Technisches Forum Kernkraftwerke

Frage 46: Reaktoren in Frankreich, Spannungsrisskorrosion

Reaktoren in Frankreich, Spannungsrisskorrosion

Sachverhalt: Vorkommnisse in Frankreich

Seit Ende des letzten Jahres häufen sich die Meldungen über vermutete oder tatsächlich schon festgestellte Spannungsrisskorrosionen an den Sicherheits-Einspeise- und Nachkühlsystemen bei französischen Reaktoren. Mittlerweile wurden 12 Reaktoren deswegen ausser Betrieb genommen (EDF: Point d’actualité sur le phénomène de corrosion sous contrainte et ajustement de l’estimation de production nucléaire en France pour 2022 https://www.edf.fr/groupe-edf/espaces-dedies/journalistes/tous-les-communiques-de-presse/point-actualite-nucleaire-du-18-mai-2022).

Gemäss deutscher Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) besteht diese Sicherheitsrelevanz (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS): Sicherheitsrelevante Schäden im Sicherheits-Einspeisesystem französischer Kernkraftwerke (Stand: 03.08.) https://www.grs.de/de/aktuelles/sicherheitsrelevante-schaeden-im-sicherheits-einspeisesystem-franzoesischer):

Wenn die Risse im fortlaufenden Betrieb eine bestimmte Größe erreichen, kann es – insbesondere bei einer zusätzlichen mechanischen Belastung – zu einem Leck oder Bruch einer der betroffenen Leitungen kommen. Da zwischen dem Ort der Rissbefunde und dem Primärkreislauf eine direkte Verbindung besteht, käme es dann zu einem Kühlmittelverluststörfall.

Es sind Szenarien denkbar, bei denen mechanische Belastungen gleichzeitig auf alle betroffenen Leitungen des Sicherheits-Einspeisesystems wirken, z. B. im Fall eines schwereren Erdbebens. Käme es in einem solchen Fall zum gleichzeitigen Abriss mehrerer dieser Leitungen, wären Kernschäden bis hin zu einer Kernschmelze nur zu verhindern, wenn weitere Notfallmaßnahmen zur Reaktorkühlung erfolgreich umgesetzt werden könnten.

Die französische IRSN ist noch etwas spezifischer (Bild und Text, IRSN: Detection of cracks in pipes of the emergency core cooling system of the reactors No. 1 and No. 2 of the Civaux nuclear power plant https://www.irsn.fr/EN/newsroom/News/Pages/20211216-Detection-of-cracks-in-pipes-of-the-emergency-core-cooling-system-of-reactors-of-the-Civaux-nuclear-power-plant.aspx)

If these faults develop in the emergency core cooling system piping, it could lead to a leak or a break. If this break occurs on a pipe, this leads to a loss of coolant accident, the damaged elbows being located downstream of the isolation valves of the emergency core cooling system. The emergency core cooling system train unaffected by the breach would then ensure the injection of water into the primary circuit and the cooling of the core. If, on the other hand, this rupture or leak occurs simultaneously on several pipes, the cooling of the reactor core could potentially no longer be ensured. Events such as an earthquake (generating mechanical stresses in the involved pipes) or start-up of the emergency core cooling system (causing cold water to enter hot pipes) can simultaneously stress these circuits.

Der Vorgang ist insbesondere darum bemerkenswert, als dass die Befunde an zwei ganz unterschiedlichen Sicherheitssystemen und auch bei mehreren Reaktorgenerationen (N4 und P’4, in geringerem Mass auch P4 und 900MW Reaktoren) festgestellt wurden, nachdem entsprechende Untersuchungen ausgeweitet wurden. Die grosse Anzahl unplanmässiger Ausserbetriebnahmen zeigt, dass die französische Betreiberin überrascht wurde. Es stellen sich Fragen, wie lange schon die Spannungsrisskorrosion unentdeckt fortgeschritten sind bzw. ob die Prüfdichte, -methoden und -intervalle adäquat sind.

Die französische Aufsichtsbehörde ASN ist denn auch der Ansicht, dass sich die Wissenslage über das Phänomen der Spannungsrisskorrosion noch in Entwicklung befindet, und dass das Kontrollprogramm angepasst werden muss, wenn die Überprüfungen oder Analysen neue Elemente ans Licht führen (Phénomène de corrosion sous contrainte affectant les réacteurs électronucléaires, 27.7.2022 https://www.asn.fr/l-asn-informe/actualites/corrosion-sous-contrainte-l-asn-considere-que-la-strategie-de-controle-d-edf-est-appropriee):

L’ASN considère que les connaissances sur le phénomène de CSC sont encore évolutives et que le programme de contrôle devra être adapté si les contrôles ou analyses mettent en évidence des éléments nouveaux.

