses Produkt stellt nach entsprechender Verpa-
Gebinde in Lagergestellen (Harassen), was einem
ckung eine zwischen- und endlagerfähige Abfall-
Belegungsgrad von rund 23% entspricht. Das
form dar. Zur Verarbeitung gelangen Abfälle aus
SAA-Lager wird entsprechend dem Nutzungskon-
dem Betrieb der schweizerischen Kernkraftwerke
zept der ZWILAG bis auf Weiteres als konventio-
sowie aus Medizin, Industrie und Forschung.
nelles Lager für nichtradioaktive Ausrüstungen
Im Berichtszeitraum wurden wie in den Vorjahren
und Materialien genutzt. Demzufolge bleibt der
jeweils eine Frühjahrs- und eine Herbstkampagne
maschinentechnische Ausbau auf die für diese
durchgeführt. Die Arbeiten verliefen planmässig,
Nutzung erforderlichen Einrichtungen beschränkt.
was sich in der erfolgreichen Verarbeitung von
1008 Abfallfässern und ca. 400 Litern Öl zu 270
konditionierten Gebinden ausdrückt. Dies ent-
5.2 Konditionierungsanlage
spricht mehr als dem Jahresanfall aus dem Betrieb
in allen schweizerischen Kernanlagen.
Die Konditionierungsanlage dient der Behandlung
Um die Abgabe von
von schwachaktiven Abfällen aus dem Betrieb der
den Verbrennungskampagnen zu reduzieren, wird
Cs im Abwasser während
schweizerischen Kernkraftwerke sowie von radio-
seit dem Jahr 2010 137Cs durch Sorption an selektiven
aktiven Abfällen aus Medizin, Industrie und For-
Molekularsieben abgetrennt. Die verbrauchten
schung, die keine Alphastrahler enthalten.
Siebe werden in der Plasma-Anlage verbrannt.
Das Hochregallager der Konditionierungsanlage
In den letzten Verbrennungskampagnen wurden
137
wurde als Eingangslager für Rohabfälle benutzt.
weniger Fässer mit Sekundärabfällen produziert
Zu einem späteren Zeitpunkt werden diese ins
als verarbeitet. Somit konnte eine Verringerung
Hochregallager der Plasma-Anlage transferiert
des Sekundärabfallbestandes erreicht werden. Im
und von dort der Verarbeitung zugeführt.
Hochregallager der Konditionierungsanlage befin-
Betriebsabfälle aus den Kernkraftwerken, die nicht
den sich keine derartigen Fässer früherer Kampag
als verbrennbarer oder schmelzbarer Abfall direkt
nen mehr. Ein Überschuss an Sekundärabfällen ist
in der Plasma-Anlage verarbeitet werden können,
nun nicht mehr vorhanden.
wurden im Bereich der Konditionierung unterschiedlichen Behandlungsverfahren unterzogen.
Das Ziel ist es, eine möglichst grosse Menge als
5.4 Strahlenschutz
inaktives Material freizumessen bzw. den kontaminierten Abfall in eine Form zu überführen, die
In der Berichtsperiode wurde im ZZL eine Kol-
den Anforderungen der Richtlinie ENSI-B05 ent-
lektivdosis von 15,2 Pers.-mSv akkumuliert. Der
spricht. Im ZZL wurden im Jahr 2011 insgesamt
geschätzte Wert von 20,9 Pers.-mSv wurde dank
75,8 t Material gemäss den Vorgaben der Richtli-
guter administrativer und technischer Strahlen-
nie ENSI-B04 als inaktiv freigemessen.
schutzmassnahmen deutlich unterschritten. Die
Sekundärabfälle aus dem Betrieb der Lager sowie
höchste registrierte Einzeldosis betrug 1,9 mSv.
der Konditionierungsanlage und der Plasma-
Im Berichtsjahr wurden weder Personenkontami-
Anlage wurden im Hinblick auf eine spätere End-
nationen, die nicht mit einfachen Mitteln entfernt
konditionierung verarbeitet und verpackt.
werden konnten, noch Inkorporationen festge-
Ferner wurde erstmalig die vorgeschriebene wie-
stellt. Die durch den Strahlenschutz regelmässig
derkehrende Prüfung an den beiden Transport-
erhobenen Proben zeigten weder auf den Ober-
behältern TN 9/4, die für die Transporte von
flächen noch in der Atemluft Hinweise auf unzu-
abgebrannten Brennelementen zwischen dem
lässige Kontaminationen.
Kernkraftwerk Mühleberg und dem ZWILAG ver-
Die radioaktiven Abgaben über die Abluft und
wendet werden, erfolgreich ausgeführt.
das Abwasser lagen deutlich unterhalb der in der
Betriebsbewilligung festgelegten Grenzwerte. Die
quartalsweise vom ENSI durchgeführten Kontroll-
5.3 Plasma-Anlage
messungen von Abwasserproben und Aerosolfiltern bestätigten die von der ZWILAG gemeldeten
Aufgabe der Plasma-Anlage ist es, brenn- und
Analyseergebnisse. Die aufgrund der Abgaben
schmelzbare schwachaktive Abfälle durch sehr
unter ungünstigen Annahmen berechnete Jah-
hohe Temperaturen in eine inerte Schlackenma-
resdosis für Einzelpersonen der Bevölkerung in
70
der Umgebung des ZWILAG lagen mit weniger
als 0,001 mSv für Erwachsene, Zehnjährige und
gemäss der Richtlinie ENSI-B11 erreicht wurden.
Kleinkinder deutlich unterhalb des quellenbezo-
Die ZWILAG verfügt über eine zur Beherrschung
genen Dosisrichtwerts von 0,05 mSv.
von Störfällen geeignete Notfallorganisation.
Die ZWILAG und das PSI teilen einen gemeinsamen
Im Dezember 2011 löste das ENSI in der ZWILAG
Standort; die Umgebungsüberwachung für den
ohne Voranmeldung einen Übungsalarm aus, bei
gesamten Standort mittels Thermolumineszenz-
welchem die Verfügbarkeit des Werksnotfallstabs
Dosimetern (TLD) wird vom PSI durchgeführt. Die
gemäss Richtlinie ENSI-B11 bestätigt wurde.
TLD in der Umgebung und am Arealzaun des zent
ralen Zwischenlagers der ZWILAG zeigten keine
dem Betrieb der beiden Anlagen zuzuschreibende
Erhöhung gegenüber der Untergrundstrahlung.
Die nach Art. 102 Absatz 3 der Strahlenschutzver-
Im Berichtsjahr hat die ZWILAG keine grösseren
ordnung anzuwendenden Immissionsgrenzwerte
organisatorischen Änderungen vorgenommen.
für Direktstrahlung ausserhalb des Betriebsareals
Die Belegschaft hat sich um 6 Personen auf 69
von 1 mSv pro Jahr für Wohn- und Aufenthalts-
erhöht. Damit hat sich das Personal des ZWILAG
räume und von 5 mSv pro Jahr für andere Bereiche
in den letzten sechs Jahren mehr als verdoppelt.
wurden somit in jedem Fall eingehalten.
Besondere Aufmerksamkeit hat die ZWILAG mit
Die Tätigkeiten in den Anlagen der ZWILAG wur-
rund 440 Ausbildungstagen der Aus- und Weiter-
den unter Einhaltung der gesetzlichen und inter-
bildung geschenkt.
nen Strahlenschutzvorgaben durchgeführt. Die
Das Managementsystem der ZWILAG ist seit 2003
Ergebnisse der ENSI-Inspektionen bestätigen, dass
entsprechend der Norm DIN EN ISO 9001:2008
im ZZL ein konsequenter und gesetzeskonformer
zertifiziert. Im Überwachungsaudit 2011 wurde
Strahlenschutz angewendet wird. Für detailliertere
festgestellt, dass das Managementsystem für die
Angaben zur radiologischen Situation innerhalb
Aufgaben der ZWILAG vollständig und geeignet
und ausserhalb des gemeinsamen Standortes von
sowie in der Praxis gut umgesetzt ist.
PSI und ZWILAG wird auf den Strahlenschutzbericht 2011 des ENSI verwiesen.
5.7 Rücknahme von
Wiederaufarbeitungsabfällen
In La Hague (Frankreich) und in Sellafield (Gross
Die Notfallorganisation der ZWILAG ist für die
britannien) werden abgebrannte Brennelemente
Bewältigung aller Notfälle innerhalb des Werks
aus schweizerischen Kernkraftwerken durch
areals zuständig. Mit einer zweckmässigen Orga-
die Firmen AREVA NC und SL (Sellafield Ltd.) im
nisation, geeigneten Führungsprozessen zusam-
Rahmen der abgeschlossenen Verträge wiederauf-
men mit einer entsprechenden Auslegung der
gearbeitet. Durch das Wiederaufarbeitungsmora
Anlagen hat die ZWILAG die Notfallbereitschaft
torium (Art. 106, Abs. 4 KEG) beschränken sich
auf hohem Niveau sicherzustellen.
diese Arbeiten allerdings auf die vor Juli 2006
Das ENSI hat im Juni 2011 an der Werksnotfall
dorthin transportierten Brennelemente. Die bei
übung FORNAX die Notfallorganisation beobach-
der Wiederaufarbeitung entstandenen Abfälle
tet und beurteilt. Das Übungsszenario sah vor,
müssen vertragsgemäss in die Schweiz zurückge-
dass beim Anliefern von Sauerstoff ein Behälter
führt werden. Zur Rücklieferung sind bereits ver-
beschädigt wurde und durch austretenden Sauer
glaste hochaktive Abfälle (Glaskokillen) aus der
stoff ein Brand entstand, bei dem ein Mitarbei-
Wiederaufarbeitung bei AREVA NC und bei SL
ter verletzt wurde und ein Todesopfer zu bekla-
sowie verpresste mittelaktive Abfälle der AREVA
gen war. Der Notfallstab musste die Einsätze von
NC erzeugt.
Feuerwehr, Sanität sowie den von internen Stel-
Mit den bisherigen ausschliesslich aus Frankreich
len koordinieren und seiner Informationspflicht
zurück gelieferten Glaskokillen hat die Schweiz
gegen aussen nachkommen. Die ZWILAG hat
bereits rund 50% ihrer Verpflichtungen gegen-
bei der Übung u. a. Optimierungspotenzial beim
über AREVA NC für die Rücknahme hochaktiver
Informieren des ENSI und der eigenen Belegschaft
Abfälle erfüllt. Weitere Transporte dieser Abfallart
festgestellt.
zum ZZL werden ab 2012 stattfinden.
71
Im Berichtsjahr hat sich die Rücklieferung von mit-
Kokillen mit Areva NC abgeschlossen. Daher stell-
telaktiven verpressten Abfällen (CSD-C) der AREVA
ten sie am 8. Februar 2011 beim Bundesamt für
NC fortgesetzt. Die entsprechende Rücknahme-
Energie ein Vorabklärungsgesuch für diese Abfall-
quote dieser Abfallart betrug per Ende 2011 rund
Kategorie. Das Bundesamt für Energie hat das
50% der Rücknahmeverpflichtung. Wie die Glas-
ENSI mit der sicherheitstechnischen Prüfung des
kokillen (CSD-V) werden diese Gebinde in den
Gesuchs beauftragt. Das ENSI wird seine Stellung-
gleichen Behältern angeliefert, da beide Gebin-
nahme zum Vorabklärungsgesuch voraussichtlich
detypen zwar unterschiedliche Massen, aber iden-
im Frühjahr 2012 fertigstellen.
tische Abmessungen haben. Die CSD-C können im
Für die Rückführung der Abfälle aus Sellafield
ZZL jedoch analog den mittelaktiven Betriebsabfäl-
machen
die
schweizerischen
Kernkraftwerks-
len wieder ausgeladen und im MAA-Lager einge-
betreiber von der Möglichkeit der Substitution
lagert werden. Im Berichtsjahr fanden im Frühjahr
Gebrauch: An Stelle der schwach- und mittelak-
und im Herbst jeweils eine Anlieferung von mit-
tiven Abfälle wird eine hinsichtlich der radiolo-
telaktiven Abfällen aus La Hague statt. Die Anlie-
gischen Eigenschaften gleichwertige, aber volu-
ferungen bestanden jeweils aus 60 CSD-C-Behäl-
menmässig viel kleinere Menge an verglasten,
tern mit Abfällen aus der Wiederaufarbeitung von
hochaktiven Abfällen in die Schweiz zurückge-
Brennstoff aus dem Betrieb von KKL, KKG und
führt und so die Anzahl der Transporte stark redu-
KKM. Sie erfolgten in drei Transportbehältern
ziert. Erste Rücktransporte der Glaskokillen aus
mit je 20 Kokillen. Die CSD-C-Behälter wurden
Sellafield sind ab 2013 geplant.
jeweils aus den Transportbehältern entladen und
in das MAA-Lager der ZWILAG eingelagert. Die
entleerten Transportbehälter werden wiederholt
5.8 Vorkommnisse
für weitere Rücklieferungen eingesetzt. Das ENSI
hat dem jeweiligen Abfalleigentümer für jede der
Im Berichtjahr waren hinsichtlich der nuklearen
Rücklieferungen eine Genehmigung zum Übertritt
Sicherheit keine Vorkommnisse zu verzeichnen,
in den Aufsichtsbereich des ENSI gemäss der Richt-
welche dem ENSI gemäss Richtlinie ENSI-B03
linie ENSI-B05 erteilt.
gemeldet wurden.
Im Jahr 2010 hat Areva NC vorgeschlagen, statt
bituminierte Schlämme aus den Wasserreinigungs
anlagen der Wiederaufarbeitungsanlage verglaste
5.9 Gesamtbeurteilung
mittelaktive Abfälle in Form von sogenannten
CSD-B-Gebinden zurückzuführen. Die Schweizer
Das ENSI kommt zum Schluss, dass die ZWILAG
Kernkraftwerksbetreiber haben einen gemein-
die bewilligten Betriebsbedingungen im Jahr 2011
samen Vertrag für die Rücknahme von CSD-B-
eingehalten hat.
72
Links: PSI-Westareal
Rechts: PSI-Ostareal
Rechts hinten: ZWILAG
Foto: ENSI
6. Paul Scherrer Institut (PSI)
6.1 Die Kernanlagen des PSI
6.2 Hotlabor
Das PSI ist das grösste eidgenössische Forschungs-
Im Hotlabor werden hochradioaktive Substan-
institut für Natur- und Ingenieurwissenschaften.
zen gehandhabt. Die Abteilung Hotlabor, das For-
Zusammen mit in- und ausländischen Hochschu-
schungslabor für nukleare Materialien und die
len, Instituten, Kliniken und Industriebetrieben
Target-Entwicklungsgruppe
arbeitet es in den Bereichen Materie und Mate-
anderem in Reaktoren oder Beschleunigern stark
rial, Mensch und Gesundheit sowie Energie und
bestrahlte Werkstoffe und Kernbrennstoffe mit
untersuchen
unter
Umwelt. Das Hotlabor, der Nullleistungs-For-
unterschiedlichen makro- und mikroskopischen
schungsreaktor PROTEUS, die Anlagen für die
Methoden.
Behandlung und Lagerung radioaktiver Abfälle
Vorkommnis: Anlässlich einer Brennstoffrückfüh-
sowie die im Rückbau befindlichen Forschungsre-
rungsaktion im Hotlabor wurde ein Logik-Fehler
aktoren SAPHIR und DIORIT sind Kernanlagen und
im Kernbrennstoff-Buchhaltungsprogramm ent-
werden durch das ENSI beaufsichtigt.
deckt. Durch diesen Fehler ist es grundsätzlich
Im Berichtjahr waren hinsichtlich der nuklearen
möglich, unzulässige Materialcodes einzubuchen,
Sicherheit drei Vorkommnisse zu verzeichnen, wel-
wobei Spaltstoffanteile nicht erfasst werden. Sol-
che dem ENSI gemäss Richtlinie ENSI-B03 gemel-
che Materialzusammensetzungen werden bei den
det wurden. Diese sind im Kapitel Hotlabor, im
Kritikalitätssicherheitsrechnungen nicht berück-
Kapitel Forschungsreaktor PROTEUS und im Kapi-
sichtigt. Bei den betroffenen vier Fehlbuchungen
tel Lagerung radioaktiver Abfälle erörtert.
wurden insgesamt 0,7 g U-235 nicht erfasst. Das
Vorkommnis wurde dem ENSI am 25. November
2011 gemeldet und als INES 0 eingestuft. Die Kritikalitätssicherheit war zu keiner Zeit gefährdet.
73
Im Hotlabor erfolgt auch die Konditionierung
dadurch nicht beeinträchtigt. Das Vorkommnis hat
radioaktiver Abfälle aus dem Betrieb seiner heis-
nur eine geringe sicherheitstechnische Bedeutung.
sen Zellen. Darunter fallen insbesondere Abfalllö-
Das ENSI bewertet das Vorkommnis mit INES 0.
sungen, die bei der Brennstoff-Analytik anfallen,
und Aktinide sowie Spalt- und Aktivierungsprodukte enthalten. Zur Verfestigung dieser flüssigen radioaktiven Abfälle hat das PSI die Fixbox-
6.4 Stillgelegte oder im Rückbau
stehende Kernanlagen
3-Anlage entwickelt und konstruiert. Das ENSI hat
bestätigt, dass die Voraussetzungen zur Inbetrieb-
Beim stillgelegten Forschungsreaktor SAPHIR sind
nahme dieser Anlage per Ende 2011 grundsätzlich
Reaktorbecken und biologische Abschirmung voll-
erfüllt waren und hat die Durchführung der Typen-
ständig abgebaut und entsorgt. Die planmässige
prüfung genehmigt.
Fortführung der seit Anfang 2009 ruhenden Rück-
Auf Gesuch des PSI hat das ENSI einen neuen
bauarbeiten ist bis zur vollständigen Entleerung
Abfallgebindetyp zur Konditionierung der bei der
des Kernbrennstofflagers zurückgestellt.
Probenentnahme für die Nachbestrahlungsun-
Die biologische Abschirmung des Reaktors DIO-
tersuchungen zum MEGAPIE-Target anfallenden
RIT wurde bis Ende 2011 mit Ausnahme von zwei
radioaktiven Abfälle genehmigt.
kleineren Segmenten auf Hallenbodenniveau
Im Hotlabor wurden im Jahr 2011 insgesamt 23,5 t
zurückgebaut. In der Berichtsperiode wurden 175
Material gemäss den Vorgaben der Richtlinie ENSI-
t Material (vorwiegend Beton) gemäss Richtlinie
B04 freigemessen. Der grösste Teil stammte aus
ENSI-B04 freigemessen und konventionell ent-
einer erfolgten Sanierung des Bodenbelags.
sorgt.
Der Betrieb der Versuchsverbrennungsanlage des
PSI wurde Ende 2002 eingestellt. Die Überwa-
6.3 Forschungsreaktor PROTEUS
chung dieser abgestellten Kernanlage erfolgt routinemässig durch die Sektion Rückbau und Ent-
Die Direktion des PSI hat Anfang 2011 beschlossen,
sorgung des PSI. Mitte 2011 hat das PSI für die
den Forschungsreaktor PROTEUS aus Kostengrün-
Versuchsverbrennungsanlage beim BFE ein Still
den stillzulegen. Das Projekt LIFE@PROTEUS wurde
legungsgesuch eingereicht.
sistiert. Die mit diesem Projekt verknüpfte Erneuerung des PROTEUS wird nicht realisiert. Im Jahr 2011
wurden keine Bestrahlungen im Rahmen von wis-
6.5 Behandlung radioaktiver Abfälle
senschaftlichen Forschungsprogrammen durchgeführt. Die 253 Treiberstäbe wurden aus dem Reak-
Das PSI ist die Sammelstelle des Bundes für radioak-
torkern gezogen, inspiziert und im Stablager ein-
tive Abfälle aus Medizin, Industrie und Forschung
gelagert. Die weiteren betrieblichen Aktivitäten
(MIF-Abfälle). Ebenfalls im Eigentum des Bundes
beschränkten sich auf routinemässig durchgeführte
sind die im PSI anfallenden radioaktiven Abfälle
Checks, Wartungsarbeiten und Inspektionen.
aus den Anwendungen radioaktiver Isotope in
Vorkommnis: Im Forschungsreaktor PROTEUS
Forschungsprojekten, insbesondere bei Brenn-
haben die Ausfahrzeit von Sicherheits- und
stoffuntersuchungen, aus den Beschleunigeran-
Abschaltstäben, die Signalisation der Endlagen
lagen, aus dem Rückbau von Forschungsanlagen
der Stäbe und das Abschalten des Motors sicher-
sowie aus dem Betrieb der nuklearen Infrastruktur.
heitstechnische Bedeutung für das Verfahren
Dazu gehören z.B. Lüftungsfilter und Abfälle aus
der Sicherheits- und Abschaltstäbe. Sie werden
der Abwasserbehandlung. Alle genannten Abfälle
gemäss Betriebsvorschrift monatlich geprüft. Der
sind sowohl chemisch als auch physikalisch unter-
Reaktor war am 28. Januar 2011 vorbereitet, um
schiedlich, so dass vor ihrer Endkonditionierung
den monatlichen Check durchzuführen. Teil dieses
oft eine Triage und Vorbehandlungen notwendig
Checks ist die Messung der Ausfahrzeiten aller
sind. Zudem ergeben sich unterschiedliche Kondi-
8 Sicherheits- bzw. Abschaltstabpaare. Die Sicher-
tionierungs- und Verpackungskonzepte, was ein
74
heitsstabpaare Nr. 1 bis 4 wurden korrekt ausge-
im Vergleich zur Behandlung von Abfällen aus
fahren. Beim Abschaltstabpaar Nr. 5 kam es nach
den Kernkraftwerken umfangreicheres und häu-
dem Ausfahren nicht zum Abstellen des Antriebs-
fig änderndes Spektrum an Abfallgebindetypen
motors, und die Endlage des Abschaltpaars Nr. 5
bedingt.
wurde nicht signalisiert. Die Abschaltfunktion war
Im Jahr 2011 wurden insgesamt rund 51 m3
Abfälle bei der Bundessammelstelle angeliefert,
zusammen mit 8 weiteren 200-Liter-Fässern mit
davon 43,38 m3 aus dem PSI, 3,75 m3 aus der jähr-
Proben aus den Qualitätskontrollprogrammen der
lichen Sammelaktion des Bundesamts für Gesund-
KKW zur Behandlung in der Plasma-Anlage an die
heit (BAG) und weitere 3,72 m3 aus dem CERN.