Hier stellt sich wiederum die Frage, ob es nicht umgekehrt sein müsste, dass das Kontrollprogramm vorsorglich ausgeweitet werden muss, bis sich die Wissenslage auf einem belastbaren Niveau stabilisiert hat.

Fragen an das ENSI

A. Welche Untersuchungen und Massnahmen hat das ENSI auf Grund der Ereignisse eingeleitet?
B. Haben die Betreiber spontan reagiert (siehe auch Frage N), oder hat das ENSI die Initiative ergriffen?
C. Gibt es bei Schweizer Anlagen ähnliche Konstruktionen? Angesichts der Verschiedenheit der betroffenen Leitungen und Reaktorgenerationen, welche Abgrenzungen nimmt das ENSI dabei vor?
D. Ist eine Überprüfung vergleichbarer Qualität, wie sie nun in Frankreich Befunde erbracht hat, gewährleistet?
E. Falls ja, wie häufig wird diese durchgeführt? Wann wurde sie zuletzt durchgeführt (pro AKW)?
F. Sind dem ENSI die Gründe bekannt, weshalb die Befunde so überraschend kamen? Sind solche Überraschungen in der Schweiz ausgeschlossen?
G. Welche Haltung hat das ENSI zur Wissenslage über das Phänomen der Spannungsrisskorrosion?
H. Wie geht man generell mit Wissenslagen um, die sich als noch «in Entwicklung befindlich» («évolutives») erweisen? Muss hier nicht vorsorglich die Überprüfungsdichte (zeitlich und örtlich) deutlich ausgeweitet werden? Oder gilt bis zum Beweis eines konkreten Problems das «Prinzip Hoffnung»?
I. Wurden aufgrund der Ereignisse neue Abklärungen/Forschungen aufgegleist?
J. Fliessen die Erkenntnisse aus diesen Ereignissen in die Revisionen von Richtlinien zur Überprüfung des IST-Zustandes der Anlage ein? (Gemeint sind Revisionen von Richtlinien, welche das ENSI im Zusammenhang mit Frage 44 (Schockabsorber Beznau Notstromdiesel) in Aussicht gestellt hat.)
K. Die Spannungsrisskorrosionen können einen Störfall sowohl selbst auslösen (spontaner Bruch), als auch bei der Beherrschung eines anderen Störfalles als latente Fehler auftreten, wodurch dann die geplante Störfallbeherrschung bzw. das Sicherheitssystem nicht verfügbar ist, bzw. zusätzlich zum eigentlichen Störfall noch ein Kühlmittelverluststörfall (LOCA) vorliegt. Letzteres etwa wie die GRS ausführt im Erdbebenfall oder weil (wie die IRSN im Zitat erwähnt) erst im Anforderungsfall kaltes Wasser in die Leitung schiesst (thermischer Schock). Es werden dann wohl auch deutlich erhöhte mechanische Belastungen auftreten, allein schon durch die Fliehkraft des Wassers in den betroffenen Rohrbeugen, Wasserhammer (https://de.wikipedia.org/wiki/Drucksto%C3%9F) usw. Wie sind solche dualen Fehlerpfade sicherheitstechnisch zu bewerten?
L. Ist es gemäss diesen Überlegungen richtig, dass an Leitungen, die unter Störfallbedingungen stärker als im Normalbetrieb belastet werden, Leck-vor-Bruch Nachweise unzulässig sind?
M. In früheren Nachweisdokumenten finden sich noch folgende Aussagen des ENSI, wo die Sicherheit gleichsam «per Dekret» und unabhängig von realitätsbezogenen Sicherheitsüberlegungen «festgestellt» wurde: Bei einem SSE [Anm. Erdbeben-Auslegungsstörfall] muss nicht gleichzeitig mit einem Kühlmittelverluststörfall gerechnet werden. Somit bleibt der Reaktorkühlkreislauf intakt, und der Einschluss der radioaktiven Stoffe ist gewährleistet. In der Schweiz wird die Ereigniskombination „SSE + LOCA“ als Auslegungsstörfall nicht verlangt. Wie steht das ENSI heute (und angesichts der vorliegend dokumentierten postulierten Versagenskaskaden) zu diesen Aussagen? (KKW Beznau II: Gutachten zum Gesuch der NOK um Aufhebung der Befristung der Betriebsbewilligung, 2004, Seite 7-27 ENSI: Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des KKM, 2007, Seite 6-1)

Fragen an die Schweizer Betreiberinnen (einzeln)

N. Gemäss Gesetzgebung (Art. 22 Abs. 2 Bst. h KEG.) sind die Betreiber (und nicht etwa das ENSI) in der Verantwortung, solche «Betriebserfahrung» auf die eigenen Anlagen zu übertragen und zu untersuchen, ob ähnliches vorliegen könnte. Es interessiert, wie diese anspruchsvolle Verpflichtung erfüllt wird. Welche Massnahmen wurden wann getroffen? Wie organisieren sich die Betreiber national/international?