ZWILAG übergeben hat.
Unter den 3,75 m3 aus den BAG-Sammelakti-
Im Berichtsjahr hat das PSI 27 Fässer à 200 Liter
onen befanden sich 79 vorkonditionierte Stahlzy-
mit nicht brennbaren MIF-Abfällen endkonditi-
linder (0,73 m3). Deren Übertritt in den Aufsichts-
oniert. Die geplante Konditionierung von 2 bis 3
bereich des ENSI wurde vorgängig auf Basis der
Beton-Kleincontainern vom Typ KC-T12 mit Stillle-
Richtlinie ENSI-B05 genehmigt. Derartige Zylinder
gungsabfällen aus dem Forschungsreaktor DIORIT
mit flüchtigen MIF-Abfällen werden routinemäs-
und Abfällen aus den Beschleunigeranlagen des
sig in der Industrie hergestellt. Sie sind als dicht
PSI-West wurde aufgeschoben.
verschweisste, nicht zulassungspflichtige Versand-
Des Weiteren hat das ENSI die Nachdokumen-
stücke qualifiziert und werden jährlich bei der
tation von drei Abfallgebindtypen mit Tritium-,
Bundessammelstelle am PSI abgeliefert.
Radium und Americium-haltigen MIF-Abfällen
Im Herbst 2011 wurden 22 Fässer des KKB, wel-
(dicht verschweisste Stahlzylinder) genehmigt.
che sich seit mehreren Jahren zu Untersuchungszwecken am PSI befanden, nach Abschluss der
Arbeiten an das KKB zurückgeführt.
6.6 Lagerung radioaktiver Abfälle
Zur Behandlung in der Plasma Anlage der ZWILAG
wurden 47,38 m3 feste, brennbare Rohabfälle aus-
Im Bundeszwischenlager (BZL) werden vorwie-
sortiert und verpresst; dabei wurden 61 Fässer à
gend 200-Liter-Fässer und Kleincontainer (bis 4,5
200 Liter befüllt und zusammen mit 33 analogen,
m3) mit konditionierten Abfällen eingelagert. Fall-
noch aus der Berichtperiode 2010, übrigen Gebin-
weise werden unkonditionierte Komponenten in
den an die Zwilag abgeliefert. Daraus resultieren
Kleincontainern temporär aufbewahrt. Das ENSI
94 Fässer à 200 Liter mit vorkonditionierten brenn-
stimmt der Aufbewahrung nicht endkonditio-
baren Abfällen, die das PSI in der Berichtperiode
nierter Abfälle im BZL zu, sofern dies dem Opti-
75
Blick in den
Forschungsreaktor
PROTEUS.
Foto: PSI
mierungsgebot nach Artikel 6 der Strahlenschutz-
tivdosis von 100,7 Pers.-mSv (2010: 129,5 Pers.-
verordnung entspricht.
mSv). Davon stammen 11,7 Pers.-mSv aus dem
In der Berichtsperiode wurden insgesamt 32 end-
Aufsichtsbereich des ENSI (2010: 14,3 Pers.-mSv)
konditionierte 200-Liter-Fässer neu im BZL einge-
bei einer höchsten Individualdosis von 0,7 mSv
lagert; dabei handelt es sich um 20 dem PSI zuge-
(2010: 0,8 mSv).
teilte Kokillenfässer aus der Plasma-Anlage der
Das ENSI hat vierteljährlich Wasserproben aus
Zwilag und 12 weitere, am PSI gemäss geneh-
den Abwassertanks des PSI erhoben und bei der
migter
endkonditionierte
gamma-spektrometrischen Auswertung festge-
200-Liter-Fässer. Ende 2011 war der mit 200-Liter-
stellt, dass die Ergebnisse des ENSI mit denen der
Fässern belegte Raum mit 4 844 Gebinden zu
PSI-eigenen Analysen übereinstimmen. Aus den
Abfallgebindetypen,
knapp 85 % gefüllt (+ 0,66 %). Das Inventar des
bilanzierten Abgaben radioaktiver Stoffe über
BZL-Container-Teils blieb unverändert.
die Fortluftanlagen und über das Abwassersys
In weiteren Hallen lagern entsprechend den
tem wurde unter konservativen Annahmen für
betrieblichen Erfordernissen sowohl unkonditi-
den ungünstigsten Aufenthaltsort ausserhalb des
onierte als auch konditionierte Abfälle. Das PSI
überwachten PSI-Areals eine Personendosis von
setzt das gleiche elektronische Buchführungssys
rund 0,006 mSv/Jahr berechnet. Diese Dosis liegt
tem wie die Kernkraftwerke ein, so dass die Infor-
deutlich unterhalb des quellenbezogenen Dosis-
mation über Mengen, Lagerort und radiologische
richtwerts von 0,15 mSv/Jahr gemäss PSI-Abgabe-
Eigenschaften der radioaktiven Abfälle jederzeit
reglement.
verfügbar ist. Das PSI berichtet dem ENSI viertel-
Detaillierte Angaben zu den Personendosen sind
jährlich über die Lagerung radioaktiver Abfälle.
im Strahlenschutzbericht 2011 des ENSI zu finden.
Die in Kap. 6.5 beschriebenen und abgelieferten
79 Stahlzylinder wurden im Hinblick auf deren Einlagerung in das BZL temporär in den Lagerhal-
len auf dem Gelände AERA untergebracht. Nach
Beurteilung der neuen, durch das PSI im März
Die Notfallorganisation des PSI ist für die Bewäl-
2011 beim ENSI eingereichten, BZL-Störfallanalyse
hat das ENSI im Dezember 2011 die Einlagerungs-
zuständig. Mit einer zweckmässigen Organisation,
freigabe für die besagten Zylinder erteilt.
geeigneten Führungsprozessen und einer entspre-
Vorkommnis: Anlässlich einer visuellen Inspektion
chenden Auslegung seiner Anlagen hat das PSI die
an Stahlzylindern mit Tritium-haltigen MIF-Abfäl-
Notfallbereitschaft sicherzustellen.
len im Hinblick auf deren Einlagerung in das BZL
Das ENSI hat im September 2011 an der Instituts-
wurden an mehreren Gebinden sichtbare Män-
notfallübung AER zusammen mit dem Bundes-
gel und bei Nachuntersuchungen Undichtigkeiten
amt für Gesundheit (BAG) die Notfallorganisation
festgestellt. Das PSI hat dem ENSI das Vorkomm-
des PSI beobachtet und beurteilt. Für die Übung
nis am 21. Dezember 2011 gemäss Richtlinie ENSI-
wurde ein Szenario gewählt, welches von einem
B03 gemeldet und als INES 0 eingestuft. Die Beur-
Kurzschluss im Untergeschoss des Hotlabors aus-
teilung des ENSI ist Gegenstand laufender Ermitt-
ging mit anschliessender Rauchgasentwicklung.
lungen.
Ein Mitarbeiter erlitt schwere Verbrennungen. Ein
Ende 2011 stellte das PSI beim BFE ein Gesuch für
Labormitarbeiter liess eine radioaktive Probe fal-
den Bau eines Stapelplatzes am PSI-Ost als Entlas
len und wurde an den Händen und der Kleidung
tungsbau für das Bundeszwischenlager BZL. In
kontaminiert. Bei der Flucht aus dem Labor kam
dem neuen Gebäude sollen hauptsächlich Beton-
es zu einer Verschleppung der Kontamination. Die
Kleincontainer der Typen KC-T12 und KC-T30 mit
Löschgruppe des Hotlabors rückte unter Atem-
Abfällen aus dem PSI (Rückbau- und Beschleuni-
schutz in das Untergeschoss vor und begann mit
gerabfälle) sowie aus dem MIF-Bereich bis zu ihrer
den Löscharbeiten. Die Belegschaft wurde aufge-
Endlagerung gestapelt werden.
fordert, das Gebäude zu verlassen und den Anweisungen zu folgen.
Aufgrund ihrer Übungsbeobachtungen identifi-
6.7 Strahlenschutz
zierten das ENSI und das BAG Verbesserungsmög-
Im Jahr 2011 akkumulierten die 1397 beruflich
sation und der Orientierung der Aufsichtsbehörde
strahlenexponierten Personen des PSI eine Kollek-
BAG. Das ENSI und das BAG kamen zum Schluss,
lichkeiten bei der Alarmierung der Notfallorgani-
76
dass die Übungsziele gemäss der Richtlinie ENSI-
die Anlagen zur Entsorgung radioaktiver Abfälle
B11 erreicht wurden. Das PSI verfügt über eine zur
betreibt, verfügt über ein akkreditiertes Qualitäts-
Beherrschung von Störfällen geeignete Notfallorga-
managementsystem nach ISO/IEC 17020.
nisation.
Das ENSI kommt zum Schluss, dass die Organisation in den Kernanlagen des PSI zweckmässig ist
und den Anforderungen der Kernenergiegesetz-
gebung genügt.
Der Personalbestand des Hotlabors ist in den letzten Jahren stabil. Zur Sicherstellung des Know-
6.10 Strahlenschutz-Schule
how-Transfers hat das Hotlabor zur Vorbereitung der Pensionierung eines Mitarbeiters mit
Im Berichtsjahr wurde neben zahlreichen Kursen im
sicherheitsrelevanten Aufgaben dessen Nachfol-
Bereich Medizin und Forschung auch der vom ENSI
ger frühzeitig eingestellt. Das Hotlabor verfügt
anerkannte Ausbildungskurs zur Strahlenschutz-
über ein Managementsystem, welches nach ISO
Fachkraft durchgeführt. Dieser 13-wöchige, pra-
9001:2008 zertifiziert ist.
xisbezogene Kurs wurde von acht Teilnehmenden
Im Berichtsjahr hat die Hälfte des zulassungspflich-
besucht und mit schriftlichen, mündlichen und
tigen Personals den Forschungsreaktor PROTEUS
praktischen Prüfungen erfolgreich abgeschlossen.
verlassen. Es verbleiben drei Reaktorphysiker
Die Teilnehmenden kamen aus schweizerischen
(höchste Zulassungsstufe) und ein Reaktortechni-
Kernkraftwerken, aus dem PSI und aus deut-
ker (zweithöchste Zulassungsstufe). Aus Sicht des
schen Unternehmen, welche fallweise auch in der
ENSI ist diese Besetzung für den abgestellten For-
Schweiz tätig sind. Das ENSI hat die Qualität des
schungsreaktor ausreichend.
Unterrichts beurteilt, die Prüfungen beaufsichtigt
Mit dem Stilllegungsentscheid für den Forschungs-
und der Schule ein hohes Niveau der Lehrveran-
reaktor PROTEUS haben sich die Anforderungen
staltungen attestiert.
an das zulassungspflichtige Personal geändert, da
der Reaktor nicht mehr kritisch geladen werden
soll. Themen wie beispielsweise Strahlenschutz,
6.11 Gesamtbeurteilung
Arbeitssicherheit, Notfallübungen, etc. sind aber
weiterhin von Bedeutung. Das ENSI hat dem Vor-
Die nukleare Sicherheit im PSI war sowohl in Bezug
schlag des PSI, sich bei der Requalifikation des
auf die Auslegung der Kernanlagen als auch auf
zulassungspflichtigen Personals auf die für den
das Betriebsgeschehen gut. Die Betriebsstörungen
abgestellten Reaktor bedeutenden Themen zu
und Vorkommnisse waren für das Personal, die
beschränken, zugestimmt. Im Berichtsjahr wurde
Kernanlagen und die Umgebung von geringer
mit der Requalifkation des Personals begonnen.
sicherheitstechnischer Bedeutung. Es gab keine
Die Personalsituation und die Organisation in
radiologischen Auswirkungen auf die Bevölke-
den sich im Rückbau befindenden Kernanlagen
rung. Das ENSI kommt zum Schluss, dass das Per-
SAPHIR und DIORIT ist weitgehend unverändert.
sonal der Vielfalt und Komplexität der PSI-Anlagen
Die Sektion Rückbau und Entsorgung, welche
angemessen Rechnung trägt.
77
Reaktorkern des
Forschungsreaktors
CROCUS.
Foto: EPFL
7. Weitere Kernanlagen
7.1 Ecole Polytechnique Fédérale
de Lausanne (EPFL)
Praktika verwendet. Die Neutronenquelle LOTUS
war nicht in Betrieb.
Die alte Lüftungsanlage in der kontrollierte Zone
Die Kernanlage der EPFL umfasst den Forschungs-
wurde während des Sommers durch eine neue
reaktor CROCUS, das Neutronenexperiment CAR-
Anlage ersetzt. Die bei der Demontage angefal-
ROUSEL, die Neutronenquelle LOTUS und die
lene Abfallmenge von ca. 52,5 t wurde als inak-
angegliederten Labors. Diese Anlagen sind dem
tiv freigemessen und konventionell entsorgt. Das
Laboratoire de physique des Réacteurs et de com-
ENSI hat vor dem geplanten Abtransport des
portement des Systèmes (LRS) zugeteilt, das dem
Materials eine Inspektion durchgeführt. Eine wei-
Institut de Physique de l’Energie et des Particules
tere Charge wird im Jahr 2012 freigemessen und
(IPEP) angehört. Im Jahr 2011 stand der CROCUS-
entsorgt.
Reaktor Ingenieur- und Physikstudenten der EPFL,
Anlässlich
eines
Betriebstests
des
Reaktors
Kursteilnehmern der Reaktorschule des PSI, und
«CROCUS» wurde am 26. Oktober 2011 festge-
Studenten des Swiss Nuclear Engineering Master-
stellt, dass ein Spannungsversorgungsmodul nicht
kurses der ETHZ/EPFL während 110,3 Stunden bei
korrekt funktioniert hat. Der Reaktor konnte zu
kleiner Leistung (unter 100 W) für Ausbildungs-
diesem Zeitpunkt nicht angefahren werden. Das
zwecke zur Verfügung. Dabei wurden 159 Wh
Ereignis wurde gemäss der Richtlinie B03 an das
thermische Energie erzeugt. Reparaturen und
ENSI gemeldet. Die Sicherheit der Anlage war zu
Modernisierung an hydraulischen Komponenten
keiner Zeit beeinträchtigt. Als Folgemassnahme
wurden im Frühjahr 2011 ausgeführt. Deshalb
wurden diverse Tests mit Reservemodulen durch-
waren die Betriebsstunden des CROCUS-Reak-
geführt. Nach weiteren Anpassungen und Ein-
tors geringer als im Durchschnitt der vergangenen
stellungen konnte der Reaktor am 31. Oktober
Jahre. Das Experiment CARROUSEL wurde für
2011 wieder in Betrieb genommen werden. Die
79
Brennstabköpfe
im CROCUS.
Foto: EPFL
defekten Module werden zur Untersuchung und
jahr betrug die produzierte Energie 31,7 kWh.
Reparatur an den Hersteller geschickt. Dieses Vor-
Die Nutzung verteilt sich auf die Neutronenak-
kommnis wurde auf der internationalen Ereignis-
tivierungsanalytik für die Universitäten Bern und
skala INES der Stufe 0 (unterhalb der Skala) ein-
Basel, die Kurse der Reaktorschule und der Strah-
gestuft.
lenschutzkurse sowie auf etliche Vorführungen
Im Jahr 2011 lagen die Dosen des Personals unter-
für Besuchergruppen und Schulklassen. Der
halb der Nachweisgrenze. Die Abgabe radioak-
Reaktorbetrieb erfolgte im Kalenderjahr 2011
tiver Stoffe über den Luft- und Abwasserpfad war
störungsfrei bei einer thermischen Leistung von
unbedeutend. Im Dezember 2011 hat das ENSI
rund 1 kW. Vom Bewilligungsinhaber wurden
seine Jahresinspektion durchgeführt. Dabei wur-
zwei umfassende Kontrollen der Reaktorschutz-
den technische, organisatorische und personelle
instrumentierung durchgeführt und die Reaktor-
Änderungen besprochen und es wurde ein Rund-
wasseraktivität überprüft, wobei keine Abwei-
gang durch verschiedene Anlagenräume durchge-
chungen von den Vorgaben festgestellt wurden.
führt.
Im Jahr 2011 traten keine meldepflichtigen Vor-
Das ENSI kommt zum Schluss, dass die Betriebs-
kommnisse von sicherheitstechnischer Bedeu-
bedingungen im Jahr 2011 eingehalten wurden.
tung gemäss Richtlinie ENSI-B03 auf. Die Dosen
des Personals lagen unterhalb der Nachweisgrenze. Die Abgabe radioaktiver Stoffe über
7.2 Universität Basel
den Luft- und den Abwasserpfad war unbedeutend. Im Oktober 2011 hat das ENSI seine Jah-
Der Forschungsreaktor AGN-211-P der Universi-
resinspektion durchgeführt. Dabei wurden tech-
tät Basel dient vorwiegend der Ausbildung von
nische, organisatorische und personelle Ände-
Studenten und der Anwendung in der Neutro-
rungen besprochen und es wurde ein Rundgang
80
nenaktivierungsanalytik.
durch die Anlagenräume durchgeführt.
Die Nutzung des Reaktors hat sich gegenüber
Das ENSI stellte fest, dass die Betriebsbedin-
den Vorjahren kaum verändert. Im Berichts-
gungen im Jahr 2011 eingehalten wurden.
Transport- und
Lagerbehälter in der
Behälter-Lagerhalle
der ZWILAG.
Foto: ZWILAG
8. Transporte und Behälter
8.1 Genehmigungen nach
Gefahrgutgesetzgebung
gende Kapitel). Das ENSI ist die zuständige schweizerische Behörde für die Ausstellung von Genehmigungszeugnissen gemäss Gefahrgutgesetzge-
Die schweizerischen Vorschriften für den Trans-
bung, und das unabhängig davon, ob es sich beim
port radioaktiver Stoffe auf Strasse und Schiene
Transportgut um radioaktive Stoffe aus Kernanla-
basieren auf den internationalen Regelwerken
gen oder aus anderen Betrieben handelt. Derzeit
über den Transport gefährlicher Güter auf der
findet in der Schweiz keine Fertigung von zulas-
Strasse (ADR1) bzw. mit der Eisenbahn (RID2). Bei
sungspflichtigen Versandstücken statt. Die umfas-
allen Verkehrsträgern kommen die IAEA-Empfeh-
sende Zulassung derartiger Behältertypen im
lungen (TS-R-13) für die sichere Beförderung radio
Ursprungsland ist somit nicht Aufgabe des ENSI.
aktiver Stoffe zur Anwendung. Basierend auf die-
Dagegen ist häufig eine Anerkennung der von der
sen Empfehlungen wird das internationale Trans-
zuständigen Behörde des Ursprungslandes aus-
portrecht regelmässig angepasst. Im nationalen
gestellten Zulassung von Versandstückmustern
Transportrecht für Gefahrgüter der Klasse 7 (radio
erforderlich. Dabei prüft das ENSI die Vollständig-
aktive Stoffe) gelten u.a. die SDR und die RSD .
keit des zugehörigen Sicherheitsberichts insbeson-
Die nach diesen Rechtsvorschriften erforderlichen
dere hinsichtlich des Nachweises, dass alle gemäss
Genehmigungen betreffen je nach Anwendungs-
ADR/RID und TS-R-1 vorgeschriebenen Anforde-
fall die Versandstücke und/oder den Beförde-
rungen erfüllt sind. Beförderungsgenehmigungen
rungsvorgang. Sie bilden eine Voraussetzung für
sind in bestimmten Fällen erforderlich, vor allem
die ebenfalls erforderlichen Bewilligungen nach
wenn die Beförderung aufgrund einer Sonderver-
Kernenergie- oder Strahlenschutzgesetz (vgl. fol-
einbarung erfolgt. In solchen Fällen müssen für
4
5
Europäisches
Übereinkommen über die
Beförderung gefährlicher
Güter auf der Strasse
2
Ordnung für die
internationale
Eisenbahnbeförderung
gefährlicher Güter
3
IAEA Safety Standards
Series: Regulations for
the Safe Transport of
Radioactive Material,
2009 Edition, Safety
Requirements TS-R-1
4
Verordnung vom 29.
November 2002 über die
Güter auf der Strasse (SR
741.621)
5
Verordnung vom 3. De
zember 1996 über die
Güter mit der Eisenbahn
(SR 742.401.6)
1
81
den Transport spezielle Massnahmen durch das
ENSI festgelegt werden. Zudem wird anhand der
8.3 Bewilligungen nach
Kernenergiegesetzgebung
eingereichten Dokumente jeweils geprüft, ob Verpackung und Inhalt den Vorschriften entsprechen.
Nach den Artikeln 6 und 34 des Kernenergie-
Im Berichtsjahr hat das ENSI 7 Gesuche nach
gesetzes (KEG) bedarf der Umgang mit Kern-
Gefahrgutgesetzgebung beurteilt und die ent-
materialien und radioaktiven Abfällen aus Kern-
sprechende Genehmigung ausgestellt. 6 Gesuche
anlagen einer Bewilligung des Bundes. Arti-
betrafen die Anerkennung der Zulassung von Ver-
kel 3 des KEG präzisiert den Begriff «Umgang»
sandstückmustern. Ein Gesuch bezog sich auf eine
als Forschung, Entwicklung, Herstellung, Trans-
Beförderungsgenehmigung nach Gefahrgutrecht.
port, Einfuhr, Ausfuhr, Durchfuhr und Vermittlung. Zuständig für die Erteilung solcher Bewilligungen ist das BFE. Im Hinblick auf die kernener-
8.2 Bewilligungen nach
Strahlenschutzgesetzgebung
gierechtliche Bewilligung von Transporten prüft
jeweils das ENSI als Fachbehörde, dass die nukleare Sicherheit und Sicherung gewährleistet und
die Vorschriften über die Beförderung gefähr-
die Beförderung auf öffentlichen Verkehrswe-
licher Güter erfüllt sind. Das BFE erteilt die Bewil-
gen sowie die Ein- und Ausfuhr von radioaktiven
ligung erst aufgrund einer zustimmenden Beur-
Stoffen bewilligungspflichtige Tätigkeiten. Die
teilung durch das ENSI.
Voraussetzungen für die Erlangung solcher Bewil-
Im Berichtsjahr hat das ENSI 12 Beurteilungen
ligungen sind im Strahlenschutzgesetz (StSG) und
für kernenergierechtliche Transportbewilligun
in der Strahlenschutzverordnung (StSV) festge-
gen abgegeben. Von diesen betreffen 3 Bewilli-
halten. Derartige Bewilligungen sind über einen
gungen Transporte von Kernmaterial und 9 sol-
längeren Zeitraum befristet und hinsichtlich der
che von Abfällen. Bei den Kernmaterialien han-
Anzahl Transporte üblicherweise nicht begrenzt.
delte es sich a) um die Versorgung des KKL mit
Allerdings verlangt die Strahlenschutzverordnung
frischen Brennelementen, b) den Transport von
jeweils eine separate Bewilligung, falls bei einem
abgebrannten Brennelementen aus dem KKL
einzelnen Vorgang eine bestimmte Aktivitäts-
ins Zentrale Zwischenlager (ZZL) der ZWILAG,
menge überschritten wird. Im Bereich der Kern-
c) einem Transport von Brennstäben zu Unter-
anlagen ist das ENSI die zuständige Behörde, für
suchungen in einem ausländischen Laborato-
den sonstigen Bereich ist das BAG zuständig. Im
rium. Bei den radioaktiven Abfällen bestanden
Berichtsjahr hat das ENSI eine allgemeine Bewilli-
2 Transporte aus der Rückführung von Wieder-
gung sowie eine der oben beschriebenen Einzel-
aufarbeitungsabfällen (CSD-C) von La Hague
bewilligungen erteilt.
ins ZZL; 7 Transporte waren radioaktive Abfälle
Spezial-Strassenfahrzeug
der ZWILAG.
Foto: ZWILAG
Gemäss Artikel 2 des Strahlenschutzgesetzes sind
von den KKW ins ZZL zur Verarbeitung und Zwischenlagerung.
8.4 Rückführung von Abfällen aus der
Wiederaufarbeitung
Aufgrund des zehnjährigen Moratoriums finden
bis 2016 keine Transporte bestrahlter Brennelemente ins Ausland statt. Hingegen fanden 2011
zwei Transporte mit je drei Behältern kompaktierter Abfälle vom Typ CSD-C aus der französischen Wiederaufarbeitungsanlage in La Hague
zum ZZL statt. Aus La Hague wurden damit bereits
etwa die Hälfte aller rücknahmepflichtigen Wiederaufarbeitungsabfälle in die Schweiz zurückgeliefert. Die Rückführungen aus Sellafield werden
nach derzeitiger Planung in den Jahren 2013 und
2018 stattfinden.
82
8.5 Beschaffung von Transport- und
Lagerbehältern
schiedenen Fertigungsphasen: von der Vorbereitung bis zur Endprüfung der Gesamtdokumentation nach Fertigungsabschluss. Im Jahr 2011 wur-
Das Konzept der Zwischenlagerung von bestrahl-
den 14 Brennelementbehälter und 6 Behälter für
ten Brennelementen und von Glaskokillen besteht
hochaktive verglaste Abfälle während der Fertigung
darin, diese Abfälle in störfallsicheren Transport-
kontrolliert. Soweit sich Beanstandungen ergaben,
und Lagerbehältern (TL-Behältern) einzuschlies-
wurden diese in allen Fällen vom Hersteller korri-
sen, deren Dichtheit im Zwischenlager kontinu-
giert oder nach eingehender Prüfung als akzep-
ierlich überwacht wird. Diese Behälter werden
tabel qualifiziert, sofern die auslegungsgemässe
von den Kernkraftwerken bzw. von den Wieder-
Sicherheit des jeweiligen Behälters nachgewie-
aufarbeitungsanlagen zum jeweiligen Zwischen-
sen werden konnte. Die Anzahl solcher Beanstan-
lager transportiert, dort in der Behälterlagerhalle
dungen hat sich gegenüber dem Vorjahr erhöht.
abgestellt und an das Überwachungssystem ange-
Bereits vom Hersteller vorgeschlagene Korrektur-
schlossen. Die TL-Behälter müssen die Sicherheit
massnahmen befinden sich in der Umsetzung.
für den gesamten Zeitraum der Zwischenlagerung
Zusätzlich wurde die Wartung zweier Transportbe-
gewährleisten, weshalb hierfür gegenüber einem
hälter in der Schweiz durchgeführt. Das ENSI hat
reinen Transportbehälter nochmals erhöhte Anfor-
die Wartungsarbeiten inspiziert und sich von der
derungen zu erfüllen sind. Die Anforderungen
ordnungsgemässen Durchführung nach den Vor-
und Verfahren hierzu regelt die Richtlinie ENSI-
gaben des Behälterherstellers überzeugt. Im Rah-
G05. Mit dieser Richtlinie sind nicht nur die Anfor-
men der Inspektion wurde an zwei Punkten Ver-
derungen an die Auslegung der TL-Behälter spe-
besserungsbedarf innerhalb der Qualitätsprozesse
zifiziert, sondern auch die Anforderungen an die
identifiziert; die entsprechenden Massnahmen
Behälterfertigung, wie etwa Qualitätsanforde-
befinden sich in der Umsetzung.
rungen, begleitende Kontrollen oder Behälterdo-
Im Berichtsjahr wurden seitens des ENSI keine Frei-
kumentation. Bei der Fertigung derartiger Behäl-
gaben für die Verwendung und für die Einlage-
ter sind festgelegte und vom ENSI freigegebene
rung von Transport- und Lagerbehälter erteilt.
Abläufe einzuhalten, welche im Auftrag des ENSI
Zurzeit befinden sich zwei neue Behältertypen im
von unabhängigen Experten kontrolliert werden.
Zulassungsverfahren nach der Richtlinie ENSI-G05.
Für jeden Behälter bestätigt das ENSI schliesslich
Aufgrund der neuartigen Eigenschaften dieser
den qualitätsgerechten Abschluss der Fertigung
Behältertypen und des daraus folgenden Prüfum-
durch seine Freigabe zur Verwendung.
fanges werden diese Verfahren als Projekte auch
Ende 2011 befanden sich 19 Behälter in den ver-
unter Beizug externer Experten abgewickelt.
83
Nächtlicher Transport
eines TL-Behälters.
Foto: ZWILAG
8.6 Inspektionen und Audits
tereigenschaften wurden jedoch in allen Fällen
eingehalten. Bezüglich der Transportdurchführung
Bei der Beförderung radioaktiver Stoffe müssen
konnte somit in allen Fällen die Einhaltung der Vor-
zur Sicherheit des Transportpersonals und der
schriften bezüglich Sicherheit und Strahlenschutz
Bevölkerung die Strahlenschutz- und Transport-
des Personals, der Bevölkerung und der Umwelt
vorschriften eingehalten werden. Die Qualitätssi-
nachgewiesen werden.
cherungsprogramme der Konstrukteure und Her-
In einem Fall der Anlieferung von unbestrahlten
steller von Verpackungen sowie jene der Spedi-
Brennelementen wurde «Gute Praxis» ausgespro-
teure, Absender, Beförderer und Empfänger von
chen. Damit sollte die vorbildliche, umfassende Ein-
radioaktiven Stoffen müssen die Einhaltung der
arbeitung neuer Mitarbeiter im Bereich Strahlen-
Vorschriften gewährleisten. Im Rahmen der in den
schutz und Transportabwicklung honoriert werden.
Kapiteln 8.1, 8.2 und 8.3 beschriebenen Bewilli-
Bei den beiden Abweichungen zeigte sich die
gungsverfahren wird dies vom ENSI überprüft.
Notwendigkeit der Verbesserung von den intern
Zudem prüft das ENSI im Rahmen seiner Inspekti-
benutzten Dokumenten wie Verfahrens- und
onen regelmässig übergeordnete organisatorische
Arbeitsanweisungen, Formularen und Checklis
Aspekte, die als gute Indikatoren für das Qualitäts-
ten. Bei den festgestellten Mängeln in der Doku-
bewusstsein dienen.
mentation ging es um die Verknüpfung der Ver-
Das ENSI führte im Jahr 2011 in seinem Aufsichts-
fahrens- und Arbeitsanweisungen mit den dazu-
bereich 10 Transportinspektionen durch. Betroffen
gehörigen Formularen und Checklisten und die
waren drei Anlieferungen von frischen Brennele-
richtige Protokollierung der Messwerte. Dies erfor-
menten, radioaktive Abfälle sowie sonstige radio-
derte die Überarbeitung der eingesetzten Doku-
aktive Stoffe (Proben, Quellen, Werkzeuge, etc.).
mente und die Schulung der betroffenen Mitar-
Eine Inspektion betraf den internen Transfer eines
beiter bei deren Anwendung. Ferner wurden in
Behälters im KKG. In zwei Fällen wurde bei Bewer-
einem Fall organisatorische Engpässe festgestellt,
tungen dieser Inspektionen Verbesserungsbedarf
welche durch klare Festlegung der Pflichten und
festgestellt. Sicherheitsrelevante Grenzwerte für
ausreichende Unterstützung aller an den Aufga-
Kontamination, Dosisleistung und sonstige Behäl-
ben Beteiligten behoben werden konnten.
84
Eine der Versuchs
einrichtungen im
Felslabor Mont Terri.
Foto: ENSI
9. G
eologische Tiefenlagerung
radioaktiver Abfälle
Für die Abfallverursacher besteht die gesetz-
darzulegen ist, wie diese im weiteren Vorgehen
liche Verpflichtung, die anfallenden radioaktiven
berücksichtigt werden (Kap. 9.3). Die Kernkraft-
Abfälle sicher in geologischen Tiefenlagern zu
werkbetreiber sind gesetzlich verpflichtet, alle fünf
entsorgen. Im Auftrag der Abfallverursacher ist
Jahre die voraussichtliche Höhe der Stilllegungs-
die Nationale Genossenschaft für die Lagerung
und Entsorgungskosten zu berechnen. Die Entsor-
radioaktiver Abfälle (Nagra) für die wissenschaft-
gungspflichtigen haben im November 2011 eine
liche und technische Vorbereitung dieser Auf-
entsprechende Kostenstudie vorgelegt (Kap. 9.4).
gabe, insbesondere für die Entwicklung von Pro-
Die für die Tiefenlagerung notwendigen Daten
jekten zur Tiefenlagerung und die entsprechende
werden teilweise in Felslaboratorien ermittelt (Kap.
Standortsuche, verantwortlich. Das Entsorgungs-
9.5). Die Verfolgung des Stands von Wissenschaft
konzept der Nagra umfasst zwei Tiefenlager, eines
und Technik zu Tiefenlager-relevanten Prozessen
für schwach- und mittelaktive Abfälle und eines
wird durch die Mitarbeit in internationalen Pro-
für hochaktive Abfälle. Die Standortsuche für die
grammen ergänzt (Kap. 9.6). Nachfolgend wird
benötigten Tiefenlager erfolgt durch das im Sach-
der Stand der Arbeiten zur geologischen Tiefenla-
plan geologische Tiefenlager (SGT) definierte Ver-
gerung der radioaktiven Abfälle dargelegt.
fahren (Kap. 9.1). Das von der Nagra vorgelegte
Entsorgungsprogramm beschreibt den Realisierungsplan und die dafür notwendigen Schritte
9.1 Sachplan geologische Tiefenlager
(Kap. 9.2). Der schweizerische Bundesrat verfügte,
dass Hinweise und offene Fragen aus dem Entsor-
Der vom Bundesrat im April 2008 genehmigte
gungsnachweis von den Entsorgungspflichtigen
Sachplan geologische Tiefenlager regelt das
systematisch zu erfassen sind und in einem Bericht
Standortauswahlverfahren für geologische Tie-
85
fenlager. Dieses Verfahren ist in drei Etappen auf-
genen Standortgebiete werden in der rund vier
geteilt. Gegen Ende 2008 reichte die Nagra für
Jahre dauernden Etappe 2 vertieft untersucht.
die Etappe 1 des Sachplans ihren Vorschlag geo-
Der Konzeptteil des Sachplans geologische Tie-
logischer Standortgebiete ein. Für das Lager für
fenlager sieht vor, dass im Hinblick auf Etappe 2
schwach- und mittelaktive Abfälle (SMA) schlägt
die Entsorgungspflichtigen vorgängig mit dem
die Nagra die sechs Standortgebiete Südranden,
ENSI abzuklären haben, ob der Kenntnisstand
Zürich Nordost (ehemals Zürcher Weinland), Nörd-
der Prozesse und sicherheitsrelevanten Parame-
lich Lägern, Jura Ost (ehemals Bözberg), Jura-Süd-
ter ausreicht,um in Etappe 2 provisorische Sicher-
fuss und Wellenberg vor. Für die Lagerung hoch-
heitsanalysen und den sicherheitstechnischen Ver-
aktiver Abfälle (HAA) wurden die drei Standortge-
gleich durchführen zu können. Das ENSI hat seine
biete Zürich Nordost, Nördlich Lägern und Jura Ost
Anforderungen an die provisorischen Sicherheits
vorgeschlagen.
analysen und den sicherheitstechnischen Vergleich
In Etappe 1 des Sachplanverfahrens hat das ENSI
im Bericht ENSI 33/075 im April 2010 festgelegt.
überprüft, ob sich die vorgeschlagenen Standort-
Die Nagra hat im November 2010 den entspre-
gebiete sicherheitstechnisch für den Bau eines Tie-
chenden Bericht zur Darlegung der Datenlage ein-
fenlagers eignen und stimmten der Wahl der vor-
gereicht (NTB 10-01). Die dazugehörige Stellung-
geschlagenen Standortgebiete zu. Zusätzliche
nahme hat das ENSI im März 2011 veröffentlicht
Stellungnahmen erfolgten durch die Kommission
und im April 2011 im Rahmen einer Fachsitzung
Nukleare Entsorgung (KNE), die Kommission für
des Technischen Forums Sicherheit vorgestellt. Die
nukleare Sicherheit (KNS), die Kantone (AG SiKa/
Kernaussagen dieser Stellungnahme sind:
KES) und die deutsche Expertengruppe-Schweizer-
❚ Die Nagra hat in ihrem Bericht NTB 10-01 den
Tiefenlager (ESchT).
geologischen Kenntnisstand in den jeweiligen
Der Bundesrat hat im November 2011 den Ergeb-
Standortgebieten und die Ableitung der sicher-
nisbericht zur Etappe 1 gutgeheissen und entschie-
heitstechnisch relevanten Parameter korrekt
den, die von der Nagra vorgeschlagenen Standort-
Erforschung des
Gastransports.
Foto: ENSI
dargelegt.
gebiete aufgrund der Gutachten und Stellungnah-
❚ Basierend auf dem aktuellen Kenntnisstand,
men der Sicherheitsbehörden und Kommissionen
zusammen mit den von der Nagra vorgeschla-
des Bundes in den Sachplan geologische Tiefen-
genen ergänzenden Untersuchungen und den
lager aufzunehmen. Er hat zudem das Eidgenös-
vom ENSI zusätzlich geforderten Ergänzungen
sische Departement für Umwelt, Verkehr, Energie
kann der notwendige Kenntnisstand erreicht
und Kommunikation (UVEK) beauftragt, Etappe
werden, um in Etappe 2 belastbare Aussagen
2 der Standortsuche zu starten. Die vorgeschla-
zur sicherheitstechnischen Einstufung und zur
86
bautechnischen Machbarkeit machen zu kön-
ortregionen und Nachbarländer sowie Bundes-
nen.
behörden sicherheitsrelevante Fragen sammelt,
❚ Das ENSI hat 41 Forderungen gestellt, die vor
beantwortet und die Antworten der Öffentlichkeit
der Einreichung der Unterlagen der Nagra für
zur Verfügung stellt. 2011 fanden vier Sitzungen
Etappe 2 erfüllt sein müssen.
des Technischen Forums Sicherheit statt. Von den
❚ Vor Einreichung der für Etappe 2 erforderlichen
bis Ende 2011 eingetroffenen 63 Fragen sind 52
Unterlagen durch die Nagra wird das ENSI im
beantwortet. Fragen und Antworten sind unter
Rahmen einer Grobprüfung feststellen, ob die
www.technischesforum.ch einsehbar. Im Rah-
Unterlagen für die provisorischen Sicherheits
men von Fachsitzungen wurden auch spezifische
analysen die Anforderungen gemäss ENSI
Fragestellungen zu den Themen Gasbildung und
33/075 erfüllen.
Gastransport im Tiefenlager und der Zugangsbau-
Die Hauptforderungen des ENSI betreffen die
werke (Rampe/Schacht) eines Tiefenlagers anhand
Verbesserung des Kenntnisstands über die Wirt-
des aktuellen Wissensstands dargelegt und disku-
gesteine Brauner Dogger und Effinger Schich-
tiert.
ten, die systematische Beschreibung der hydrau-
Beim Aufbau der Regionalkonferenzen, die die
lischen Fliesswege in den Standortregionen und
Standortgebiete in Etappe 2 im Rahmen der Par-
vertiefte Untersuchungen bei den bautechnischen
tizipation vertreten werden, hat das ENSI an
Aspekten.
diversen Informations- und Ausbildungsveran-
In Etappe 2 sind je mindestens zwei Standorte für
staltungen teilgenommen. Das ENSI hat an diesen
ein Lager für schwach- und mittelaktive Abfälle
Veranstaltungen seine Rolle als Aufsichtsbehörde
und ein Lager für hochaktive Abfälle vorzuschla-
im Sachplan geologische Tiefenlager erläutert, ins-
gen. Für diese Standorte sind Sondierbohrungen
besondere wie es die Sicherheit von geologischen
notwendig, um in Etappe 3 (d.h. im Hinblick auf
Tiefenlagern überprüft.
die Rahmenbewilligung) den gemäss Kernenergieverordnung geforderten Kenntnisstand zu
erreichen. Das ENSI erwartet deshalb, dass die
9.2 Entsorgungsprogramm
Nagra zusammen mit den Standortvorschlägen in
Etappe 2 entsprechende Gesuche einreicht.
Die Kernenergieverordnung (KEV) legt in Artikel
Der Sachplan geologische Tiefenlager sieht für die
52 fest, dass die Entsorgungspflichtigen ein Ent-
Beantwortung sicherheitstechnischer Fragen das
sorgungsprogramm vorlegen müssen. Es ist alle
Technische Forum Sicherheit vor, das in Zusam-
fünf Jahre anzupassen. Zuständig für die Überprü-
menarbeit mit Vertretern der Kantone, der Stand-
fung und für die Überwachung der Einhaltung des
87
Messung des Verhal
tens der Stollenwand
bei Luftfeuchtigkeits
schwankungen.
Foto: ENSI
Programms sind das ENSI und das Bundesamt für
Standortgebiete in Etappe 1 des SGT berücksich-
Energie (BFE).
tigt. Einige der Empfehlungen und Hinweise wur-
Das BFE prüft den Finanzplan für die Entsorgungs-
den in der Zwischenzeit bereits umgesetzt. Das
arbeiten bis zur Ausserbetriebnahme der Kernan-
ENSI wird seine Stellungnahme im Jahr 2012 ver-
lagen sowie das Informationskonzept der Nagra.
öffentlichen.
Die Unterlagen der Nagra (NTB 08-01) wurden
mit den Standortvorschlägen für geologische Tiefenlager im Oktober 2008 eingereicht. Die Prü-
9.4 Kostenstudie
fung der Herkunft, Art und Menge der radioaktiven Abfälle, der benötigten geologischen Tie-
Die Finanzierung der Stilllegung der Kernkraft-
fenlager einschliesslich ihres Auslegungskonzepts
werke und die Entsorgung der radioaktiven Abfälle
und der Zuteilung der Abfälle zu den geologischen
nach Ausserbetriebnahme der Anlagen wird in der
Tiefenlagern erfolgte im Rahmen der Prüfung der
Schweiz durch zwei unabhängige Fonds sicherge-
Standortvorschläge der Nagra in Etappe 1. Das
stellt: Der Stilllegungsfonds deckt die Kosten der
ENSI legte daher sein Schwergewicht bei der Prü-
Stilllegung der Kernanlagen, der Entsorgungs-
fung des Entsorgungsprogramms auf den Realisie-
fonds deckt die Kosten der sicheren Entsorgung
rungsplan für die Erstellung der geologischen Tie-
der radioaktiven Abfälle und der abgebrannten
fenlager.
Brennelemente in geologischen Tiefenlagern.
Beide Fonds werden durch Beiträge der Betreiber
geäufnet, die gemäss Kernenergiegesetz (Art. 27
9.3 Offene Fragen aus dem
Entsorgungsnachweis
und 31) zur Übernahme dieser Kosten verpflichtet sind.