Thema	Spannungsrisskorrosion	Bereich	Kernkraftwerke
Eingegangen am	11. August 2022	Fragende Instanz	Fragen aus der Bevölkerung \| Vertreter von NGOs
Status	beantwortet
Beantwortet am	18. November 2022	Beantwortet von	ENSI, Kernkraftwerk Beznau, Kernkraftwerk Gösgen, Kernkraftwerk Leibstadt

Beantwortet von ENSI

A. Welche Untersuchungen und Massnahmen hat das ENSI auf Grund der Ereignisse eingeleitet?

Das ENSI hat aufgrund der Informationen zu den auf Spannungsrisskorrosion zurückzuführenden Anzeigen in französischen Druckwasserreaktoren mit den Betreibern der Schweizer Druckwasserreaktoren (DWR) abgeklärt, auf welche Leitungsabschnitte eine Übertragbarkeit nach derzeitigem Wissensstand gegeben sein könnte und welche Schweissnähte in diesen Bereichen in den Jahreshauptrevisionen 2022 einer Sonderprüfung zu unterziehen sind.

B. Haben die Betreiber spontan reagiert (siehe auch Frage N), oder hat das ENSI die Initiative ergriffen?

Die Betreiber haben proaktiv agiert.

C. Gibt es bei Schweizer Anlagen ähnliche Konstruktionen? Angesichts der Verschiedenheit der betroffenen Leitungen und Reaktorgenerationen, welche Abgrenzungen nimmt das ENSI dabei vor?

In den Schweizer DWR gibt es keine so langen, nicht absperrbaren Leitungsabschnitte, die den Reaktorkreislauf einbinden, wie in den französischen DWR (vgl. Abb. 1).

Zur Abgrenzung wurden folgende Kriterien verwendet: Es sind Schweissnähte in nicht absperrbaren Abschnitten von Leitungen zu betrachten, die den Reaktorkreislauf einbinden. Dabei sind die nicht absperrbaren Leitungsabschnitte nicht kontinuierlich durchströmt und von sicherheitstechnischer Relevanz.

Abb. 1: Strömungsbedingungen in nicht absperrbaren Leitungsabschnitten während Normalbetrieb. Die Farbgebung der Pfeile illustriert die abnehmende Temperatur im betrachteten Leitungsabschnitt mit zunehmenden Abstand zum Reaktorkreislauf bis auf etwa Umgebungstemperatur. Das Leitungsschema ist aus /1/ entnommen.

D. Ist eine Überprüfung vergleichbarer Qualität, wie sie nun in Frankreich Befunde erbracht hat, gewährleistet?

Ja.

F. Sind dem ENSI die Gründe bekannt, weshalb die Befunde so überraschend kamen? Sind solche Überraschungen in der Schweiz ausgeschlossen?

Die Werkstoffe, die in den französischen Kernkraftwerken (KKW) in den betroffenen Bereichen verwendet werden, sind unter den in DWR eingestellten Betriebsbedingungen nicht anfällig für Spannungsrisskorrosion (SpRK) (vgl. Abb. 2).

Die in Frankreich verwendete Ultraschall-(UT)-Prüftechnik war nicht für das Detektieren von SpRK-Rissen qualifiziert. Daher wurden erst relativ grosse bzw. lange Risse als zu bewertende Anzeigen erfasst.

Abb. 2: Kritische Faktoren für das Auftreten von Spannungsrisskorrosion (SpRK) nach /2/.

Derartige überraschende Befunde sind grundsätzlich nie vollständig auszuschliessen, jedoch ist die in den Schweizer KKW bei der Prüfung von Schweissnähten in den betroffenen Leitungsabschnitten verwendete manuelle UT-Prüftechnik für das Detektieren von SpRK-Rissen qualifiziert.

Um unzulässige Schäden an sicherheitsrelevanten Komponenten ihrer Anlagen zu vermeiden, führen die Betreiber folgende weitere Massnahmen durch:

Durchführung von Alterungsüberwachungsprogrammen gemäss Richtlinie ENSI-B01
Durchführung von Wiederholungsprüfprogrammen (Wiederkehrende zerstörungsfreie Prüfungen) gemäss den Richtlinien ENSI-B07 und ENSI-B08
Durchführung von Instandhaltungsprogrammen gemäss Richtlinie ENSI-B06
Durchführung von Ermüdungsüberwachungsprogrammen gemäss Richtlinie ENSI-B01
Anwendung von Leckageüberwachungssystemen.