Die Kernkraftwerkbetreiber sind gesetzlich ver-
Der schweizerische Bundesrat verfügte im Juni
pflichtet, die voraussichtliche Höhe der Stillle-
2006, dass der Entsorgungsnachweis für abge-
gungs- und Entsorgungskosten zu berechnen.
brannte Brennelemente (BE), verglaste hochak-
Diese Kostenstudien, die gemäss Stilllegungs- und
tive Abfälle (HAA) und langlebige mittelaktive
Entsorgungsfondsverordnung (SEFV) alle 5 Jahre
Abfälle (LMA) erbracht ist. Er legte fest, dass die
aufgrund des neusten Stands von Wissenschaft
Kernkraftwerkgesellschaften gleichzeitig mit dem
und Technik aktualisiert werden müssen, bilden die
Entsorgungsprogramm nach Artikel 32 des Kern-
Grundlage für die Berechnung der jährlichen Bei-
energiegesetzes dem Bundesrat einen Bericht zu
träge der Betreiber an die beiden Fonds, die durch
unterbreiten haben, der alle in den Gutachten und
eine Verwaltungskommission festgelegt werden.
Stellungnahmen der damaligen HSK (einschliess-
Die letzten Kostenstudien der Entsorgungspflich-
lich KNE) und KSA sowie der OECD/NEA-Experten
tigen stammen aus dem Jahr 2006. Swissnuclear,
enthaltenen offenen Fragen, Hinweise und Emp-
die Fachgruppe Kernenergie des Verbands swiss
fehlungen systematisch erfasst und aufzeigt, wie
electric, hat im November 2011 der Verwaltungs-
diese im weiteren Verfahren zeit- und sachge-
kommission der beiden Fonds die Kostenstudien
recht beantwortet werden. Diese offenen Einzel-
2011 vorgelegt, welche die Grundlage für die
punkte und Empfehlungen stellen die grundsätz-
Berechnung der Beiträge in der Veranlagungspe-
liche Machbarkeit eines geologischen Tiefenlagers
riode 2012 bis 2016 bilden.
nicht in Frage, sie müssen aber stufengerecht im
Der Abschluss der Prüfung der Kostenstudie, die
Verlauf der schrittweisen Realisierung des Lagers
das ENSI in Zusammenarbeit mit externen Exper-
beantwortet werden.
ten vornimmt, ist für 2012 vorgesehen.
Die Nagra reichte dazu im November 2008 den
Bericht NTB 08-02 ein und legte darin ihre Vorgehensweise zu rund 200 Empfehlungen dar. Diese
9.5 Felslaboratorien
Empfehlungen sind teilweise deckungsgleich und
betreffen häufig gleiche Themenbereiche. Wich-
In der Schweiz werden zwei Felslaboratorien im
tige Empfehlungen aus dem damaligen Verfah-
Kristallin- und im Tongestein (Felslabor Grimsel und
ren sind bereits in den Konzeptteil des Sachplans
Felslabor Mont Terri) betrieben, wo unter interna-
geologische Tiefenlager und in die Richtlinie ENSI-
tionaler Beteiligung umfangreiche Forschungspro-
G03 eingeflossen. Die Nagra hat diese Vorgaben
jekte durchgeführt werden. Sie dienen einerseits
bei der Ausarbeitung der Vorschläge geologischer
der Charakterisierung und Erfassung der geotech-
88
nischen, geochemischen und hydraulischen Eigen-
felsmechanische
schaften dieser Gesteinsformationen sowie ande-
suche, mit welchen die fels-
rerseits auch der Entwicklung und Überprüfung
mechanischen
LaborverKennwerte
von Lagerkonzepten für den sicheren Einschluss
des
radioaktiver Abfälle in geologischen Tiefenla-
telt und für Rechensimula-
gern. Für die Beurteilung der Sicherheit von geo-
tionen verfügbar gemacht
logischen Tiefenlagern liefern diese Forschungsar-
werden.
Opalinustons
Am
ermit-
RC-Experiment
beteiligen
sich
beiten wichtige Erkenntnisse und erlauben anhand
neben ENSI und ETH die deutsche Bundesanstalt
von Demonstrationsversuchen, das Verhalten
für Geowissenschaften und Rohstoffe BGR (geo
technischer (Bentonit, Zement, Stahlbehälter) und
physikalische Messungen) und die swisstopo (geo-
natürlicher Barrieren (Wirtgestein und Rahmenge-
dätische Messungen).
steine) zu untersuchen.
Neben dem RC-Experiment beteiligt sich das ENSI
Das ENSI beteiligt sich seit 2003 mit eigenen For-
ausserdem an zwei kleineren Experimenten. Das
schungsprojekten im Felslabor Mont Terri, um die
eine Experiment untersucht das zyklische Aus-
behördeninterne Fachkompetenz zu erhalten und
trocknungsverhalten der Stollenwand des Opali-
zu fördern. Der Schwerpunkt der Forschungsar-
nustons in Abhängigkeit des Stollenklimas (Tem-
beiten lag 2011 auf der Fortführung und Auswer-
peratur, Luftfeuchtigkeit). Mit dem anderen Expe-
tung des sogenannten RC-Experimentes, welches
riment evaluiert das ENSI zusammen mit der
von der Ingenieurgeologie der ETH Zürich betreut
swisstopo eine neue Methode der Durchlässig-
wird. Zielsetzung dieses vierjährigen Experimentes
keitsbestimmung in Bohrungen anhand von Ver-
ist es, die durch den Bau der Galerie-2008 infolge
dunstungsmessungen.
von Spannungsumlagerungen hervorgerufenen
Deformationen im Opalinuston quantitativ zu
erfassen. Langfristig sollen auch sehr langsam
9.6 Internationaler Wissenstransfer
ablaufende Verformungen im Gebirge (Konvergenz, Kriechprozesse) mittels eines Bohrloch-Moni-
Die Mitarbeit in internationalen Arbeitsgruppen
toring-Systems analysiert werden. Ergänzt wer-
bietet dem ENSI Gelegenheit, alle relevanten Fra-
den diese Untersuchungen durch umfangreiche
gestellungen im Bereich der Entsorgung in geo-
89
logischen Tiefenlagern im europäischen Rahmen
Gases durch ein wenig durchlässiges Medium (z.B.
zu verfolgen und bezüglich Stand von Wissen-
ein tonreiches Gestein). 2010 und 2011 wurden
schaft und Forschung über die aktuellen Entwick-
Vergleichsrechnungen von den teilnehmenden
lungen informiert zu bleiben. Die Resultate dieser
Gruppen durchgeführt. Dabei wurde der zwei-
Arbeiten fliessen in die Begutachtung im Rahmen
dimensionale Gastransport für ein Tiefenlager
des Sachplans geologische Tiefenlager ein.
modelliert. Der Vergleich der Ergebnisse zeigte,
Neben der Beteiligung des ENSI an der internati-
dass die Berechnungen des ENSI einem internati-
onalen Forschung im Felslabor Mont Terri enga-
onal hohen Standard entsprechen.
giert sich das ENSI im Rahmen internationaler Pro-
Im Rahmen eines Forschungsprojekts der Agneb
gramme zur Entsorgung (EU-Projekte) und arbei-
(Arbeitsgruppe des Bundes für die nukleare Entsor-
tet in verschiedenen internationalen Gremien mit.
gung) verfolgt das ENSI eng die Aktivitäten am vier-
Das 2009 gestartete vierjährige Forschungsprojekt
jährigen Forschungsprogramm MoDeRn («Moni-
FORGE («fate of repository gases») der Europä-
toring developments for save repository operation
ischen Union dient der Erforschung der in einem
and staged closure», 2009–2013). Dabei verfolgt
geologischen Tiefenlager durch Korrosion oder
das ENSI die aktuellen Aktivitäten und technischen
Zersetzung produzierten Gase, dem damit verbun-
Entwicklungen auf dem Gebiet der Umweltüber-
denen Gasdruckaufbau und dem Abtransport des
wachung und Messtechnik.
90
10. Anlagenübergreifende Themen
10.1 Probabilistische
Sicherheitsanalysen und Accident
Management
❚ Das KKB arbeitet schwerpunktmässig an der
Nachführung der Beznau-PSA im Hinblick auf
die nächste Periodische Sicherheitsüberprüfung
(PSÜ). Ferner hat das KKB eine Studie zur proba-
10.1.1 Probabilistische Sicherheitsanalysen
Mit
der
Probabilistischen
bilistischen Bewertung des PTS-Versagens (Pres-
Sicherheitsanalyse
surized Thermal Shock) des Reaktordruckbehäl-
(PSA) wird u.a. das Risiko abgeschätzt, dass ein
ters abgeschlossen, deren Ergebnisse in die PSA
schwerer Unfall in einem Kernkraftwerk auftritt.
einfliessen werden. Das ENSI hat die vom KKB
Als schwerer Unfall wird ein Störfall bezeichnet,
eingereichte Neubewertung der HRA (Human
bei dem der Reaktorkern nicht mehr gekühlt wer-
Reliability Analysis) und die PSA der internen
den kann und in der Folge zu schmelzen beginnt.
Überflutung überprüft, letztere auch anhand
Schwere Unfälle sind äusserst unwahrschein-
einer Inspektion, bei der insbesondere Verbes-
lich und setzen den Ausfall zahlreicher Anlagen-
serungspunkte bezüglich der Dokumentation
teile voraus. Erst ein schwerer Unfall kann (muss
der PSA identifiziert wurden. Die Ergebnisse der
aber nicht notwendigerweise) dazu führen, dass
Überprüfungen hat das KKB bei der Nachfüh-
grössere Mengen radioaktiver Stoffe in die Umge-
rung der PSA für die nächste PSÜ zu berücksich-
bung freigesetzt werden. Die PSA ist eine wichtige
tigen.
Methode zur laufenden Beurteilung und Verbesse-
❚ Das ENSI hat die vom KKG im Rahmen der PSÜ
rung der Sicherheit von Kernanlagen.
2008 eingereichte PSA überprüft und eine Reihe
Eine PSA kann in drei Stufen unterteilt werden:
von Verbesserungspunkten identifiziert, wel-
Ausgehend von einem breiten Spektrum von aus-
che das ENSI in seiner Stellungnahme zur Perio
lösenden Ereignissen werden in der Stufe-1-PSA
dischen Sicherheitsüberprüfung behandelt. Da
alle möglichen Unfallsequenzen bis zum Kern-
das PSA-Modell auch als ergänzende Analyse
schaden (Kernschmelze) betrachtet. Die auslö-
für die gemäss Regelwerk verlangten Anwen-
senden Ereignisse umfassen sowohl anlagen
dungen herangezogen wird, ist das ENSI auf
interne Störfälle wie z. B. Brände, Brüche von
einige Verbesserungspunkte vorab eingetreten
Kühlmittel führenden Leitungen oder Ausfälle
und hat mittels einer Zwischenstellungnahme
der Wärmeabfuhr als auch Störfälle mit Ursprung
bereits einige Anpassungen des Stufe-1-PSA
ausserhalb der Anlage wie Erdbeben, unfallbe-
Modells gefordert.
dingter Flugzeugabsturz oder Überflutungen. Die
❚ Beim KKL lag im Berichtsjahr der Arbeitsschwer-
auf den Ergebnissen der Stufe-1-PSA aufbauende
punkt im Bereich PSA bei der Behandlung der
Stufe-2-PSA umfasst die Analyse des weiteren
Verbesserungspunkte aus der ENSI-Stellung-
Verlaufs eines Kernschadens bis zu einer eventu-
nahme zur Periodischen Sicherheitsüberprü-
ellen Freisetzung von radioaktiven Stoffen in die
fung 2006. Insbesondere wurden die Verfeine-
Umwelt. Mit der Stufe-3-PSA wird schliesslich der
rung der Modellierung der Sekundäranlage (wie
Schaden in der Umgebung des Kraftwerks ana-
zum Beispiel des Abgassystems, des Hauptkon-
lysiert.
densatsystems und der Turbinenventile), die
Basierend auf Art. 41 der Kernenergieverordnung
Überarbeitung der Erdbebenanalyse, die Aktua-
(KEV) verlangt das ENSI für alle schweizerischen
lisierung der Stufe-2-PSA sowie die Erweiterung
Kernkraftwerke PSA-Studien der Stufen 1 und 2.
der Stufe-2-PSA für die Bewertung des Still-
Die Anforderungen an die Erstellung und Anwen-
standsbetriebs angegangen. Ferner beabsich
dung einer PSA sind in den Richtlinien ENSI-A05
tigt das KKL bei der Überarbeitung der PSA das
(Qualität und Umfang) und ENSI-A06 (Anwen-
Modell so zu gestalten, dass es in Zukunft ein-
dungen) festgehalten. Jeder Betreiber hat eine
facher möglich sein wird, Erkenntnisse aus der
anlagenspezifische PSA entwickelt und aktualisiert
PSA für die deterministische Störfallanalyse zu
diese regelmässig.
nutzen oder Verfahrensvorschriften, Testinter-
Im Jahr 2011 wurden im Wesentlichen folgende
vall oder Testvorschriften aus Sicht der PSA zu
Arbeiten im Bereich PSA durchgeführt:
bewerten.
91
❚ Die Grobprüfung der vom KKM im Rahmen der
gende, für alle Schweizer Kernkraftwerke gültige
PSÜ 2010 eingereichten PSA führte zu Fragen,
Aussagen zur probabilistischen Bewertung der
welche alle im Laufe des Berichtsjahres beant-
Betriebserfahrung machen:
wortet wurden. Bei der genannten Grobprü-
❚ Die vorliegenden Daten zeigen für das Jahr
fung wurde eine Schwachstelle bei der Beherr-
2010 keine ausgeprägten Risikospitzen und das
schung interner Überflutungen innerhalb des
kumulative Risiko über dieses Zeitintervall blieb
Reaktorgebäudes identifiziert. Daher rüstete das
gering. Betrachtet man über mehrere Jahre hin-
KKM eine automatische Absperrung eines Teils
weg die Risikospitzen oder das jährliche kumula-
des Hilfskühlwassersystems nach, die durch die
tive Risiko, so sind keine Trends erkennbar.
Signalisierung eines erhöhten Wasserstands im
❚ Latente Fehler bleiben unentdeckt, bis die betrof-
Sumpf des Reaktorgebäudes ausgelöst wird. Im
fene Komponente angefordert oder geprüft
Laufe des Berichtsjahres reichte das KKM wei-
wird. Für das kumulative Risiko können sie wich-
tere umfangreiche Unterlagen zu PSÜ-Forde-
tig sein, weil hier nicht nur die momentane Risi-
rungen aus der Stellungnahme zur PSÜ 2005 ein.
koerhöhung durch eine Komponentenunver-
Diese umfassen überarbeitete probabilistische
fügbarkeit, sondern auch die Dauer der Unver-
Brand- und Erdbebenanalysen sowie eine Unsi-
fügbarkeit eine Rolle spielt. Erwähnenswert ist
cherheits- und Importanzanalyse für den Still-
im Jahr 2010 eine beim KKL im Rahmen einer
stand. Die genannten Überarbeitungen stellen
Funktionsprüfung festgestellte 2-jährige latente
aus Sicht des ENSI eine deutliche Verbesserung
Unverfügbarkeit eines Explosionsventils des Ver-
der PSA dar. Die Beurteilung der neuen KKM-
giftungssystems. Aufgrund der sich dadurch
PSA ist Gegenstand der ENSI-Stellungnahme zur
ergebenen geringfügigen momentanen Risi-
Periodischen Sicherheitsüberprüfung.
koerhöhung blieb jedoch auch das kumula-
Gemäss den per Ende 2010 vorliegenden Analy-
tive Risiko klein. Die Beiträge der latenten Feh-
sen der Schweizer Kernkraftwerke wird das von
ler zum kumulativen Risiko, welche sich im Jahr
der IAEA für bestehende Anlagen empfohlene
2010 ergeben haben, waren bei allen Kernkraft-
probabilistische Sicherheitsziel einer Kernscha-
werken gering.
denshäufigkeit von weniger als 10 pro Jahr von
-4
allen Anlagen eingehalten.
❚ Die Daten der probabilistischen Bewertung der
Betriebserfahrung werden zudem genutzt, um
den Einfluss der Wartungsunverfügbarkeit auf
10.1.2 Risikotechnische Beurteilung der
Betriebserfahrung
das Risiko zu analysieren. Das wartungsbe-
Die probabilistische Bewertung der Betriebser-
die wartungsbedingten Risikospitzen waren
fahrung eines Kernkraftwerks erfolgt durch die
bei allen Werken kleiner als die Planungswerte
risikotechnische Bewertung der Vorkommnisse
gemäss Richtlinie ENSI-A06. Um die Planungs-
dingte inkrementelle kumulative Risiko wie auch
sowie durch eine zusammenfassende Bewertung
werte zu erreichen, wurden Optimierungen der
des Vorjahres. Die zusammenfassende Bewertung
Wartungsabläufe in einzelnen Werken vorge-
wird gemäss KEV jeweils im Folgejahr eingereicht.
nommen. Beispielsweise wurden im KKB u.a.
Spezifische Anforderungen an die beiden Analy-
Verbesserungen bei der Wartung der Flutdiesel
sen (probabilistische Bewertung der Betriebserfah-
und der Notstanddiesel eingeführt.
rung eines Jahres bzw. eines Vorkommnisses) sind
Seit 2009 werden meldepflichtige Vorkommnisse
in der Richtlinie ENSI A06 festgehalten.
gemäss der Richtlinie ENSI-B03 in Ergänzung zur
Alle
Kernkraftwerksbetreiber
reichten
im
deterministischen Betrachtungsweise auch syste-
Berichtsjahr eine probabilistische Bewertung der
matisch mit der PSA bewertet. Dazu wird die inkre-
Betriebserfahrung des Vorjahres ein, also 2010.
mentelle bedingte Kernschadenswahrscheinlich-
Bei diesem Bewertungsverfahren wird anhand des
keit eines Vorkommnisses (ICCDPVorkommnis) gemäss
PSA-Modells der Einfluss von unvorhergesehenen
Richtlinie ENSI-A06 berechnet. Ein Vorkommis
Kraftwerksabschaltungen sowie von Komponen-
wird anhand der ICCDPVorkommnis einer der Stufen
tenunverfügbarkeiten infolge Instandsetzungen,
0 bis 3 der internationalen Bewertungsskala für
Wartung oder Funktionstests auf das Risiko eines
nukleare Ereignisse (INES) zugeordnet.
Kernschmelzunfalls ermittelt. Das ENSI erstellt zur
Im Jahr 2011 führte die vom ENSI geforderte
Kontrolle anhand der Betreiberinformation eigene
Überprüfung der Auslegung des KKM gegen ein
Auswertungen und leitet daraus, falls notwendig,
10 000-jährliches Hochwasser zu einem Befund,
Forderungen ab. Für das Jahr 2010 lassen sich fol-
der aus Sicht der PSA – in Übereinstimmung
92
mit der deterministischen Bewertung – mit INES 1
Module stehen dem ENSI nun für alle Schweizer
(ICCDPVorkommnis mindestens 10-6, siehe Richtlinie
Kernkraftwerke zur Verfügung. Ausstehend sind
ENSI-A06) einzustufen ist. Es handelt sich dabei
diverse Programmverfeinerungen, insbesondere
um den Befund vom 28. Juni 2011 aus der Nach-
die Neugestaltung der grafischen Benutzerober-
weisführung der Funktion des SUSAN-Einlaufbau-
fläche. Auch im Berichtsjahr stand das ADAM-Sys
werks bei Extremhochwasser. Die Nachweisfüh-
tem der Notfallorganisation uneingeschränkt zur
rung zeigte, dass eine Verstopfung der Zulauf-
Verfügung.
leitung zum SUSAN-Einlaufbauwerk bei einem
10 000-jährlichen Hochwasser nicht ausgeschlossen werden kann (vgl. Kap. 2).
10.2 Erdbebengefährdungsanalyse
Alle weiteren von den Kernkraftwerksbetreibern
im Jahr 2011 mit der PSA bewerteten Vorkomm-
Für den sicheren Betrieb der Schweizer Kernkraft-
nisse waren risikotechnisch unbedeutend, d.h. als
werke sind fundierte Kenntnisse der Erdbeben-
INES-Stufe 0 beurteilt (ICCDPVorkommnis mindestens
sicherheit wichtig. Bereits beim Bau der heute
10-8, jedoch kleiner als 10-6) oder es erfolgte keine
bestehenden Kernkraftwerke wurde der Erdbe-
Einstufung auf der INES-Skala (ICCDPVorkommnis klei-
bensicherheit grosse Aufmerksamkeit geschenkt.
ner als 10 ) aufgrund der Risikobewertung.
Für Kernanlagen gelten weitaus strengere Bestim-
-8
mungen als für Normalbauten. Der Stand von Wis-
10.1.3 ADAM-System
senschaft und Technik wird vom ENSI laufend ver-
Dem ENSI werden im Zweiminutentakt von jedem
folgt. Neue Erkenntnisse führten bereits in der
Schweizer Kernkraftwerk bis zu 27 relevante Anla-
Vergangenheit zu Weiterentwicklungen der Erd-
genparameter (ANPA) zugestellt. Im ENSI werden
bebenanalysen und zu Ertüchtigungen in den
die ANPA-Werte vom ADAM-System («Accident
Kernanlagen.
Diagnostics, Analysis and Management») verar-
Als weiteren Schritt dieser fortwährenden Ent-
beitet. ADAM besteht aus folgenden vier Modu-
wicklung verlangte die HSK (heute ENSI) im Jahre
len:
1999 von den Kernkraftwerksbetreibern, die Erd-
❚ PI-Modul: Das PI-Modul unterstützt den Pikett
bebengefährdung nach dem fortschrittlichsten
ingenieur (PI) des ENSI im Einsatzfall. Es liefert
Stand der methodischen Grundlagen neu zu
laufend Hinweise auf eine eventuelle Verletzung
bestimmen und dabei insbesondere die Unschärfe
von Grenzwerten und bereitet die ANPA-Werte
der Rechenergebnisse umfassend zu quantifizie-
grafisch so auf, dass sich der PI bei einem Stör-
ren. Zur Umsetzung dieser Forderung gaben die
fall rasch über dessen Ablauf und Ausmass ins
Kernkraftwerkbetreiber das Projekt PEGASOS
Bild setzen kann.
(Probabilistische Erdbebengefährdungsanalyse für
❚ Diagnosemodul: Das Diagnosemodul interpre-
die KKW-Standorte in der Schweiz) in Auftrag. In
tiert die ANPA-Werte und liefert Hinweise zu
Anlehnung an eine in den USA neu entwickelte
möglichen Ursachen eines Störfalls und zum
Methode wurde in diesem Projekt die Erdbeben-
Zustand wichtiger Anlagenteile.
gefährdung unter umfassender Berücksichtigung
❚ Simulationsmodul: Mit dem Simulationsmodul
des Kenntnisstandes der internationalen Fach-
kann eine Vielzahl von Unfallabläufen simuliert
welt berechnet. Mit dem Projekt PEGASOS hat die
und untersucht werden. Mit dem Modul kann
Schweiz Neuland betreten. Es ist die erste und bis-
auch der Eintrittszeitpunkt bestimmter kritischer
her einzige Studie dieser Art in Europa.
Ereignisse (Kernschaden, RDB-Versagen, etc.)
Das Projekt wurde vom ENSI von Anfang an mit
abgeschätzt werden.
❚ STEP-Modul: Die Abkürzung STEP steht für
einem Expertenteam überprüft. Das ENSI kam
zum Schluss, dass mit dem Projekt PEGASOS die
«Source Term Program». Das Modul verwendet
methodischen Vorgaben erfüllt wurden und dass
ANPA-Werte und Benutzereingaben, um Quell-
hinsichtlich verschiedener Aspekte (Qualitätssiche-
terme (Menge und Zeitverlauf der Freisetzung
rung, Erweiterung der Methode auf die Charak-
radioaktiver Stoffe) bei einem schweren Unfall
terisierung der Standorteinflüsse) sogar ein neuer
abzuschätzen. Dieser Quellterm wiederum kann
Stand der Technik erzielt wurde. Doch stellte das
für Ausbreitungsrechnungen verwendet wer-
ENSI auch fest, dass die in den PEGASOS-Ergebnis-
den.
sen ausgewiesene Bandbreite der Unsicherheiten
Die im Vorjahr angestossene Überarbeitung des
recht gross ist und durch weitere Untersuchungen
ADAM-Systems ist weit fortgeschritten, sämtliche
verkleinert werden könnte.
93
Mit dem Ziel, die Unschärfe der PEGASOS-Ergeb-
minutiös und dokumentierte die Erkenntnisse in
nisse zu reduzieren, starteten die Kernkraftwerk-
mehreren auf der Website verfügbaren Publikati-
betreiber im Jahr 2008 das von der swissnuclear
onen:
geleitete «PEGASOS Refinement Project» (PRP).
❚ Ablauf Fukushima 11032011, Ereignisabläufe
Mitte 2009 wurde das PRP auf die damals neu vor-
Fukushima Dai-ichi und Daini infolge des
gesehenen Kernkraftwerkstandorte erweitert. Die
Tohoku-Chihou-Taiheiyou-Oki-Erdbebens
Hauptthemenkreise des Projekts sind wie bereits
11.03.2011, ENSI-AN-7614 Rev. 1 (26. August
bei PEGASOS die Charakterisierung der Erdbeben-
2011)
vom
herde, der Erdbebenfortpflanzung und der loka-
❚ Analyse Fukushima 11032011, Vertiefende Ana-
len Effekte an den Standorten der Kernkraftwerke.
lyse des Unfalls in Fukushima am 11. März 2011
Das PRP berücksichtigt die seit dem Abschluss von
unter besonderer Berücksichtigung der mensch-
PEGASOS neu vorliegenden Erkenntnisse aus der
lichen und organisatorischen Faktoren, ENSI-
Erdbebenforschung und die Resultate aus den
AN-7669 (29. August 2011)
neuen Messungen der seismologischen Boden-
❚ Lessons Fukushima 11032011, Lessons Learned
kennwerte an den Kernkraftwerkstandorten.
und Prüfpunkte aus den kerntechnischen Unfäl-
Parallel zur anhaltenden Diskussion dieses Fort-
len in Fukushima, ENSI-AN-7746 (29. Oktober
schritts arbeiteten die verschiedenen Expertengruppen des PRP im Jahr 2011 an der Entwicklung
2011)
❚ Auswirkung
Fukushima 11032011, Radiolo-
der eigentlichen Eingabemodelle für die nume-
gische Auswirkungen aus den kerntechnischen
rische Berechnung der Erdbebengefährdung.
Unfällen in Fukushima vom 11.03.2011, ENSI-
Diese Modelle haben die Form logischer Bäume.
AN-7800 (16. Dezember 2011)
Die Äste bestehen aus alternativen Modellansät-
Bereits am 18. März 2011 – eine Woche nach
zen, die von den Experten so ausgewählt und
Unfallbeginn – hat das ENSI von den Betreibern
gewichtet werden, dass die Spanne der in der
eine Überprüfung der Auslegung der Schweizer
massgebenden Fachwelt vertretenen Interpretati-
Kernkraftwerke bezüglich Erdbeben und Über-
onen möglichst genau abgebildet wird. Das Pro-
flutung verlangt. Insbesondere war zu prüfen, ob
jekt wird vom ENSI mit einem Expertenteam kon-
Bedingungen für eine vorläufige Ausserbetrieb-
tinuierlich überprüft.
nahme gemäss der entsprechenden Verordnung
(SR 732.114.5) vorlagen. Besondere Aufmerksamkeit lenkte das ENSI dabei auch auf die Verfügbar-
10.3 Fukushima und Lehren
keit der letzten Wärmesenke, die Sicherheit der
Brennelementlagerbecken und die Auswirkungen
Das ENSI hat auf den am 11. März 2011 von
grossflächiger Zerstörungen auf die Verfügbar-
einem Erdbeben und anschliessenden Tsunami
keit externer Einsatzkräfte. Bis zum 31. März 2011
ausgelösten schweren Unfall im Kernkraftwerk
hatten die Betreiber dem ENSI erste Berichte vor-
Fukushima Dai-ichi rasch und entschlossen rea-
zulegen. Bis zum 1. Juni 2011 hatten sie einen
giert. Das Naturereignis führte in den Blöcken 1
Zugang zu einem externen Lager zu schaffen, aus
bis 4 zum vollständigen Verlust der Wechselstrom-
dem auch im Falle eines Erdbebens oder einer
versorgung und der letzten Wärmesenke. Weil
Überflutung Notfalleinsatzmittel auf dem Luft-
aufgrund der durch die Naturgewalten entstan-
weg auf das Kraftwerksareal transportiert wer-
denen grossflächigen Zerstörungen die Notfall-
den können (vgl. Kapitel 10.4). Damit diese Mit-
massnahmen stark behindert und verzögert wur-
tel selbst dann einsetzbar sind, wenn in Gebäuden
den, dauerte das Fehlen der Stromversorgung
erschwerte Bedingungen herrschen, verlangte das
lange an. In der Folge kam es zu schweren Kern-
ENSI bis Ende 2012 zu verwirklichende Nachrüs
schäden und grossen Freisetzungen radioaktiver
tungen, dank denen Pumpen und Generatoren
Stoffe. Das ENSI hat entsprechend dem sich ent-
auch ausserhalb der Gebäude angeschlossen wer-
wickelnden Kenntnisstand schrittweise die für die
den können.
Sicherheit der Schweizer Kernkraftwerke nöti-
Am 1. April 2011 legte das ENSI genauer fest,
94
gen Lehren gezogen und Massnahmen angeord-
wie die Betreiber die Ausserbetriebnahmekri-
net. Rasch erkannte das ENSI, dass der Tsunami vor
terien zu überprüfen hatten. Es definierte hier-
allem wegen schwerer Auslegungsmängel so gra-
für drei Schritte: Bis zum 30. Juni 2011 war das
vierende Folgen für das Kernkraftwerk hatte. Das
Anlageverhalten bei einem alle 10 000 Jahre mög-
ENSI analysierte den Unfallablauf von Fukushima
lichen Extremhochwasser zu untersuchen. Bis zum
31. März 2012 war zu zeigen, ob die Anlage auch
zustellen. Das ENSI hat gelernt, dass es im Fall
bei einem alle 10 000 Jahre möglichen Extremerd
grossflächiger naturbedingter Zerstörungen der
beben in Kombination mit einem durch das Erdbe-
Infrastruktur wesentlich länger dauern kann,
ben bedingten Versagen einer Stauanlage im Ein-
Einsatzkräfte und Einsatzmittel an einen Kraft-
zugsbereich des Kernkraftwerks und der dadurch
werksstandort zu entsenden. Deshalb ist die
verursachten Überflutung in der Lage ist, die
Notfallvorsorge sowohl auf den Kraftwerksare-
Grenzwerte der Strahlenschutzverordnung einzu-
alen als auch durch die Schaffung einer Luft-
halten.
transportmöglichkeit von Einsatzmitteln aus
Am 5. Mai 2011 forderte das ENSI aufgrund der
einem zentralen Lager in allen Schweizer Kern-
bis zum 31. März 2011 von den Betreibern einge
kraftwerken verstärkt worden (vgl. Kapitel 10.4).
reichten ersten Berichte für jedes Kernkraftwerk
❚ Zur Verstärkung der Notfallschutzmassnahmen
spezifische Nachrüstmassnahmen (vgl. Kapitel
für den Fall eines Verlusts aller Systeme zur Kern-
1.3.4, 2.3.4, 3.3.4 und 4.3.4). Zusätzlich verlangte
notkühlung sind zusätzliche Massnahmen auf
es, die am 1. April 2011 für die Überprüfung der
dem Areal der einzelnen Kernkraftwerke und
Reaktorsicherheit gemachten Verfahrensvorgaben
durch die Nutzung von Einsatzmitteln aus einem
auch auf die Auslegung der Brennelementlagerbe-
zentralen Lager zu treffen (vgl. Kapitel 10.4).
cken, -gebäude und -kühlsysteme anzuwenden
❚ Die Gefahr, dass Kühlwasserfassungen aus Ober-
und den Schutz vor Wasserstoffexplosionen im
flächengewässern bei einem Extremhochwas-
Bereich der Brennelementbecken zu bewerten. Die
ser ausfallen, ist grösser als bisher angenommen.
entsprechenden Überprüfungen wurden bis zum
Eine Alternative zur Kühlwasserentnahme aus
31. März 2012 gefordert.
Oberflächengewässern ist deshalb von grosser
Am 1. Juni 2011 verlangte das ENSI von den
sicherheitstechnischer Bedeutung.
Schweizer Kernkraftwerksbetreibern bis zum 31.
❚ Auslegung und Einsatz der Systeme zur gefil-
Oktober 2011 eine Neubewertung der Sicherheits-
terten Sicherheitsgebäude-Druckentlastung sind
margen im Rahmen der EU-Stresstests. Diese Neu-
namentlich hinsichtlich des Schutzes vor Wasser-
bewertung folgt der Logik der gestaffelten Sicher-
stoffexplosionen zu hinterfragen.
heitsvorsorge und umfasst die Themenbereiche
Die dem Unfall von Fukushima zugrunde liegen-
auslösende Ereignisse, Ausfall von Sicherheitsfunk-
den schweren Auslegungsmängel gegen Naturge-
tionen und Notfallmanagement. Die geforderte
fahren und die internationale Reaktion auf diesen
Neubewertung auslösender Ereignisse umfasste
Unfall haben aber auch gezeigt, dass die Schweiz
eine Analyse der Einwirkung extremer Erdbeben,
bei der Aktualisierung ihrer Gefährdungsannah-
Hochwasser sowie der Kombination von Erdbeben
men international führend ist. Dies gilt nament-
und von Erdbeben ausgelösten Überflutungen.
lich für die Erdbebengefährdung, wo der Prozess
Der EU-Stresstest umfasste zudem die Auswir-
zur Festlegung neuer Gefährdungsannahmen
kungen extremer Wetterbedingungen. Hinsicht-
bereits vor Fukushima weit fortgeschritten war
lich des Ausfalls von Sicherheitsfunktionen waren
und höhere Anforderungen bereits Anwendung
die Folgen des Verlustes der Strom- und Kühlwas-
fanden.
serversorgung unabhängig vom Auslöser zu beur-
Der Unfall von Fukushima hat überdies zu Erkennt-
teilen. Beim Notfallmanagement war die Wirk-
nissen für den anlageexternen Notfallschutz
samkeit der vorbereiteten Massnahmen gegen
geführt. Das ENSI arbeitet mit in der vom Bundes-
schwere Unfälle neu zu bewerten.
rat eingesetzten interdepartementalen Arbeits-
Während die werksspezifischen Erkenntnisse in
gruppe zur Überprüfung der Notfallschutzmass-
den Kapiteln über die einzelnen Kraftwerke doku-
nahmen bei Extremereignissen in der Schweiz (IDA
mentiert sind (vgl. Kapitel 1.3.4, 2.3.4, 3.3.4 und
NOMEX).
4.3.4), hat das ENSI für die Schweizer Kernkraft-
Nicht zuletzt wirft der Unfall Fragen auf, welche
werke insbesondere folgende allgemeinen Lehren
die internationale Zusammenarbeit in der Kern-
gezogen:
energieaufsicht betreffen. Die Überprüfungen
❚ Bisher ging man in der Schweiz von der inter-
durch die IAEA, aber auch durch die Betreiberorga-
national geteilten Annahme aus, es stelle keine
nisation WANO, waren nicht in der Lage, rechtzei-
besondere Herausforderung dar, nach einem
tig die in Fukushima bestehenden Defizite zu iden-
erdbebenbedingten Versagen der Kühlung der
tifizieren oder deren Behebung zu erwirken.
Brennelementbecken die Kühlung mit Not-
Eine ausführliche Darstellung des Unfalls von
fallschutzmassnahmen rechtzeitig wieder her-
Fukushima und der daraus gezogenen Lehren fin-
95
det sich im Erfahrungs- und Forschungsbericht
Unfällen. Die Einsatzmittel umfassen insbesondere
2011 des ENSI.
Notstromaggregate mit Anschlusskabeln, Pumpen
und Schläuchen für die Wassereinspeisung, Borsäure, Treibstoffbehälter und Werkzeuge. Ausrüs
10.4 Externes Lager Reitnau
tungen für die Einsatzkräfte ergänzen die Einsatzmittel. Die Betreiber reichten dem ENSI damals ein
In Erfüllung einer am 18. März 2011 – eine Woche
provisorisches Auslegungs- und Betriebskonzept
nach dem Beginn des Unfalls von Fukushima –
vor. Das ENSI verlangte bis zum 31. Januar 2012
gestellten ENSI-Forderung, nahmen die Schweizer
die Einreichung eines definitiven Konzepts.
Kernkraftwerksbetreiber am 31. Mai 2011 im aargauischen Reitnau in einer umgenutzten Armeeanlage ein zentrales externes Lager mit Notfalleinsatzmitteln in Betrieb. Das Lager ist überflutungs-
10.5 Sistierung des
Rahmenbewilligungsverfahrens
sicher auf einer Anhöhe gelegen und befindet sich
in gebunkerten Gebäuden. Es stellt einen zusätz-
Beim Bewilligungsverfahren zu den drei Rahmen-
lichen Stützpfeiler im Notfallmanagement der
bewilligungsgesuchen für neue Kernkraftwerke
Schweizer Kernkraftwerke dar und ist in die Not-
in der Schweiz kam es im Frühjahr 2011 zu einer
fallorganisation der einzelnen Anlagen integriert.
Wende. Kurze Zeit nach dem schweren Reaktorun-
Die Einsatzbereitschaft des externen Lagers wird
fall im japanischen Kernkraftwerk Fukushima Dai-
ständig gewährleistet. Das ENSI stellte im Rahmen
ichi hat Frau Bundesrätin Leuthard am 14. März
einer Inspektion des Lagers am 31. Mai 2011 vor
2011 das Bewilligungsverfahren für neue Kern-
Ort fest, dass die eingelagerten Einsatzmittel die
kraftwerke in der Schweiz sistiert. Das Bundesamt
Anforderungen der Verfügung erfüllen, sowohl
für Energie (BFE) als verfahrensleitende Behörde
was das Material als auch die Transportierbar-
hat die involvierten Stellen von Bund, Kantonen
keit mit in der Schweiz verfügbaren Helikoptern
und dem Ausland darüber informiert. Die begon-
betrifft. Jedes der schweizerischen Kernkraftwerke
nenen Arbeiten wurden eingefroren. Das ENSI hat
96
hat damit Zugang zu einem Lager mit zusätzlichen
in der Folge seine diesbezüglichen Begutachtungs-
Einsatzmitteln zur Bekämpfung von schweren
arbeiten eingestellt und sich neu organisiert.
Anhang
99
Abbildung 1 ENSI-Sicherheitsbewertungs-Skala
102
Abbildung 2 Definition der ENSI-Kategorien G, N, V und A
104
Tabelle 1
Hauptdaten der schweizerischen Kernkraftwerke
105
Tabelle 2
Betriebsdaten der schweizerischen Kernkraftwerke 2011
105
Tabelle 3
Bestand an zulassungspflichtigem Personal und Gesamtbelegschaft
106
in den Kernkraftwerken Ende 2011
Tabelle 4
Meldepflichtige Vorkommnisse im Bereich der nuklearen Sicherheit 2011
106
Tabelle 5
Kollektivdosen in den schweizerischen KKW im Berichtsjahr
107
Tabelle 6a
Zusammenstellung der Abgaben radioaktiver Stoffe an die Umgebung im
108
Jahr 2011 und der daraus berechneten Dosis für Einzelpersonen der Bevölkerung
Tabelle 6b
Zusammenstellung der Abgaben des Paul Scherrer Instituts im Jahr 2011
und der daraus berechneten Dosis für Einzelpersonen der Bevölkerung
Tabelle 6c Fussnoten
110
Tabelle 7
Abgaben der schweizerischen Kernkraftwerke in den letzten fünf Jahren im
111
Vergleich mit den Abgabelimiten
Tabelle 8
Radioaktive Abfälle in den Kernkraftwerken und im PSI per 31.12.2011
112
Tabelle 9
Radioaktive Abfälle in den Anlagen der ZWILAG per 31.12.2011
112
Tabelle 10
Richtlinien des ENSI/Directives de l’ENSI/Guidelines of ENSI 113
Figur 1
Zeitverfügbarkeit und Arbeitsausnutzung, 2002–2011
119
Figur 2
Vorkommnisse 2002–2011
120
Figur 3
Ungeplante Reaktorschnellabschaltungen (Scrams), 2002–2011
121
Figur 4
Brennstabschäden (Anzahl Stäbe), 2002–2011
122
Figur 5
Jahreskollektivdosen (Personen-Sv/Jahr) der Kernanlagen, 1979– 2011
123
Figur 6
Berechnete Dosen für die meistbetroffenen Personen (Erwachsene) 124
in der Umgebung der schweizerischen KKW
Figur 7a
Funktionsschema eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
125
Figur 7b
Funktionsschema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor
125
Verzeichnis der Abkürzungen
109
126
97
gestaffelten Ebenen von Vorkehrungen, von de-
Das ENSI wacht als unabhängige Aufsichtsbehör-
len der davor liegenden Ebenen aufzufangen. Zur
nen jeweils die nächste dazu dient, Schwachstelde darüber, dass die Betreiber von Kernanlagen
1. Ebene gehören systematische Vorkehrungen
ihre Verantwortung für die nukleare Sicherheit
zur Vermeidung von Abweichungen vom Normal-
umfassend wahrnehmen. Das Ziel nuklearer Si-
betrieb. Für den Fall, dass es dennoch zu Abwei-
cherheit ist es, Mensch und Umwelt vor schäd-
chungen kommt, umfasst die 2. Ebene Vorkeh-
lichen Auswirkungen ionisierender Strahlung zu
rungen zur Beherrschung von Abweichungen vom
schützen. Zur Gewährleistung der nuklearen Si-
Normalbetrieb mittels Begrenzungs- und Schutz-
cherheit müssen die Betreiber von Kernanlagen
systemen und zur Entdeckung von Fehlern. Für Si-
eine umfassende Sicherheitsvorsorge treffen, die
tuationen, in denen diese nicht erfolgreich sind,
verschiedene Aspekte umfasst. Das ENSI beurteilt
werden auf einer 3. Ebene Vorkehrungen zur Be-
die von ihm beaufsichtigten Aspekte hinsichtlich
herrschung von Auslegungsstörfällen getroffen.
ihrer Aufgabe innerhalb der Sicherheitsvorsorge.