G. Welche Haltung hat das ENSI zur Wissenslage über das Phänomen der Spannungsrisskorrosion?

Der Mechanismus der SpRK ist sehr gut untersucht. Der Kenntnisstand zu den Grundvoraussetzungen für ihr Auftreten ist sehr hoch.

Bei den Befunden in den französischen DWR bestehen Fragen zu den dort herrschenden Betriebsbedingungen, aber nicht grundsätzliche Fragen zum Phänomen SpRK.

Das ENSI unterstützt Forschungsprogramme zur Klärung noch offener Fragen auf dem Gebiet.

H. Wie geht man generell mit Wissenslagen um, die sich als noch «in Entwicklung befindlich» («évolutives») erweisen? Muss hier nicht vorsorglich die Überprüfungsdichte (zeitlich und örtlich) deutlich ausgeweitet werden? Oder gilt bis zum Beweis eines konkreten Problems das «Prinzip Hoffnung»?

«In Entwicklung befindlich» sind nicht nur Erkenntnisse aus Betriebserfahrungen in vergleichbaren Anlagen, sondern auch der Stand von Wissenschaft und Technik. Beides ist gemäss Art. 36 der Kernenergieverordnung (KEV) durch die Betreiber zu verfolgen.

Auch das ENSI verfolgt neue Erkenntnisse eng und prüft, inwieweit daraus Erkenntnisse für die Sicherheit der Kernanlagen abgeleitet werden können und ob Massnahmen zu ergreifen sind.

Die Überprüfungsdichte ist mit den Sonderprüfungen in den Jahreshauptrevisionen (JHR) 2022 ausgeweitet worden. Die Ergebnisse bestätigen, dass kein latenter Fehler zu unterstellen ist.

I. Wurden aufgrund der Ereignisse neue Abklärungen/Forschungen aufgegleist?

In Frankreich werden Abklärungen zu den Ursachen (insbesondere zu den dort herrschenden Betriebsbedingungen) durchgeführt.

Solange die Ursachenklärung in Frankreich noch nicht abgeschlossen ist, führen das ENSI und die schweizerischen KKW Abklärungen aufgrund des jeweils aktuell vorliegenden Zwischenstandes der neuen Erkenntnisse aus Frankreich durch.

J. Fliessen die Erkenntnisse aus diesen Ereignissen in die Revisionen von Richtlinien zur Überprüfung des IST-Zustandes der Anlage ein? (Gemeint sind Revisionen von Richtlinien, welche das ENSI im Zusammenhang mit Frage 44 (Schockabsorber Beznau Notstromdiesel) in Aussicht gestellt hat.)

Ja.

Erkenntnisse aus Vorkommnissen und internationalen Meldungen fliessen in die Aufsichtstätigkeit des ENSI ein und finden damit Berücksichtigung bei der Revision von Richtlinien.

K. Die Spannungsrisskorrosionen können einen Störfall sowohl selbst auslösen (spontaner Bruch), als auch bei der Beherrschung eines anderen Störfalles als latente Fehler auftreten, wodurch dann die geplante Störfallbeherrschung bzw. das Sicherheitssystem nicht verfügbar ist, bzw. zusätzlich zum eigentlichen Störfall noch ein Kühlmittelverluststörfall (LOCA) vorliegt. Letzteres etwa wie die GRS ausführt im Erdbebenfall oder weil (wie die IRSN im Zitat erwähnt) erst im Anforderungsfall kaltes Wasser in die Leitung schiesst (thermischer Schock). Es werden dann wohl auch deutlich erhöhte mechanische Belastungen auftreten, allein schon durch die Fliehkraft des Wassers in den betroffenen Rohrbeugen, Wasserhammer (https://de.wikipedia.org/wiki/Drucksto%C3%9F) usw. Wie sind solche dualen Fehlerpfade sicherheitstechnisch zu bewerten?

Ein spontaner Bruch einer nicht absperrbaren Sicherheitseinspeiseleitung gehört zum Spektrum der Auslegungsstörfälle, deren Beherrschung in den Schweizer KKW nachgewiesen ist.

Die Ergebnisse der durchgeführten Prüfungen und Sonderprüfungen in den schweizerischen DWR bestätigen, dass kein latenter Fehler zu unterstellen ist.

Im Rahmen der Auslegung der Schweizer KKW ist der Nachweis zu erbringen, dass ein durch anderweitige Störfallbelastungen ausgelöster Kühlmittelverluststörfall (LOCA) ausgeschlossen werden kann. Durch die Betriebsüberwachung wird sichergestellt, dass diese Nachweise ihre Gültigkeit behalten. Andernfalls wäre (wie in Frankreich) der weitere Betrieb nicht zulässig.

L. Ist es gemäss diesen Überlegungen richtig, dass an Leitungen, die unter Störfallbedingungen stärker als im Normalbetrieb belastet werden, Leck-vor-Bruch Nachweise unzulässig sind?

Nein, aufgrund der vorhergehenden Darlegungen:

Die Beherrschung spontaner Brüche ist nachgewiesen.
Latente Fehler sind nicht zu unterstellen.
Nachweise, dass ein durch anderweitige Störfallbelastungen ausgelöster LOCA ausgeschlossen werden kann, sind erbracht.
Die Betriebsüberwachung stellt sicher, dass diese Nachweise ihre Gültigkeit behalten.

Der Zweck von Leck-vor-Bruch-Nachweisen ist die «Defence in Depth». Selbst wenn aufgrund der erfolgten Überprüfungen klar ist, dass keine latenten Fehler zu unterstellen sind, wird als zusätzliche Sicherheit ein hypothetisch angesetzter Anfangsfehler angenommen und dessen sicherheitstechnische Folgen überprüft. Im Rahmen dieses Nachweises wird berechnet, wie gross die Risswachstumsgeschwindigkeit wäre, ob also erst ein (detektierbares) Leck auftritt, aufgrund dessen die Anlage abgefahren würde, oder ob der Fehler so schnell zu einem Bruch anwächst, dass ein LOCA entstünde.

M. In früheren Nachweisdokumenten finden sich noch folgende Aussagen des ENSI, wo die Sicherheit gleichsam «per Dekret» und unabhängig von realitätsbezogenen Sicherheitsüberlegungen «festgestellt» wurde: Bei einem SSE [Anm. Erdbeben-Auslegungsstörfall] muss nicht gleichzeitig mit einem Kühlmittelverluststörfall gerechnet werden. Somit bleibt der Reaktorkühlkreislauf intakt, und der Einschluss der radioaktiven Stoffe ist gewährleistet. In der Schweiz wird die Ereigniskombination „SSE + LOCA“ als Auslegungsstörfall nicht verlangt. Wie steht das ENSI heute (und angesichts der vorliegend dokumentierten postulierten Versagenskaskaden) zu diesen Aussagen? (KKW Beznau II: Gutachten zum Gesuch der NOK um Aufhebung der Befristung der Betriebsbewilligung, 2004, Seite 7-27 ENSI: Sicherheitstechnische Stellungnahme zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung des KKM, 2007, Seite 6-1)

Die Beherrschung des Auslegungsstörfalls Erdbeben (SSE) ist für die Schweizer KKW nachzuweisen. Hierbei sind nur Systeme, Strukturen und Komponenten zu kreditieren, deren erforderliche Standsicherheit, Integrität sowie Funktion bei den entsprechenden Erdbebenbelastungen nachgewiesen ist. Diese Überprüfungen umfassen u. a. auch den Nachweis der Integrität des Reaktorkühlkreislaufs.

Voraussetzung für diesen Nachweis ist, dass die in der Auslegung geforderte Qualität des Reaktorkühlkreislaufes nach bisherigem wie auch beim weiteren Betrieb abgesichert ist.

/1/ IRS Report Number 9063, «Detection of Stress Corrosion Cracking in Stainless Steel Pipes of the Emergency Core Cooling System of Civaux Nuclear Power Plant Reactors 1 & 2”, IAEA, Vienna 2022-02-08

/2/ IAEA Nuclear Energy Series No. NP-T-3.13, «Stress Corrosion Cracking in Light Water Reactors: Good Practices and Lessons Learned”, Vienna 2011

Beantwortet von Kernkraftwerk Beznau

D. Ist eine Überprüfung vergleichbarer Qualität, wie sie nun in Frankreich Befunde erbracht hat, gewährleistet?

Anhand der bisher vorliegenden Informationen ist die im KKB eingesetzte und nach ENSI-Richtlinie B07 qualifizierte Prüftechnik mit der Prüftechnik in Frankreich vergleichbar. Die eingesetzte Technik ist gemäss der bisherigen internationalen Erfahrung in Druckwasseranlagen zur Detektion und Grössenbestimmung von Ermüdungsrissen qualifiziert.

Aufgrund der aktuellen Erfahrungen in den französischen Anlagen wird die im KKB ab 2023 eingesetzte Prüftechnik für austenitische Rohrleitungen grundsätzlich für die Detektion und Grössenbestimmung von SpRK qualifiziert sein.

E. Falls ja, wie häufig wird diese durchgeführt? Wann wurde sie zuletzt durchgeführt (pro AKW)?

Die wiederkehrenden Prüfungen an den Rohrleitungsschweissnähten in der primären druckführenden Umschliessung haben gemäss SVTI-Festlegung NE-14 ein Prüfintervall von zehn Jahren.

Die letzten Prüfungen wurden in den Jahren 2013 bis 2019 durchgeführt. Die nächsten Prüfungen sind in den Jahren 2023 bis 2029 geplant.