Für die seltenen Fälle, in denen diese nicht ausrei-
Bisher fliessen die Inspektionstätigkeit, die Ergeb-
chend wirksam sind, werden auf einer 4. Ebene
nisse der Zulassungsprüfungen, die Analyse mel-
Vorkehrungen zur Beherrschung auslegungsüber-
depflichtiger Vorkommnisse und auf der Basis der
schreitender Anlagenzustände getroffen. Die Si-
periodischen Berichterstattung ermittelte Sicher-
cherheitsebenen 1 bis 4 bilden die anlageninter-
heitsindikatoren in der nachfolgend beschriebe-
ne Sicherheitsvorsorge.
nen Weise in eine systematische Sicherheitsbewer-
Schliesslich umfasst die gestaffelte Sicherheits-
tung ein. Damit deckt das Bild, das sich aus der Si-
vorsorge für den noch unwahrscheinlicheren Fall,
cherheitsbewertung ergibt, zurzeit vor allem be-
dass trotz aller Massnahmen auf den Ebenen 1 bis
triebliche Aspekte ab. Weiter unten ist beschrie-
4 grössere Mengen radioaktiver Stoffe freigesetzt
ben, welche weiteren Datenquellen in Zukunft das
werden sollten, auf einer 5. Ebene Vorkehrungen
Bild vervollständigen sollen.
zur Linderung der Auswirkungen. Die Sicherheits-
Das ENSI ordnet alle in die Sicherheitsbewertung
ebene 5 umfasst die anlagenexterne Sicherheits-
eingehenden Aspekte nach mehreren Kriterien: Es
vorsorge. Jede Ebene der gestaffelten Sicherheits-
unterscheidet zwischen den in den Dokumenten
vorsorge dient dazu, vier grundlegende Schutz-
eines Kernkraftwerks festgelegten Vorgaben und
ziele zu gewährleisten: Erstens ist beim Umgang
dem tatsächlichen Betriebsgeschehen. Da die nuk
mit Kernbrennstoffen jederzeit zu gewährleisten,
leare Sicherheit sowohl von technischen als auch
dass die Reaktivität unter Kontrolle ist (Schutzziel
von menschlichen und organisatorischen Faktoren
«Kontrolle der Reaktivität»). Zweitens müssen
abhängt, macht das ENSI zudem sichtbar, ob sich
Brennelemente jederzeit ausreichend gekühlt wer-
eine Beurteilung auf die Technik bezieht oder auf
den (Schutzziel «Kühlung der Brennelemen-
Mensch und Organisation. Dies ergibt vier Berei-
te»). Drittens sind radioaktive Stoffe jederzeit si-
che, die systematisch zu beurteilen sind: 1. Aus-
cher einzuschliessen (Schutzziel «Einschluss ra-
legungs-Vorgaben, 2. Betriebs-Vorgaben, 3.
dioaktiver Stoffe») und viertens ist die Strahlen-
Zustand und Verhalten der Anlage sowie 4.
exposition von Mensch und Umwelt jederzeit zu
Zustand und Verhalten von Mensch und Or-
begrenzen (Schutzziel «Begrenzung der Strah-
ganisation.
lenexposition»). Die drei ersten Schutzziele die-
Die Sicherheitsvorsorge der Kernkraftwerke lässt
nen alle dazu, das vierte Schutzziel der Begren-
sich aus zwei alternativen Perspektiven betrach-
zung der Strahlenexposition sicherzustellen. Mass
ten, die im Folgenden dargestellt werden. Die
nahmen zur Gewährleistung der Schutzziele 3
eine Perspektive ist das Konzept der gestaffel-
und 4 werden auch als Strahlenschutz bezeichnet.
ten Sicherheitsvorsorge, das Sicherheitsebenen
Für die Ebenen 1 bis 4 der gestaffelten Sicher-
und Barrieren umfasst. Die andere Perspektive ist
heitsvorsorge – die anlageninterne Sicherheitsvor-
das Konzept der Schutzziele, denn der Zweck
sorge – gilt, dass jede Sicherheitsebene für jedes
der Sicherheitsvorsorge ist letztlich die Einhaltung
Schutzziel Vorkehrungen umfasst. Somit werden
übergeordneter Schutzziele.
für jedes Schutzziel Vorkehrungen auf jeder die-
Zum Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsor-
ser Sicherheitsebenen getroffen. Einzig die Sicher-
ge: Dieses besteht aus mehreren hintereinander
heitsebene 5 – die anlagenexterne Sicherheitsvor-
99
sorge – dient ausschliesslich dem Schutzziel «Be-
lität), V (Verbesserungsbedarf), A (Abweichung),
grenzung der Strahlenexposition», weil sie für den
1 (Anomalie), 2 (Zwischenfall) und so weiter ge-
äusserst unwahrscheinlichen Fall da ist, dass die
mäss INES.
anderen Schutzziele in einer Weise verletzt sind,
Die Kriterien für die Zuordnung zu den Katego-
die zur Freisetzung einer grösseren Menge radio-
rien G, N, V und A sind in Abbildung 2 genannt.
aktiver Stoffe geführt hat oder führen kann.
In den Kategorien G, N, V und A sind stets alle
Dem Schutzziel «Einschluss radioaktiver Stoffe»
Schutzziele im gemäss den bewilligten Betriebsbe-
dienen in Kernkraftwerken drei hintereinander
dingungen geforderten Mass erfüllt. Die Bewer-
liegende Barrieren: Die Brennstoffmatrix und die
tungen der Kategorien 1 bis 7 basieren auf der Be-
Hüllrohre der Brennelemente bilden die erste, die
urteilung von drei verschiedenen Kriterien: 1. auf
Umschliessung des Primärkreislaufs die zweite
den radioaktiven Abgaben an die Umwelt, 2. auf
und das Containment die dritte Barriere. Die In-
der Strahlenexposition des Personals und 3. (im
tegrität dieser Barrieren wird in der systematischen
Bereich der Kategorien 1 bis 3) auf der Wirksam-
Sicherheitsbewertung dargestellt.
keit der gestaffelten Sicherheitsvorsorge zur Ver-
Nicht alle beurteilten Aspekte lassen sich klar ei-
hinderung eines Kernschadens und zur Verhinde-
ner oder mehreren spezifischen Sicherheitsebe-
rung eines Schadens an den radiologischen Bar-
nen zuordnen. Manche Aspekte sind potenziell
rieren sowie (im Bereich der Kategorien 4 bis 5)
für alle Sicherheitsebenen von Bedeutung und
auf der Schwere eines Kernschadens oder Barrie
betreffen somit das Gesamtrisiko des Kernkraft-
reschadens. Es zählt jeweils das Kriterium, das zur
werks. Solche Aspekte werden als Aspekte mit
höchsten Einstufung führt. Eine Einstufung auf-
ebenen- oder barrierenübergreifender Be-
grund radioaktiver Abgaben an die Umwelt be-
deutung bezeichnet. Ebenso lassen sich nicht
deutet ab Kategorie 1, dass das Schutzziel «Ein-
alle Aspekte klar einem oder mehreren spezifi-
schluss radioaktiver Stoffe» verletzt worden ist,
schen Schutzzielen zuordnen. Diese Aspekte wer-
wobei die freigesetzte Aktivität bis zur Katego-
den als Aspekte mit schutzzielübergreifender
rie 7 um mehrere Grössenordnungen zunimmt.
Bedeutung bezeichnet.
Eine Einstufung aufgrund der Strahlenexpositi-
Sämtliche Bewertungen, welche sich auf Aspek-
on des Personals bedeutet ab Kategorie 1, dass
te der Sicherheitsvorsorge beziehen, finden sich
das Schutzziel «Begrenzung der Strahlenexposi-
sowohl in der Darstellung der Perspektive der ge-
tion» verletzt worden ist, wobei die Strahlendo-
staffelten Sicherheitsvorsorge als auch in der Dar-
sis bis zur Kategorie 4 um mehrere Grössenord-
stellung der Schutzzielperspektive. Alle Bewertun-
nungen zunimmt. Eine Einstufung aufgrund der
gen, die sich auf den Zustand oder das Verhalten
Wirksamkeit der gestaffelten Sicherheitsvorsorge
der Anlage beziehen, werden hierbei als Aspekte
kann in den Kategorien 1 bis 3 bedeuten, dass die
der Sicherheitsvorsorge verstanden und erschei-
Schutzziele «Kontrolle der Reaktivität», «Kühlung
nen in beiden Darstellungen. Hingegen werden
der Brennelemente» oder «Einschluss radioaktiver
Bewertungen, die sich auf radiologische Auswir-
Stoffe» nicht alle im gemäss den bewilligten Be-
kungen beziehen, nur aus der Schutzzielperspek-
triebsbedingungen geforderten Mass erfüllt sind.
tive sichtbar. Denn wenn zum Beispiel eine Person
Es ist aber auch möglich, dass diese Schutzziele
einer erhöhten Strahlendosis ausgesetzt wird, ist
gerade noch erfüllt sind, aber zusätzliche Fehler
zwar das Schutzziel «Begrenzung der Strahlen-
zu einer Schutzzielverletzung führen würden. Eine
exposition» betroffen, nicht aber die Sicherheits-
Einstufung aufgrund der Schwere eines Kernscha-
vorsorge.
dens oder eines Barriereschadens bedeutet, dass
Für alle Bewertungen wird eine einheitliche Skala
Schutzziele verletzt worden sind.
verwendet. Die Skala basiert auf der internationa-
Bei der Sicherheitsbewertung wird jeder beurteil-
len Ereignisskala (INES), ist aber nach unten – im
te Aspekt sämtlichen Sicherheitsebenen, Barrie-
Bereich «below scale» (INES 0) – erweitert. Da-
ren und Schutzzielen zugeordnet, für die er von
durch deckt sie nicht nur Vorkommnisse ab, son-
Bedeutung ist. Dadurch erscheinen manche As-
dern auch den ungestörten Normalbetrieb und so-
pekte auf mehreren Sicherheitsebenen oder bei
gar Aspekte, die Vorbildcharakter für andere An-
mehreren Schutzzielen. Ein Aspekt (zum Beispiel
lagen haben (vgl. Abbildung 1). Die Skala umfasst
eine Komponente, ein Dokument, eine Person
folgende Kategorien: G (gute Praxis), N (Norma-
oder eine Handlung), der sich auf mehrere Sicher-
100
heitsebenen oder Schutzziele auswirkt, kann ent-
Das ENSI betrachtet die Transporte von und zu
sprechend auch mehrere Sicherheitsvorkehrun-
den Kernkraftwerken bei der systematischen Si-
gen schwächen. Da – wie bereits erwähnt – das
cherheitsbewertung separat. In den nächsten Jah-
Konzept der gestaffelten Sicherheitsvorsorge und
ren werden zusätzliche Datenquellen in die Be-
das Konzept der Schutzziele alternative Betrach-
wertung einfliessen. Weil zurzeit die verwende-
tungsweisen sind, kann jedes Element der Sicher-
ten Datenquellen vor allem Information über das
heitsvorsorge sowohl Sicherheitsebenen als auch
Betriebsgeschehen liefern, liegt der Erkenntnisge-
Schutzzielen zugeordnet werden. Entsprechend
winn der systematischen Sicherheitsbewertung
erscheint jeder beurteilte Aspekt sowohl in der
vorderhand vor allem in diesem Bereich. Sobald
wie geplant auch die Beurteilung von Änderungen
als auch in der Schutzziel-Perspektive. Einer Bar-
im Rahmen von Freigaben für die Sicherheitsbe-
riere wird ein bewerteter Aspekt dann zugeord-
wertung genutzt wird, wird das Bild im Bereich der
net, wenn eine Aussage über den Zustand oder
beiden linken Spalten der Sicherheitsbewertungs-
die Dichtheit dieser Barriere gemacht wird. Kom-
Darstellung vollständiger. Anlagenverbesserungen
ponenten mit Barrierenfunktion werden nur dann
werden damit in Zukunft auch in der Sicherheits-
auch Ebenen der gestaffelten Sicherheitsvorsor-
bewertung sichtbar. Ergebnisse wiederkehrender
ge zugeordnet, wenn auch die Funktion eines
Prüfungen erscheinen in der Sicherheitsbewer-
Systems von ihrem Funktionieren abhängt. Kom-
tung jeweils im Jahr der Prüfung. Wenn eine Prü-
ponenten, welche ausschliesslich eine Barrieren-
fung nicht jährlich erfolgt und ein Befund – weil
funktion haben, werden keiner Ebene – aber dem
er zulässig ist – bis zur nächsten Prüfung belassen
Schutzziel «Einschluss radioaktiver Stoffe» – zu-
werden kann, wird er in den Jahren, in denen kei-
geordnet.
ne Prüfung stattfindet, in der Sicherheitsbewer-
Das ENSI hat im Jahr 2010 alle Ergebnisse von In-
tung zurzeit nicht dargestellt. Zentrale Ergebnisse
spektionen, Zulassungsprüfungen, Vorkommnis-
dieser Bewertung für das Aufsichtsjahr 2010 sind
analysen und alle Sicherheitsindikatoren nach dem
jeweils am Schluss der Kapitel 1 bis 4 unter dem
beschriebenen System bewertet. Für die Kern-
Punkt «Sicherheitsbewertung» dargestellt.
kraftwerke hat es die Bewertungen zu einem um-
Das ENSI nimmt aufgrund der Ergebnisse der sys
fassenden Gesamtbild zusammengefügt. Das Ge-
tematischen Sicherheitsbewertung und weiterer
samtbild besteht einerseits aus einer Vielzahl von
Erkenntnisse aus der Aufsichtstätigkeit eine vier-
Einzelbewertungen in den verschiedenen Zellen
teilige Gesamtbewertung der Sicherheit jedes
der Sicherheitsbewertungs-Darstellung (z. B. 1 Be-
Kernkraftwerks vor, nämlich hinsichtlich der In-
wertung A, 5 Bewertungen V, 12 Bewertungen N
haltsbereiche Auslegungs-Vorgaben, Betriebs-
und 1 Bewertung G). Zum anderen hat das ENSI
Vorgaben, Zustand und Verhalten der Anlage so-
alle in einer Zelle enthaltenen Bewertungen zu je-
wie Zustand und Verhalten von Mensch und Or-
weils einer Gesamtbewertung verdichtet (z. B. Be-
ganisation. Diese vier Bereiche entsprechen den
wertung A). Die Zellen- Gesamtbewertung ist nor-
Spalten der Tabellendarstellung der Ergebnisse der
malerweise gleich der höchsten Einzelbewertung,
Sicherheitsbewertung der einzelnen Kernkraft-
weil die Tragweite eines Fehlers naturgemäss grös-
werke (vgl. Kap. 1.8, 2.9, 3.9 und 4.8). Für die-
ser ist als die Tragweite der erwartungsgemässen
se Gesamtbewertung verwendet das ENSI für je-
Sachverhalte. Entsprechend müssen sich die aus
den einzelnen Bereich in absteigender Reihenfol-
der Sicherheitsbewertung abzuleitenden Mass-
ge die Kategorien «hoch», «gut», «ausreichend»
nahmen auch primär auf die Diskrepanzen zum
und «ungenügend».
Erwarteten richten.
101
Abbildung 1
ENSI-Sicherheitsbewertungs-Skala
basierend auf der Internationalen Ereignisskala INES
Anhang 1: ENSI-Sicherheitsbewertungs-Skala
7
Schwerwiegender Unfall
Kriterien gemäss INES-Manual
6
Ernsthafter Unfall
5
Unfall mit Gefährdung der
Umgebung
5
4
Unfall ohne signifikante
Gefährdung der Umgebung
4
radioaktive Abgaben an die Umwelt:
>JAL und Dosis der Off-Site meist
exponierten Person >1 mSv
3
Ernsthafter Zwischenfall
Zwischenfall
3
1
3
4
Zwischenfall
Anomalie
2
3
Zwischenfall
2
1
0
radioaktive Abgaben an die Umwelt
>KAL und <JAL und Dosis der meist
exponierten Person <0,1 mSv
0
2
Anomalie
4
Schäden an der Anlage
<JAL und >0,1 mSv Dosis der OffSite meist exponierten Person oder
exponierten Person <0,1 mSv
1
exponierten Person >0,1 mSv und
<1 mSv
2
Umgebung
Anomalie
1
0
0
Vorkommnisklassierungen:
Radioaktive Abgaben
an die Umwelt
Strahlenexposition
des Personals
Gestaffelte Sicherheitsvorsorge
V
I
g
Teilskala 1
Teilskala 2
Teilskala 3
T
* nur anwendbar für B
102
er
7
7
Schwerwiegender Unfall*
6
6
Ernsthafter Unfall*
5
5
Umgebung*
4
4
Gefährdung der Umgebung*
3
3
Ernsthafter Zwischenfall*
2
2
Zwischenfall*
1
1
Anomalie
A
A
Abweichung
V
V
Verbesserungsbedarf
N
N
Normalität
G
G
Gute Praxis
ual
4
ung
ual
2
Zwischenfall
1E-4 < ICCDPVork. < 1E-2
1
ual
Anomalie
1E-6 < ICCDPVork. < 1E-4
0
ICCDPVork. < 1E-6
ICCDPVorkommnis
gemäss ENSI-A06
Teilskala 4
ENSI
1E-2 < ICCDPVork. < 1
ual
n:
sorge
INES
3
unterhalb der Skala
ICCDPVork. = 1
ual
ual
Zellen-Bewertungen in
Sicherheitsbewertungs-Matrix
nur anwendbar für Bewertungen, die sich auf radioaktive Abgaben an die Umwelt oder die Strahlenexposition des Personals beziehen
* nur anwendbar für Bewertungen, die sich auf radioaktive Abgaben an die Umwelt oder die Strahlenexposition des Personals
beziehen
103
Abbildung 2
Definition der ENSI-Kategorien G, N, V und A
.DWHJRULHQ
.ULWHULHQ
!
QDFK,1(6.ULWHULHQ
$
$EZHLFKXQJ
x
DOV 9RUNRPPQLV PHOGHSIOLFKWLJHU 6DFKYHUKDOW LQQHUKDOE GHU EHZLOOLJWHQ
x
$EZHLFKXQJ YRQ HLQHP *HVHW] HLQHU 9HURUGQXQJ RGHU HLQHU EHK|UGOLFKHQ
%HWULHEVEHGLQJXQJHQ
5LFKWOLQLHZHOFKHJHVHW]OLFKH$QIRUGHUXQJHQSUl]LVLHUWIDOOVGLH$EZHLFKXQJHLQH
$XVZLUNXQJDXIGLHQXNOHDUH6LFKHUKHLWKDW
x
$EZHLFKXQJ YRQ JHVHW]OLFKHQ 9RUVFKULIWHQ EH]JOLFK $UEHLWVVLFKHUKHLW ZHQQ
GLHVHHLQH%HGHXWXQJIUGLHQXNOHDUH6LFKHUKHLWKDEHQ
9
9HUEHVVHUXQJVEHGDUI
x
6FKZDFKVWHOOH
x
$EZHLFKXQJYRQQLFKWIUHLJDEHSIOLFKWLJHQ9RUJDEHQ
1
1RUPDOLWlW
x
(UIOOXQJGHU9RUJDEHQ
*
*XWH3UD[LV
x
(UIOOXQJGHU9RUJDEHQXQGGHXWOLFKHVhEHUWUHIIHQGHU3UD[LVLQDQGHUHQ$QODJHQ
'HILQLWLRQHQGHU+6..DWHJRULHQ*19XQG$
104
Tabelle 1
Hauptdaten der schweizerischen Kernkraftwerke
KKB 1
KKB 2
KKM
KKG
KKL
Thermische Leistung [MW]
1130
1130
1097
3002
3600
Elektrische Bruttoleistung [MW]
380
380
390
1035
1245
Elektrische Nettoleistung [MW]
365
365
373
985
1190
Reaktortyp
Druck-
wasser
Druck-
wasser
Siede-
wasser
Druck-
wasser
Siedewasser
Reaktorlieferant
Westing-
house
Westing-
house
GE
KWU
GE
Turbinenlieferant
BBC
BBC
BBC
KWU
BBC
Generatordaten [MVA]
2·228
2·228
2·214
1140
1318
Kühlung
Fluss-
wasser
Fluss-
wasser
Fluss-
wasser
Kühlturm
Kühlturm
Kommerzielle Inbetriebnahme
1969
1971
1972
1979
1984
Tabelle 2
Betriebsdaten der schweizerischen Kernkraftwerke 2011
KKB 1
KKB 2
KKM
KKG
KKL
Thermisch erzeugte Energie [GWh]
9 543
8 521
7 293
24 184
28 429
Abgegebene elektrische Nettoenergie [GWh]
3 067
2 738
2 504
7 910
9 481
Abgegebene thermische Energie [GWh]
164,5
5,9
1,4
174
–
Zeitverfügbarkeit1 [%]
96,6
86,3
76,8
92,8
92,4
Nichtverfügbarkeit durch Jahresrevision [%]
3,4
13,7
23,5
7,2
7,7
Arbeitsausnutzung2 [%]
96,0
85,7
76,5
92,0
91,1
Anzahl ungeplanter Schnellabschaltungen (Scrams)
0
0
0
0
0
Unvorhergesehenes Abfahren der Anlage
0
0
0
0
0
Störungsbedingte Leistungsreduktionen (>10% PN)
0
0
1
0
1
1 Zeitverfügbarkeit (in %): Zeit, in der das Werk in Betrieb bzw. in betriebsbereitem Zustand ist.
2 Arbeitsausnutzung (in %): Produzierte Energie, bezogen auf die Nennleistung und eine hundertprozentige Zeitverfügbarkeit.