Aufgrund der internationalen Erfahrungen in belgischen Anlagen wurden 2019 und 2020 zusätzliche qualifizierte visuelle Prüfungen von innen und auf SpRK qualifizierte Ultraschallprüfungen an den Sicherheitseinspeise-Leitungen in das Reaktordruckgefäss durchgeführt.

Aufgrund von Rissbefunden in Rohrleitungsschweissnähten der Nachkühl- und Sicherheits-Einspeisesysteme in den französischen Kernkraftwerken wurden im Jahr 2022 im Block 1 zusätzlich fünf Schweissnähte an am ehesten vergleichbaren Positionen einer für SpRK qualifizierten Ultraschallprüfung unterzogen.

Bei allen bisher durchgeführten Prüfungen wurden im KKB keine Anzeichen auf SpRK festgestellt.

N. Gemäss Gesetzgebung (Art. 22 Abs. 2 Bst. h KEG.) sind die Betreiber (und nicht etwa das ENSI) in der Verantwortung, solche «Betriebserfahrung» auf die eigenen Anlagen zu übertragen und zu untersuchen, ob ähnliches vorliegen könnte. Es interessiert, wie diese anspruchsvolle Verpflichtung erfüllt wird. Welche Massnahmen wurden wann getroffen? Wie organisieren sich die Betreiber national/international?

Es ist die erklärte Absicht des KKB, in Übereinstimmung mit der KEV Art. 36 Abs. 3, wie auch gemäss geltenden ENSI-Richtlinien und gemäss der Verpflichtung aus der Mitgliedschaft bei der WANO, den ständigen Austausch von Betriebserfahrungen mit den übrigen Kernkraftwerken der Welt sowie mit System- und Komponentenlieferanten zu pflegen und zu fördern (Vgl. dazu auch «Nukleare Sicherheitscharta – die Selbstverpflichtung von Axpo» https://www.axpo.com/ch/de/ueber-uns/energiewissen.detail.html/energiewissen/kernenergie.html)

Dabei werden eine Vielzahl an Quellen für die externe Ereignisauswertung verwendet, z.B. Meldungen der WANO, von internationalen Behörden wie der IAEA (IRS-Meldungen), der GRS, des ENSI, des Anlagenherstellers, der schweizerischen Kernkraftwerke und andere (z.B. Lieferanten). [Diese Auflistung ist nicht abschliessend.]

Die Vorgehensweise bei der Auswertung von externen Vorkommnissen ist im KKB-Prozess eingebettet.

Ereignis-Quellen werden kontinuierlich ausgewertet (Screening).

Die massgebende Frage ist immer, ob ein ähnliches Ereignis im eigenen Werk möglich wäre oder ob daraus etwas gelernt werden kann.

Die ausgewählten externen Ereignisse werden in einem multidisziplinären Arbeitsteam bewertet.

Die Analyse der Übertragbarkeit der externen Ereignisse auf das KKB erfolgt nach den folgenden Kriterien:

«Relevant»: Als «relevant» werden diejenigen Ereignisse klassiert, die vertieft analysiert und dokumentiert werden sollen. Allfällige aus der vertieften internen Analyse resultierende Massnahmen werden umgesetzt.
«Interessant»: Dieses Kriterium wird für Ereignisberichte gewählt, die keine internen Analysen erfordern, jedoch zur Information und Kenntnisnahme den Mitarbeitenden übermittelt werden.
«Uninteressant»: Dieses Kriterium wird für Ereignisberichte gewählt, die weder in die Kategorie «relevant» noch in die Kategorie «interessant» fallen.

Bemerkung: Der Befund «Weld defects found at Civaux plant in France, shutting multiple units» wurde als «relevant» eingestuft.

Prozess/Bearbeitung externer Ereignisse – am Bespiel «Civaux»

Termin/Periode	Thema	Aktion	Bemerkungen
Dezember 2021	Erste konkrete Meldungen des Ereignisses im KKW Civaux und Chooz	Bildung einer Task Force im KKB; Monitoring, Screening, Bewertung
Januar 2022	Zusätzliche Recherchen/ Bewertungen	Zusätzliche Infos über NucNet, GRS, diverse zusätzlich betroffene KKWs (Penly u.a.) und Eingrenzung der betroffenen Stellen
Februar 2022	Bewertungen hinsichtlich Übertragbarkeit	Informationen von div. Stellen, auch IRS und WANO Interne Betrachtung auf allfällige Übertragbarkeit durch KKB
März 2022	Internationaler Austausch Thematisierung der Problematik u.a. an Workshop mit EPRI durchgeführt im KKB	Informationen von div. Stellen, auch IRS und WANO Interne Betrachtung auf allfällige Übertragbarkeit aufs KKB
August 2022	Internationaler Austausch	dito
September 2022	Teilnahme Fachspezialisten von KKB und EPRI an Expert Panel in Frankreich	Thematisierung an internationaler Fachkonferenz, Teilnahme durch KKB Erkenntnis: N4/P4-Reaktoren (1450/1300MW) betroffen Bislang liegen keine Erkenntnisse vor, dass kleinere Anlagen (wie auch das KKB) betroffen sind
Oktober 2022	Internationaler Austausch und Monitoring	dito
2023 (laufend)	Monitoring	Entsprechend weiterer Erkenntnisse -> Beschluss allfälliger weiterer Massnahmen