105
Tabelle 3
Bestand an zulassungspflichtigem Personal und Gesamtbelegschaft in den Kernkraftwerken Ende
2011 (in Klammern Werte von 2010)
KKB 1 + 2
KKM
KKG
KKL
Reaktoroperateur
39 (40)
21 (21)
26 (27)
17 (24)
Schichtchef
23 (24)
13 (14)
18 (20)
20 (19)
Pikettingenieur
14 (14)
8 (7)
14 (12)
12 (12)
Strahlenschutzsachverständiger
5 (6)
4 (4)
4 (4)
3 (3)
Strahlenschutzfachkraft
7 (7)
9 (6)
6 (6)
10 (10)
Strahlenschutztechniker
4 (4)
5 (7)
5 (5)
5 (5)
543 (536)
328 (341)
489 (476)
533 (517)
Gesamtbelegschaft (Personen)
Tabelle 4
Meldepflichtige Vorkommnisse im Bereich der nuklearen Sicherheit 2011
106
Datum
KKW
Vorkommnis
Einstufung INES
6.1.2011
KKL
Schweissnahtleckage an einer Kleinleitung des HochdruckKernsprühsystems
0
24.2.2011
KKL
Teilscram nach Fehler in der Turbinenregelung
0
24.2.2011
KKL
Ausfall eines Druckschalters zur Regelöldrucküberwachung
der Bypassregelventile
0
15.3.2011
KKL
Undichte Isolationsventile an einer Probenahmeleitung
0
29.3.2011
KKL
Ausfall der Steuerstab-Stellungsanzeige
0
18.4.2011
KKL
Erhöhter Kontaminationspegel im Maschinenhaus
0
27.4.2011
KKG
Fehlfunktion einer elektronischen Baugruppe im
Reaktorschutz bei Test
0
30.4.2011
KKB1
Störung in der Kälteanlage des Notstandgebäudes
0
9.5.2011
KKM
1.6.2011
KKG
8.6.2011
KKM
16.6.2011
KKB1
28.6.2011
KKM
13.7.2011
KKB2
Störung in der Kälteanlage des Notstandgebäudes
0
26.7.2011
KKG
Ausfall eines rotierenden Umformers
0
8.8.2011
KKL
Beschädigung von Abstandshaltern eines Brennelements
0
5.9.2011
KKL
Erhöhte Ortsdosisleistung in den Notsteuerstellen
0
20.9.2011
KKG
Falsch eingestellte Totbänder der axialen Schieflast
0
26.9.2011
KKB2
Nichtverfügbarkeit einer Umwälzpumpe im
Brennelementbecken
0
Beschädigte Abstandshalter an vier neu angelieferten
Brennelementen
Flüssigkeitsaustritt aus dem Waschbehälter des
Containment-Druckentlastungssystems
Defekte Dichtung an einem ReaktorkernisolationsKühlsystem
Borsäureablagerungen am Rückschlagventil der
Druckhalter-Hilfssprühung
Verstopfungsgefahr der Zulaufleitung des
Notstandsystems bei Extremhochwasser
0
0
0
0
1
Fortsetzung Tabelle 4
Datum
KKW
Vorkommnis
Einstufung INES
27.9.2011
KKB1
Ausfall der Positionsanzeige von vier Steuerstäben
0
6.10.2011
KKG
Abschaltung von zwei Abluftventilatoren im Ringraum
0
28.10.2011
KKL
Beschädigung eines Aktivkohlefilters im Notabluftsystem
0
29.10.2011
KKL
31.10.2011
KKM
22.11.2011
KKL
17.12.2011
KKB2
Ausfall der Umluftkühlung im Notstandsgebäude bei Test
0
29.12.2011
KKB2
Ausfall der Positionsanzeige von vier Steuerstäben
0
Ausfall eines Druckschalters zur Regelöldrucküberwachung
der Bypassregelventile
Teilscram nach Nichtöffnen der Rückschlagklappe einer
Hauptkühlwasserpumpe
Nicht konservative Berechnung einer thermischen Limite
im Teillastbereich
0
0
0
Tabelle 5
Kollektivdosen in den schweizerischen KKW im Berichtsjahr
(pro Werk in Pers.-mSv)
KKB1
Aktionen
2010
BE-Wechsel
Revisionsstillstand
KKB2
2011
2010
104
194
691
KKG
KKL
KKM
2011
2010
2011
2010
2011
2010
2011
399
453
393
1170
598
736
786
Zwischenabstellung
Leistungsbetrieb
63
39
60
35
142
107
270
416
240
105
Total
754
143
254
434
595
500
1440
1014
976
891
107
Tabelle 6a
Zusammenstellung der Abgaben radioaktiver Stoffe an die Umgebung im Jahr 2011 für die Kernkraftwerke und das Zentrale
Zwischenlager Würenlingen und die daraus berechnete Dosis für Einzelpersonen der Bevölkerung
Ort
Art der Abgaben1
Medium
Berechnete Jahresdosis3
Messung
Normiert
Limiten4
Bq pro
Jahr
Bq pro
Jahr
Bq pro
Jahr
Prozent
der Limite
Erw.
mSv/Jahr
10j Kind
mSv/Jahr
1j Kind
mSv/Jahr
Nuklidgemisch ohne
Abwasser Tritium
4,0·108
-
4·1011
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
3 600 m³
Tritium
8,6·1012
8,6·1012
7·1013
12%
<0,001
<0,001
<0,001
Edelgase
4,6·1012
4,5·1012
1·1015
0,5%
<0,001
<0,001
<0,001
Aerosole
2,0·105
-
6·109
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Iod: 131I
3,3·106
-
4·109
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
4,2·1010
-
-
-
<0,001
0,0011
0,0019
0,001
0,0013
0,0021
KKB1
+
Bilanzierte Abgaben2
Abluft
KKB2
Kohlenstoff:
14C
in CO2
1,2
Dosis total
KKM
Nuklidgemisch ohne
Abwasser Tritium
1,5·109
-
4·1011
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
3 574 m³
Tritium
1,8·1011
1,8·1011
2·1013
0,9%
<0,001
<0,001
<0,001
Edelgase
8,2·1010
-
2·1015
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Aerosole
1,8·106
-
2·1010
<0,1%
0,0028
0,0028
0,0027
Iod: 131I
3,2·106
-
2·1010
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
3,0·1011
-
-
-
<0,001
0,001
0,0016
0,0037
0,0038
0,0043
Abluft
Kohlenstoff:
14C
in CO2
Dosis total
KKG
Nuklidgemisch ohne
Abwasser Tritium
1,6·106
-
2·1011
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
7 219 m³
Tritium
1,9·1013
1,9·1013
7·1013
27%
<0,001
<0,001
<0,001
Edelgase
<1,2·1013
<1,4·1013
1·1015
<1,4%
<0,001
<0,001
<0,001
Aerosole
3,0·104
-
1·1010
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Iod: 131I
8,6·105
-
7·109
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
6,6·1010
-
-
-
<0,001
<0,001
<0,001
<0,001
<0,001
<0,001
Abluft
Kohlenstoff:
14C
in CO2
Dosis total
KKL
Nuklidgemisch ohne
Abwasser Tritium
8,9·107
-
4·1011
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
13 684 m³ Tritium
2,0·1012
2,0·1012
2·1013
10%
<0,001
<0,001
<0,001
Edelgase
9,1·1010
-
2·1015
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Aerosole
1,1·107
-
2·1010
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Iod: 131I
6,1·107
6,1·107
2·1010
0,3%
<0,001
<0,001
<0,001
5,7·1011
-
-
-
0,0021
0,0028
0,0048
0,0022
0,0029
0,0049
Abluft
Kohlenstoff:
14C
in CO2
Dosis total
Abwasser
468 m³
ZZL
Abluft
Nuklidgemisch ohne
Tritium
2,8·108
-
2·1011
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Tritium
1,1·1011
-
-
-
<0,001
<0,001
<0,001
-/--Aerosole
4,1·105
-
1·109
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
-Aerosole
1,5·104
-
3·107
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Kohlenstoff: 14C in CO2
1,5·108
-
1·1012
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
Tritium
5,8·1010
-
1·1014
<0,1%
<0,001
<0,001
<0,001
<0,001
<0,001
<0,001
Dosis total
108
109
[mSv/Jahr] für:
Anteil am quellenbezogenen
Dosisrichtwert1
Kleinkinder
Kind 10j
Erwachsene
Jahresdosis3
Kohlenstoff:
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
4,5·1010
Tritium als HTO
–
5,2·105
5,1·107
Iod (Summe aller Isotope)
in CO2
4,5·103
–
14C
–
2,2·108
/-Aerosole4, ohne Iod
-Aerosole
–
1,6·1011
–
–
Edelgase und andere Gase
Abgaben über die
[Bq/a]
–
Abluft2,4
Tritium
–
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
–
–
–
2,4·104
–
–
–
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
8,3·109
–
–
–
–
–
–
BetriebsGebäude
radioaktive
Abfälle
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
1,2·1010
5,9·103
–
2,0·105
–
–
–
Bundes
zwischen
lager
3,7 %
0,0056
0,0057
0,0056
–
1,2·1012
6,5·107
–
2,8·1010
1,7·1014
–
–
Zentrale
Fortluftan
lagen
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
–
–
–
3,0·106
1,6·1010
–
–
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
–
5,8·103
–
8,9·103
–
–
–
<0,1%
<0,00015
<0,00015
<0,00015
–
–
–
–
–
–
<4,0%
<0,0060
<0,0060
–
–
1,5·107
–
–
3,7·1014
–
7,6·106
Aequivalentabgaben
<0,0060
1,2·1012
6,5·107
–
2,8·1010
1,7·1014
–
2,1·1010
–
–
Abluft
3,8·107
Abwasser
1527 m3
Abgaben Bq/Jahr
C-Labor
Injektor II
völkerung
Forschungslabor
des Paul Scherrer Instituts im Jahr
–
Saphir,
Proteus
Dosis für Einzelpersonen der Be-
Gesamtanlage des PSI2,4
2011 und der daraus berechneten
PSI West
Zusammenstellung der Abgaben
Nuklidgemisch ohne Tritium
Abgaben im Abwasser2,4 [Bq/a]
Hochkamin
PSI Ost
Tabelle 6b
Tabelle 6c (Fussnoten)
der Art der Abgaben resp. den Bilanzierten Abgaben ist Folgendes zu präzisieren:
A
bwasser: Die Radioaktivität ist beim Vergleich
mit den Abgabelimiten in Bq/Jahr normiert auf einen Referenz-LE-Wert von 200 Bq/kg angegeben.
Die LE-Werte für die einzelnen Nuklide sind dem
Anhang 3 der Strahlenschutzverordnung (StSV)
entnommen. Ein LE-Wert von 200 Bq/kg entspricht
einem Referenz-Nuklid mit einem Ingestions-Dosisfaktor von 5·10-8 Sv/Bq. Die unnormierte Summe
der Abwasserabgaben ist in der Spalte «Messung»
angegeben.
Edelgase: Die Radioaktivität ist beim Vergleich mit
den Abgabelimiten in Bq/Jahr normiert auf einen
Referenz-CA-Wert von 2·105 Bq/m3 angegeben.
Die CA-Werte für die Edelgasnuklide sind dem Anhang 3 der Strahlenschutzverordnung (StSV) entnommen. Ein CA-Wert von 2·105 Bq/m3 entspricht
einem Referenz-Nuklid mit einem Immersions-Dosisfaktor von 4,4·10-7 (Sv/Jahr)/(Bq/m3). Die unnormierte Summe der Edelgasabgaben ist in der Spalte «Messung» angegeben.
Beim KKG wird für die Bilanzierung der Edelgase
eine -total-Messung durchgeführt; für die Aequivalent-Umrechnung wurde in diesem Fall ein Gemisch von 80% 133Xe, 10% 135Xe und 10% 88Kr
angenommen.
Gase: Beim PSI handelt es sich dabei vorwiegend
um die Nuklide 11C, 13N, 15O und 41Ar. Deren Halbwertszeiten sind kleiner als zwei Stunden. Hier ist
für die einzelnen Abgabestellen und das gesamte
PSI die Summe der Radioaktivität dieser Gase und
Edelgase ohne Normierung auf einen Referenzwert
angegeben. Für die Gesamtanlage wird zusätzlich
auch die auf den Referenz-CA-Wert von 2·105 Bq/
m3 normierten Abgabe aufgeführt.
Aerosole: Hier ist in jedem Fall die Summe der Radioaktivität ohne Normierung auf einen Referenzwert angegeben.
Der Dosisbeitrag von Aerosolen mit Halbwertszeiten kleiner 8 Tagen ist bei den Kernkraftwerken
vernachlässigbar.
Beim KKM ergibt sich der Hauptbeitrag zur Dosis durch die Strahlung der abgelagerten Aerosole,
die im Jahre 1986 durch eine unkontrollierte Abgabe in die Umgebung gelangten. Der Dosisbeitrag
der Aerosole, welche im Berichtsjahr abgegeben
wurden, ist demgegenüber vernachlässigbar und
liegt in der Grössenordnung der anderen schweizerischen Kernkraftwerke.
Iod: Bei den Kernkraftwerken ist die Abgabe von
131I limitiert; somit ist bei den bilanzierten Abgaben
nur dieses Iod-Isotop angegeben.
1Bei
110
Beim PSI, bei dem andere Iod-Isotope in signifikanten Mengen abgegeben werden, ist die Abgabe für
die einzelnen Abgabestellen und die Gesamtanlage
als Summe der Aktivität der gemessenen Iod-Nuklide angegeben. Für die Gesamtabgabe wird zudem
auch ein 131Iod-Aequivalent als gewichtete Summe der Aktivität der Iod-Nuklide angegeben, wobei sich der Gewichtungsfaktor aus dem Verhältnis des Ingestionsdosisfaktors des jeweiligen Nuklides zum Ingestionsdosisfaktor von 131I ergibt. Die
Ingestionsdosisfaktoren sind der StSV entnommen.
Für die Berechnung der Jahresdosis werden sowohl
für die KKW wie für das PSI immer sämtliche verfügbaren Iod-Messungen verwendet, d.h. es ist beispielsweise für KKB auch der Beitrag von 133I berücksichtigt.
Kohlenstoff 14C: In den Tabellen ist der als Kohlendioxid vorliegende Anteil des 14C, der für die Dosis
relevant ist, angegeben. Die für 14C angegebenen
Werte basieren bei allen Werken auf aktuellen Messungen.
2Die Messung der Abgaben erfolgt nach den Erfordernissen der Reglemente «für die Abgaben radioaktiver Stoffe und die Überwachung von Radioaktivität und Direktstrahlung in der Umgebung des...»
jeweiligen Kernkraftwerkes resp. des ZZL oder PSI.
Die Messgenauigkeit beträgt ca. ± 50 %. Abgaben
unterhalb 0,1% der Jahresabgabelimite werden
vom ENSI als nicht-relevant betrachtet und werden
in der Spalte «Normiert» nicht ausgewiesen (-).
3Die Jahresdosis ist für Personen berechnet, die
sich dauernd am kritischen Ort aufhalten, ihre gesamte Nahrung von diesem Ort beziehen und ihren gesamten Trinkwasserbedarf aus dem Fluss unterhalb der Anlage decken. Die Dosis wird mit den
in der Richtlinie ENSI-G14 angegebenen Modellen
und Parametern ermittelt.
D
osiswerte kleiner als 0,001 mSv – entsprechend
einer Dosis, die durch natürliche externe Strahlung
in ca. zehn Stunden akkumuliert wird – werden in
der Regel nicht angegeben. Beim PSI wird die Jahresdosis der Gesamtanlage als Summe über die Abgabestellen gebildet.
4Abgabelimiten gemäss Bewilligung der jeweiligen
Kernanlage. Die Abgabelimiten wurden so festgelegt, dass die Jahresdosis für Personen in der Umgebung (vgl. Fussnote 3) für die Kernkraftwerke unter
0,3 mSv/Jahr respektive das Zentrale Zwischenlager
in Würenlingen (ZZL) unter 0,05 mSv/Jahr bleibt.
Für das Paul Scherrer Institut (PSI) sind die Abgaben
gemäss Bewilligung 6/2003 direkt über den quellenbezogenen Dosisrichtwert von 0,15 mSv/Jahr limitiert.
07
08
14
09
10
11
07
08
KKB
10
14
14
10
09
11
07 08
10Kraftwerke
KKG
09
10
11
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
AbgabeAbgabe
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
9
16
07
08
10
16
16
10
Abluft
Edelgase
Edelgase
Edelgase
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
AbgabeAbgabe
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
Edelgase
07
08
07
07
08
08
07
08
11
10
11
10
11
11
10
Abluft
Iod
Iod
Iod
10
10
10
11
10
10 9
10
99
10
10
10 8
10
88
9
10
10 7
10
77
8
10
10 6
10
66
7
10
10
10
11
07
08
09
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
09
10
KKB
10
09 10
09
KKB
09
10
11
07
08
11
11
07
07
08
08
11
07
09
08
07
08
6
Tritium im Abwasser
Tritium
Tritium
Tritium
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
AbgabeAbgabe
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
Abwasser
10
15
15
10
14
10
14
14
15
10
10 13
10
13
13
14
10
10 12
10
12
13
1012
10 11
10
11
12
1011
10 10
10
10
10
11
10
10
10
übrige
übrige
übrige
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
AbgabeAbgabe
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
Abwasser
10
12
12
10
11
10
11
11
1012
10 10
10
10
11
1010
10 9
10
9
10910
10
8
10
889
10
10 7
10
77
8
10
10
10
Limite
11
Abluft
Abluft
Kohlenstoff
Kohlenstoff
Abluft
Kohlenstoff
09
10
10
KKB
09 10
09
KKB
09
07
08
07
07
08
08
10
11
07
08
11
11
07
07
08
08
07
08
11
07
08
09
09
KKG
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
10
KKB
10
09 10
09
KKB
09
11
07
08
Kraftwerke
10
11
10
11
08 KKM
09 10
10
08
09
08
10
11
07
08
11
11
07
07
08
08
11
07
08
09
KKG
09
09
KKG
09
KKB
10
11
07
08
Kraftwerke
10Kraftwerke
11
07 08
Kraftwerke
10
11
11
KKM
07
08
09
KKM
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
09
10
11
07
08
10
10
11
11
07
07
08
08
10
11
07
08
Limite
Limite
Limite
11
11
11
07
07
07
09
KKM
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
09
08
09
10
11
07
08
10
10
11
11
07
07
08
08
10
11
07
08
Limite
Limite
09
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
09
10
11
07
08
10
10
11
11
07
07
08
08
08
07
08
7
09
10
KKB
10
09 10
09
KKB
09
KKB
10
11
Abluft
Abluft
Edelgas
Edelgas
Abluft
Edelgas
11
11
11
11
Abluft
Abluft
Iod
Iod
Abluft
Iod
10
11
07
08
11
11
07
07
08
08
11
07
08
09
KKG
09
09
KKG
09
10
10
11
07
08
11
11
11
06
06
06
07
KKG
09
09
KKL
KKM
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
Limite
08
KKL
08
08
Kraftwerke KKL
10Kraftwerke
11
06 07 08
10
10
07
07
KKL
10
10
11
11
11
11
Abwasser
Abwasser
Tritium
Tritium
Abwasser
Tritium
10
KKM
10
09 10
09
KKM
Limite
Kraftwerke
09
KKM
10
11
11
11
11
Abwasser
Abwasser
ohne Tritium
ohne Tritium
Abwasser
ohne Tritium
Limite
Limite
08
08
10
10
KKM
09 10
09
KKM
KKL
08
08
Limite
07
09
10
KKM
10
09 10
09
KKM
KKL
KKL
09
09
Kraftwerke KKL
Kraftwerke
10 11
07 08 09
10
10
KKG
Limite
07
07
09
KKL
10 11
11
07 08
08 KKL
KKG
09 10
09
07
09
09
KKG Kraftwerke KKL
KKB
09
10
09
07
07
07
Limite
Limite
10
12
10
Limite
Limite
Limite
08
08
Kraftwerke
KKG
Limite
07
10
10
11
09 10
KKG
07 08
08 KKL
09
11
09
07
09
KKG Kraftwerke KKL
Kraftwerke
08 09
10
11
07 08 09
Limite
Limite
07
07
Kraftwerke
11
07 08
KKG
KKB
15
ohne Tritium
10
10
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
AbgabeAbgabe
[Bq/Jahr]
Abgabe
[Bq/Jahr]
Iod
09
KKB
15
10
15
15
16
10
10 14
10
14
14
15
10
10 13
10
13
13
14
10
10 12
10
12
13
1012
10 11
10
11
12
1011
10
09
KKM
10
13
14
1013
10 12
10
Kohlenstoff
12
13
1012
10 11
Kohlenstoff
10
11
12
1011
10 10
Kohlenstoff
10
10
10
Abgaben der schweizerischen Kernkraftwerke
in den letzten fünf Jahren im Vergleich 11
10
10 9
10
mit den Abgabelimiten
07
08 09 10
11
07
08 09 10
11
07 08
09 10 11
99
10
10
07 08
08 KKB
09 10
11
07 08
08 KKG
09 10
11
07 08
08 KKL
09 10
10 11
10 11
10 11
11
10
07
09
07
09
07
09
KKB
KKG
Kraftwerke KKL
10
08
Kraftwerke
13
Tabelle 7
07
KKL
09
10
06
07
09
09
10
10
06
06
07
07
09
10
06
07
08
09
KKM
09
08 09
08
KKM
08
09
10
10
10
10
KKM
Kraftwerke
111
Tabelle 8
Radioaktive Abfälle in den Kernkraftwerken und im PSI per 31.12.2011
(inklusive Abfälle aus Medizin, Industrie und Forschung), Bruttovolumina gerundet in m3
unkonditioniert
konditioniert
Anfall
Auslagerung1
Bestand
PSI
51
22
403
6
53
14964
KKB
26
60
71
16
-
11593
KKM
36
63
50
14
-
866
KKG
21
18
44
5
-
224
KKL
41
41
12
57
16
1271
Total
175
204
580
98
21
5016
1Bruttovolumen
Auslagerung2
Produktion
Bestand
der im Berichtsjahr zur Zwilag transferierten Abfälle für die Behandlung in der Plasma-Anlage und der
Konditionierungsanlage.
2
Transfer konditionierter Abfälle zur Zwischenlagerung bei der Zwilag.
3
Rückgabe der 22 Gebinde von KKB, die das PSI zur Sanierung angenommen hatte.
4
Hierin enthalten sind die 20 mittels der Plasma-Anlage produzierten PSI-Gebinde (4,3 m3), die 2011 ins BZL überführt wurden.
Tabelle 9
Radioaktive Abfälle in den Anlagen der Zwilag per 31.12.2011
unkonditioniert
Anfall
Verarbeitung [m3]
konditioniert
Annahme zur Kond.
bzw. Triage2
441
600
Bestand (konditionierte Abfälle)
Bruttovolumen konditionierter Abfälle4 [m3]
Bestand
Produktion
5123
71
Einlagerung
Auslagerung
109
8
Bestand
1475
Anzahl Behälter mit Brennelementen
-
26
Anzahl Behälter mit Glaskokillen
-
8
Anzahl Behälter mit Lucens-Abfällen
-
6
1
Hierin enthalten sind:
– Sekundärabfälle aus allen Betriebsbereichen der Zwilag
– Im Werksauftrag entstandene, zu verarbeitende Abfälle.
2
Nur teilweise radioaktiver Abfall.
3Hierin
enthalten sind 38 Gebinde (8 m3) mit leicht angereichertem uranhaltigem Material aus dem
Versuchsatomkraftwerk Lucens.
4
112
Alle Lagerteile der Zwilag, ausgenommen sep. aufgeführtem Bestand des HAA-Lagers.
Tabelle 10
Richtlinien des ENSI/Directives de l’ENSI/Guidelines of ENSI
Fett gedruckte Richtlinien sind in Kraft resp. übersetzt worden.