Schlussbemerkungen

Durch gezielte Auswertung der Erfahrungsberichte aus anderen Anlagen und durch konsequente Umsetzung der für die Werke relevanten Erkenntnisse in administrative und technische Massnahmen soll die Sicherheit, Verfügbarkeit und Umweltverträglichkeit der Anlage erhalten bzw. verbessert werden. Dies erfolgt in Übereinstimmung mit der KEV Art. 36 Abs.3.

Die Prozesse in den Werken werden regelmässig durch externe Stellen überprüft (z.B. durch eine Qualitätsauditstelle, ENSI Inspektionen, WANO Peer Review). Darunter fällt auch der Prozess zur Auswertung von externen Betriebserfahrungen.

Der Prozess «externe Betriebserfahrung» ist in den Werken etabliert und umfasst die Quellen, die Vorwahl und die Übertragbarkeitsanalyse. Daraus werden allfällige Verbesserungsmassnahmen abgeleitet und umgesetzt.

Eine Rapportierung der gewonnenen Erkenntnisse erfolgt jeweils im KKB Monatsbericht.

Die GSKL-Arbeitsgruppe («Externe Ereignisse») mit Vertretern aller Werke trifft sich in regelmässigen Abständen. Somit ist der werksübergreifende Austausch gewährleistet.

Beantwortet von Kernkraftwerk Gösgen

D. Ist eine Überprüfung vergleichbarer Qualität, wie sie nun in Frankreich Befunde erbracht hat, gewährleistet?

Ja.

E. Falls ja, wie häufig wird diese durchgeführt? Wann wurde sie zuletzt durchgeführt (pro AKW)?

Qualifizierte Prüfungen werden nach Vorgaben der Richtlinie ENSI-B07 qualifiziert. Die Qualifizierung des Prüfsystems (Prüfequipment, Personal, etc.) auf Risse erfolgt durch die schweizerische Qualifizierungsstelle und dem ENSI.

Im Rahmen des Wiederholprüfprogramms wurden die Schweissnähte in den Bereichen gemäss SVTI-Festlegung NE-14 geprüft, in einem Intervall von 10 Jahren. Über die Betriebszeit des KKG konnten keine rissartigen Anzeigen festgestellt werden.

Die letzten Prüfungen wurden 2019, 2021 und 2022 durchgeführt, die nächsten Prüfungen finden 2023, 2024 und 2025 statt.

In der Revision 2022 wurde das Prüfprogramm erweitert und zusätzlich 8 Schweissnähte in 2 Leitungen im Bereich „Hauptkühlmittelleitung bis 1. Absperrarmatur“ mittels Ultraschall geprüft. Diese zusätzliche Prüfung zeigte keine Befunde.

Im KKG besteht ein etablierter und gelenkter Prozess zur systematischen Erfassung und Bewertung von Erfahrungsmeldungen. Über verschiedenste nationale und internationale Organisationen besteht Zugang zu externen Erfahrungsmeldungen, namentlich über GSKL (Gruppe Schweizer Kernkraftwerksleiter), GRS (Gesellschaft für Reaktorsicherheit), FROG (Framatome Owners Group), EPRI (Electric Power Research Institute), IAEA, WANO etc.

Der Prozess beinhaltet die Schritte:

Sachstandsdarstellung
Ursachenanalyse
Übertragbarkeitsanalyse
• und allfällige Korrekturmassnahmen

Vergleich französische Anlagen – KKG

Das im KKG mit den französischen Anlagen vergleichbare System ist das Not- und Nachkühlsystem. Es sind 6 Stutzen zu betrachten, je 2 an den 3 vorhandenen Loops. Die Geometrie ist anders als in den französischen Anlagen: die ersten Absperrarmaturen sind näher an der Hauptkühlmittelpumpe (< 100 cm).

Massnahmen
In anderen KWU/Siemens-Anlagen sind keine rissartigen Anzeigen bekannt. Das hat die Überprüfung der externen Erfahrungen gezeigt.

Im Rahmen des Wiederholprüfprogramms wurden die Schweissnähte in den Bereichen gemäss SVTI-Festlegung NE-14 geprüft, Über die Betriebszeit des KKG konnten keine rissartigen Anzeigen festgestellt werden. Die letzten Prüfungen wurden 2019, 2021 und 2022 durchgeführt, die nächsten Prüfungen finden 2023, 2024 und 2025 statt.

Das Monitoring und die Bewertung der weiteren Entwicklung wird wie beschrieben weitergeführt.

Beantwortet von Kernkraftwerk Leibstadt

D. Ist eine Überprüfung vergleichbarer Qualität, wie sie nun in Frankreich Befunde erbracht hat, gewährleistet?

Ja.

E. Falls ja, wie häufig wird diese durchgeführt? Wann wurde sie zuletzt durchgeführt (pro AKW)?

Die Schweissnähte und der anschliessende Grundwerkstoff der Reaktorumwälzwasserschleife einschliesslich der Anschlüsse zum Nach- und Notkühlsystem und zur Reaktorwasserreinigung werden mit qualifizierter Ultraschalltechnik auf Spannungsrisskorrosion geprüft; die Prüfintervalle liegen zwischen 3 und 10 Jahren; die letzten Prüfungen wurden im Jahr 2022 durchgeführt.

Prozess Auswertung externer Ereignisse durch das KKL

Das KKL verfügt über einen etablierten Prozess zur Beurteilung der Ereignisse vergleichbarer Anlagen auf Übertragbarkeit zur Ableitung von Verbesserungspotential für das KKL mit folgenden Prozessschritten:

Screening und Ersteinstufung (relevant, interessant, nicht anwendbar auf KKL)
(Externes Ereignis > INES 2 à Auslegungsüberprüfung und Mitteilungspflicht gemäss Verordnung UVEK)

Falls «relevant»

Analyse: Auftrag, Durchführung, Überprüfung
Ist die Übertragbarkeit in genügender Tiefe überprüft und dokumentiert worden?
Ist auf Grund der Analyse eine Massnahme notwendig?
Beurteilung und Festlegung der Massnahmen
Umsetzung der Massnahmen
Schlussbewertung Massnahmenumsetzung, Wirksamkeitskontrolle
Sind ergänzende Massnahmen notwendig?
Sind zusätzliche Analysen notwendig?

Falls «interessant»

Informationsauftrag an die Fachstellen

Sammlung/Auswertung von Informationen über Befunde in Frankreich

Ersteinstufung gemäss Prozess zur Beurteilung von externen Ereignissen: Relevant.

Die Informationen über die Befunde werden in der zuständigen Fachabteilung bearbeitet und bewertet

Es wurden aktiv Informationen bei zahlreichen Stellen gesammelt, insbesondere bei ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire), EDF (Électricité de France), EPRI (Electric Power Research Institute) IAEA / NEA (International Atomic Energy Agency / Nuclear Energy Agency), GRS (Gesellschaft für Reaktorsicherheit), WANO (World Association of Nuclear Operators).

Der jeweils aktuelle Stand der Erkenntnisse wurde insbesondere mit EPRI und im Fachteam Alterungsüberwachung Maschinentechnik der Gruppe der schweizerischen Kernkraftwerksleiter (GSKL) diskutiert.

Auch in Zukunft werden wir aktiv Informationen sammeln, auswerten und werksübergreifend diskutieren.

Bewertung für das KKL

Austenitische Stähle in Hauptkühlmittelleitungen werden im KKL im Bereich des Reaktorwasserumwälzsystems verwendet, hier schliesst das Not- und Nachkühlsystem an.

Die Übertragbarkeit der Befunde aus den französischen Druckwasseranlagen auf das KKL (als Siedewasseranlage) ist nicht bzw. nur sehr eingeschränkt gegeben:

kurze und nicht vergleichbare Leitungsführung bis zur 1. Absperrung des Not- und Nachkühlsystems
tiefere Betriebstemperatur

In der Vergangenheit getroffene Massnahmen im KKL

In den Siedewasseranlagen ist die Spannungsrisskorrosion von austenitischen Stählen im Heisswasser (Primärkühlmittel) ein bekanntes und gut erforschtes Phänomen.

Massnahmen im KKL:

Die Schweissnähte und der anschliessende Grundwerkstoff der Reaktorumwälzwasserschleife einschliesslich der Anschlüsse zum Nach- und Notkühlsystem und zur Reaktorwasserreinigung werden mit qualifizierter Ultraschalltechnik auf Spannungsrisskorrosion geprüft; Prüfintervalle 3 bis 10 Jahre, letzte Prüfungen im Jahr 2022.
Einführung der Wasserstofffahrweise im Jahr 2008 zur Mitigation von Spannungsrisskorrosion.
Austausch der Reaktorwasserumwälzschleifen im Jahr 2021, u.a. um die Anzahl der Schweissnähte zu verringern.