Bold printed titles are existing/have been translated. (English is not an official language of the Swiss
Confederation. English translation is provided for information purposes only and has no legal force.)
Die Sicherungsrichtlinien sind nicht aufgeführt. The security guidelines are not listed.
(Stand Dezember 2011)
G-Richtlinien (Generelle Richtlinien)
Datum der gültigenAusgabe/
issue date
Nr.
Definitiver Titel/Arbeitstitel
(Datum früherer
Ausgaben/issue
date of former
versions)
G01
Sicherheitstechnische Klassierung für bestehende Kernkraftwerke
2011/1
Safety classification for existing nuclear power plants
G02
Spezifische Auslegungsgrundsätze für Kernkraftwerke mit LeichtwasserReaktoren
Specific design principles for nuclear power plants with light-water reactors
G03
Spezifische Auslegungsgrundsätze für geologische Tiefenlager
und Anforderungen an den Sicherheitsnachweis
2009/4
Specific design principles for deep geological repositories and
requirements for the safety case
G04
Auslegung und Betrieb von Lagern für radioaktive Abfälle und
abgebrannte Brennelemente
2010/9
Design and operation of storage facilities for radioactive waste and spent
fuel assemblies
G05
Transport- und Lagerbehälter für die Zwischenlagerung
2008/4
Transport and storage casks for interim storage
G06
Anforderungen an die Baudokumentation
G07
Organisation von Kernanlagen
Requirements for construction documentation
2008/4
Organisation des installations nucléaires
Organisation of nuclear Installations
G08
Anforderungen an die systematischen Sicherheitsbewertungen
G09
Betriebsdokumentation
Requirements for the systematic safety assessments
Operational documentation
G11
Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen:
Planung, Herstellung und Montage
2010/5
(2009/2)
Vessels and piping classified as important to safety: Engineering, manufacture and installation
113
G-Richtlinien (Generelle Richtlinien) Fortsetzung
Datum der gültigenAusgabe/
issue date
Nr.
G12
Festlegungen von baulichen und organisatorischen Strahlenschutz-Massnahmen für den überwachten Bereich von Kernanlagen
(Datum früherer
Ausgaben/issue
date of former
versions)
Determinations for structural and organisational radiation protection measures for controlled areas of nuclear installations
G13
Strahlenschutzmessmittel in Kernanlagen: Konzepte, Anforderungen und Prüfungen
2008/2
Instruments de mesure en radioprotection: Concepts, exigences et
contrôles
Radiation protection measuring devices in nuclear installations: Concepts,
requirements and testing
G14
2009/12
(2008/2)
Berechnung der Strahlenexposition in der Umgebung aufgrund
von Emissionen radioaktiver Stoffe aus Kernanlagen
Calcul de l’exposition aux radiations ionisantes dans
l’environnement due à l’emission de substances radioactives par
les installations nucléaires
Calculation of radiation exposure in the vicinity due to emission of radioactive substances from nuclear installations
G15
2010/11
Strahlenschutzziele für Kernanlagen
Objectifs de radioprotection applicables aux installations nucléaires
Radiation protection objectives for nuclear installations
G16
Sicherheitstechnisch klassierte Leittechnik: Auslegung und Anwendung
Instrumentation and control classified as important to safety: Design and
application
G17
Stilllegung von Kernanlagen
Decommissioning of nuclear installations
G18
Kommunikationsmittel für Kernkraftwerke
Means of communications for nuclear power plants
G19
Auslegung und Qualifikation elektrischer Ausrüstungen
Design and qualification of electrical equipment
114
A-Richtlinien (Richtlinien für Anlagebegutachtung)
Datum der
gültigen
Ausgabe/
issue date
Nr.
A01
Anforderungen an die deterministische Störfallanalyse für Kernanlagen:
2009/7
Umfang, Methodik und Randbedingungen der technischen Störfallanalyse
Requirements for deterministic accident analysis for nuclear installations: Extent, methodology and boundary conditions for technical accident analysis
A02
Gesuchsunterlagen für den Bau von Kernkraftwerken
Application documents for the construction of nuclear power plants
A03
Anforderungen an die Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken
Requirements for the periodic safety review for nuclear power plants
A04
Gesuchsunterlagen für freigabepflichtige Änderungen an Kernanlagen
Application documents for modifications in nuclear power plants requiring a permit
A05
Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Umfang und Qualität
2009/9
(2008/7)
2009/1
Probabilistic Safety Analysis (PSA): Quality and Scope
A06
Probabilistische Sicherheitsanalyse (PSA): Anwendungen
2008/5
Probabilistic Safety Analysis (PSA): Applications
A07
Methodik und Randbedingungen für die Störfallanalyse von Kernanlagen mit geringem Gefährdungspotenzial
Methodology and boundary conditions for accident analysis in nuclear installations with low hazard potential
A08
Quelltermanalyse: Umfang, Methodik und Randbedingungen
2010/2
Analysis of source terms: Extent, methodology and boundary conditions
A15
Gesuchsunterlagen für Betriebsbewilligungen
115
B-Richtlinien (Richtlinien für Betriebsüberwachung)
Nr.
Datum der
gültigen
Ausgabe/
issue date
B01
Alterungsüberwachung
2011/7
Ageing management
B02
Periodische Berichterstattung der Kernanlagen
2011/8
(2008/12,
2008/9)
Periodical reporting for nuclear installations
B03
Meldungen der Kernanlagen
2010/2
(2008/12,
2008/9)
Reports for nuclear installations
B04
Freimessung von Materialien und Bereichen aus kontrollierten Zonen
2009/8
Mesurage de libération de matériaux et de secteurs de zones contrôlées
Clearance measurement of materials and areas from controlled zones
B05
Anforderungen an die Konditionierung radioaktiver Abfälle
B06
Instandhaltung
2007/2
Requirements for the conditioning of radioactive waste
2010/5
(2009/4)
Vessels and piping classified as important to safety: Maintenance
B07
Qualifizierung der zerstörungsfreien Prüfungen
2008/9
Vessels and piping classified as important to safety: Qualification of non-
destructive testing
B08
Sicherheitstechnisch klassierte Behälter und Rohrleitungen: Zerstörungsfreie
Wiederholungsprüfungen
Vessels and piping classified as important to safety: Non-destructive in-service
inspections
B09
Ermittlung und Aufzeichnung der Dosis strahlenexponierter Personen
2011/7
Collecting and reporting of doses of persons exposed to radiation
B10
Ausbildung, Wiederholungsschulung und Weiterbildung von Personal
2010/10
Initial training, recurrent training and continuing education of personnel
B11
2007/11
Notfallübungen
Exercices d'urgence
Emergency excercises
B12
2009/4
Notfallschutz in Kernanlagen
Protection en cas d’urgence dans les installations nucléaires
Emergency preparedness in nuclear installations
B13
2010/11
Ausbildung und Fortbildung des Strahlenschutzpersonals
Formation et perfectionnement du personnel de radioprotection
Training and continuing education of the radiation protection personnel
B14
Instandhaltung sicherheitstechnisch klassierter elektrischer und
leittechnischer Ausrüstungen
2010/12
Maintenance of electrical and instrumentation and control equipment classified
as important to safety
116
R-Richtlinien (von der früheren Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen HSK
verabschiedet)
Nr.
Arbeitstitel/definitiver Titel
R-4
Aufsichtsverfahren beim Bau von Kernkraftwerken, Projektierung von
Bauwerken
Datum der
gültigen
Ausgabe/
issue date
1990/12
Supervisory procedures for the construction of nuclear power plants, project
engineering of structures
R-6
Sicherheitstechnische Klassierung, Klassengrenzen und Bauvorschriften
für Ausrüstungen in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren
1985/5
Safety classification, class limits and procedures for construction of equipment
in nuclear power plants with light-water reactors
R-7
Richtlinien für den überwachten Bereich der Kernanlagen und des
Paul Scherrer Instituts
1995/6
Guideline for the radiological monitored area of the nuclear installa-tions and
the Paul Scherrer Institute
R-8
Sicherheit der Bauwerke für Kernanlagen, Prüfverfahren des Bundes
für die Bauausführung
1976/5
Structural safety for nuclear power plants, Swiss Federal supervising procedures
for construction work
R-16
Seismische Anlageninstrumentierung
1980/2
Seismic plant instrumentation
R-30
Aufsichtsverfahren beim Bau und Betrieb von Kernanlagen
R-31
Aufsichtsverfahren beim Bau und dem Nachrüsten von Kernkraftwerken, 1E klassierte elektrische Ausrüstungen
1992/7
Supervisory procedures for construction and operation of nuclear installations
2003/10
Supervisory procedures for construction and backfitting of nuclear power
plants, 1E classified electrical equipments
R-35
Aufsichtsverfahren bei Bau und Änderungen von Kernkraftwerken,
Systemtechnik
1996/5
Supervisory procedures for construction and modification of nuclear power
plants, systems engineering
R-39
Erfassung der Strahlenquellen und Werkstoffprüfer im Kernanlagenareal
1990/1
Collecting data of radiation sources and material testers in nuclear installations
R-40
Gefilterte Druckentlastung für den Sicherheitsbehälter von Leicht
wasserreaktoren, Anforderungen für die Auslegung
1993/3
Filtered containment venting of light-water reactors, design requirements
R-46
Anforderungen für die Anwendung von sicherheitsrelevanter rechnerbasierter Leittechnik in Kernkraftwerken
2005/4
Requirements for the application of computer-based instrumentation and control important to safety in nuclear power plants
R-48
Periodische Sicherheitsüberprüfung von Kernkraftwerken
2001/11
Periodic safety review of nuclear power plants
R-49
Sicherheitstechnische Anforderungen an die Sicherung von Kernanlagen 2003/12
Requirements important to safety for security of nuclear installations
R-50
Sicherheitstechnische Anforderungen an den Brandschutz in Kernanlagen
R-60
Überprüfung der Brennelementherstellung
2003/3
Requirements important to safety for fire protection in nuclear installations
2003/3
Inspection of fuel element production
117
R-Richtlinien (von der früheren Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen HSK
verabschiedet) Fortsetzung
Datum der
gültigen
Ausgabe/
issue date
Nr.
Arbeitstitel/definitiver Titel
R-61
Aufsicht beim Einsatz von Brennelementen und Steuerstäben in Leichtwasserreaktoren
2004/6
Supervisory procedures when using nuclear fuel and control-rods in light-water
reactors
R-101
Auslegungskriterien für Sicherheitssysteme von Kernkraftwerken mit
Leichtwasser-Reaktoren
1987/5
Design criteria for safety systems of nuclear power plants with light-water reactors
R-102
Auslegungskritierien für den Schutz von sicherheitsrelevanten Ausrüstungen in Kernkraftwerken gegen die Folgen von Flugzeugabsturz
1986/12
Design criteria for the protection of safety equipment in nuclear power stations
against the consequences of airplane crash
R-103
Anlageninterne Massnahmen gegen die Folgen schwerer Unfälle
1989/11
On-site measures against the consequences of severe accidents
118
Figur 1
Zeitverfügbarkeit und Arbeitsausnutzung, 2002–2011
KKB 1, 2
100%
Zeitverfügbarkeit
Arbeitsausnutzung
95%
90%
85%
75%
70%
KKM
100%
95%
KKB 1
KKB 2
80%
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2006
2007
2008
2009
2010
2011
Zeitverfügbarkeit
Arbeitsausnutzung
90%
85%
80%
75%
70%
KKG
100%
95%
2002
2003
2004
Zeitverfügbarkeit
Arbeitsausnutzung
90%
85%
80%
75%
70%
KKL
100%
95%
2002
2003
2004
Zeitverfügbarkeit
Arbeitsausnutzung
90%
85%
70%
57,1%
75%
2002
2003
2004
56,7%
80%
2005
119
Figur 2
Meldepflichtige, klassierte Vorkommnisse, 2002–2008 sowie meldepflichtige Vorkommnisse im Bereich
der nuklearen Sicherheit 2009–2011. Aufgrund der geänderten Meldekriterien können die Zahlen vor
2009 nicht mit denjenigen ab 2009 verglichen werden.
KKB 1, 2
12
KKB 1: nur B-Ereignisse
10
KKB 2: nur B-Ereignisse
8
beide Blöcke betreffend
6
4
2
0
KKM
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2010
2011
12
nur B-Ereignisse
10
8
6
4
2
0
KKG
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
12
nur B-Ereignisse
10
8
6
4
2
0
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010 * 2011
* inkl. das im März gemeldete Vorkommnis von 2008
KKL
12
nur B-Ereignisse
10
8
6
4
2
0
120
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
Figur 3
Ungeplante Reaktorschnellabschaltungen (Scrams), 2002–2011
KKB 1, 2
5
KKB 1
4
KKB 2
3
2
1
0
KKM
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
5
4
3
2
1
0
KKG
5
4
3
2
1
0
KKL
5
4
3
2
1
0
121
Figur 4
Brennstabschäden (Anzahl Stäbe), 2002–2011
5
KKB 1, 2
Anzahl Stäbe
4
3
2
1
0
01/02 02/03 03/04 04/05 05/06 06/07 07/08 08/09 09/10 10/11
Jahr
5
KKM
geringfügige Schädena
Anzahl Stäbe
4
3
2
1
0
01/02 02/03 03/04 04/05 05/06 06/07 07/08 08/09 09/10 10/11
Jahr
5
KKG
Anzahl Stäbe
4
6
geringfügige Schädena
grössere Schädenb
3
2
1
0
01/02 02/03 03/04 04/05 05/06 06/07 07/08 08/09 09/10 10/11
Jahr
5
KKL
Anzahl Stäbe
4
grössere Schädenb
3
2
1
0
01/02 02/03 03/04 04/05 05/06 06/07 07/08 08/09 09/10 10/11
Jahr
a
z.B. Haarrisse im Hüllrohr
bz.B.
grosser Riss oder Bruch
des Hüllrohrs mit Brennstoffauswaschung
122
Figur 5
Jahreskollektivdosen (Personen-Sv/Jahr) der Kernanlagen, 1979–2011
12
Personen-Sv/Jahr
10
8
6
KKB 1+2
4
KKM
2
KKG
KKL
PSI
0
ZZL
79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94 95 96 97 98 99 00 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11
Jahr
KKB 1 + 2
KKL
KKM
KKG
ZZL
PSI
123
Figur 6
Berechnete Dosen für die meistbetroffenen Personen (Erwachsene) in der Umgebung der schweizerischen KKW
1
Quellenbezogener Dosisrichtwert (0.3 mSv)
0,1
KKB 1, 2
mSv im jeweiligen Jahr
KKM
KKG
KKL
0,01
0,001
0,0001
1992
1994
1996
1998
2000
2002
2004
2006
2008
2010
Jahr
Diese Werte sind mit Vorsicht zu geniessen, da im Laufe der Zeit die Berechnungsgrundlagen für die Dosisberechnungen
mehrmals geändert wurden.
124
Figur 7a
Funktionsschema eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
Zwischenüberhitzer
Druckhalter
Wasserabscheider
G
Dampferzeuger
Primärkreislauf
Kernreaktor
Hauptkühlmittelpumpe
Hochdruckturbine
Hochdruckvorwärmer
Niederdruckturbine
Generator
Sekundärkreislauf
Kühlkreislauf
(Fluss oder Kühlturm)
Kondensator
Speisewasserpumpe
Niederdruckvorwärmer
Figur 7b
Funktionsschema eines Kernkraftwerks mit Siedewasserreaktor
Zwischenüberhitzer
Wasserabscheider
Hochdruckturbine
Umwälzpumpe
Kernreaktor
Niederdruckturbine
Hochdruckvorwärmer
G
Generator
Kühlkreislauf
(Fluss oder Kühlturm)
Kondensator
Speisewasserpumpe
Niederdruckvorwärmer
125
Verzeichnis der Abkürzungen
ADAM
Accident Diagnostics, Analysis and Management
ADREuropean Agreement concerning the International Carriage of Dangerous Goods by Road
AIRS
Advanced Incident Reporting System
ALARA
«As low as reasonably achievable» (so gering wie vernünftigerweise erreichbar)
Konzept der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) zur Dosisbegrenzung
AM
Accident Management
ANPA
System zur automatischen Übertragung der Anlageparameter der KKW zum ENSI
AÜP
Alterungsüberwachungsprogramm
ASME
American Society of Mechanical Engineers
BAG
Bundesamt für Gesundheit
BFE
Bundesamt für Energie
Bq
Becquerel
BZL
Bundeszwischenlager
BE
Brennelement
CFS
Commission franco-suisse de sûreté nucléaire et de radioprotection
CIS/DAISY
Chemie Informationssystem/Daten-Analyse- und Informationssystem
CNS
Convention on Nuclear Safety
DSKDeutsch-Schweizerische Kommission für die Sicherheit kerntechnischer Einrichtungen
DWR
Druckwasserreaktor
ENSI
Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat
EOR
Einsatzorganisation bei erhöhter Radioaktivität
EPFL
Ecole Polytechnique Fédérale de Lausanne
ETH
Eidgenössische Technische Hochschule
GSKL
Gruppe der schweizerischen Kernkraftwerksleiter
GWh
Gigawattstunde = 109 Wattstunden
HAA
Hochradioaktive Abfälle
HRA
Human Reliability Anlaysis
HSK
Hauptabteilung für die Sicherheit der Kernanlagen (heute: ENSI)
IAEA
International Atomic Energy Agency (Internationale Atomenergieagentur), Wien
IGA
Institut de Génie Atomique, Lausanne
INES
International Nuclear Event Scale (Internationale Ereignisskala)
IRA
Institut de radiophysique appliquée, Lausanne
IRS
Incident Reporting System
KEG
Kernenergiegesetz
KEV
Kernenergieverordnung
KKB
Kernkraftwerk Beznau
KKG
Kernkraftwerk Gösgen
KKL
Kernkraftwerk Leibstadt
126
KKM
Kernkraftwerk Mühleberg
KKW
Kernkraftwerk
KNE
Kommission Nukleare Entsorgung
KNS
Eidgenössische Kommission für nukleare Sicherheit
KOMABC
Eidgenössische Kommission für ABC Schutz
KSREidgenössische Kommission für Strahlenschutz und Überwachung der Radioaktivität
kV
Kilovolt = 103 Volt, Spannungseinheit
LMA
Langlebige mittelradioaktive Abfälle
LOCA
Loss of coolant accident
LWR
Leichtwasserreaktor
MAA
Mittelradioaktive Abfälle
MADUKMessnetz zur automatischen Dosisleistungsüberwachung in der Umgebung der Kernanlagen
MIF
Medizin, Industrie und Forschung
MOX
Uran-Plutonium-Mischoxid
mSv
Millisievert = 10–3 Sievert
µSv
Mikrosievert = 10–6 Sievert
MW
Megawatt = 106 Watt, Leistungseinheit
MWe
Megawatt elektrische Leistung
MWth
Megawatt thermische Leistung
NADAM
Netz für die automatische Dosisleistungsmessung und -alarmierung
Nagra
Nationale Genossenschaft für die Lagerung radioaktiver Abfälle
NAZ
Nationale Alarmzentrale, Zürich
NEA
Nuclear Energy Agency, Kernenergieagentur der OECD, Paris
NFO
Notfallorganisation
NOK
Nordostschweizerische Kraftwerke AG
NRC
Nuclear Regulatory Commission, USA
NTB
Nagra Technischer Bericht
OECD
Organisation for Economic Co-operation and Development
OSART
Operational Safety Review Team (IAEA)
Pers.-mSv
Personen-Millisievert = 10–3 Personen-Sievert
Pers.-Sv
Personen-Sievert = Kollektivstrahlendosis
PSA
Probabilistische Sicherheitsanalyse
PSI
Paul Scherrer Institut, Würenlingen und Villigen
PSÜ
QM
Qualitätsmanagement
QS
Qualitätssicherung
RCIC
Reaktorkernisolations-Kühlsystem
RDB
Reaktordruckbehälter
REFUNA
Regionale Fernwärmeversorgung Unteres Aaretal
RID
Regulations concerning the International Carriage of Dangerous Goods by Rail
SAA
Schwachradioaktive Abfälle
SAMG
Severe Accident Management Guidance
127
SMA
Schwach- und mittelradioaktive Abfälle
StSG
Strahlenschutzgesetz
StSV
Strahlenschutzverordnung
SUVA
Schweizerische Unfallversicherungsanstalt, Luzern
Sv
Sievert = Strahlendosisäquivalent (1 Sv = 100 rem)
SVTI
Schweizerischer Verein für Technische Inspektionen
SWR
Siedewasserreaktor
TBq
Terabecquerel (1 TBq = 1012 Bq)
TL-Behälter Transport- und Lagerbehälter
128
TLD
Thermolumineszenz-Dosimeter
UVEK
Eidgenössisches Departement für Umwelt, Verkehr, Energie und Kommunikation
WANO
World Association of Nuclear Operators
WENRA
Western European Nuclear Regulators’ Association
Wh
Wattstunde
ZWIBEZ
Zwischenlager für radioaktive Abfälle, KKW Beznau
ZWILAG
Zwischenlager Würenlingen AG
Herausgeber
Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI
CH-5200 Brugg
Telefon +41 (0)56 460 84 00
Telefax +41 (0)56 460 84 99
info@ensi.ch
www.ensi.ch
Zusätzlich zu diesem Aufsichtsbericht…
…informiert das ENSI in weiteren jährlichen Berichten aus seinem Arbeits- und Aufsichtsgebiet (Erfahrungs- und Forschungsbericht, Strahlenschutzbericht, Tätigkeits- und Geschäftsbericht des ENSI-Rates).
ENSI-AN-7870
ISSN 1661-2876
© ENSI, Juni 2012
130
ENSI-AN-7870
ISSN 1661-2876
ENSI, CH-5200 Brugg, Industriestrasse 19, Telefon +41 (0)56 460 84 00, Fax +41 (0)56 460 84 99, www.ensi.ch

Aufsichtsbericht 2011

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