Schwachstellenbericht

Schwachstellenbericht Siedewasserreaktoren Baulinie 69

im Auftrag der Oberöstereichischen Landesregierung, der Niederöstereichschen Landesregierung, der Salzburger Landesregierung und der Umweltanwaltschaft Wien.

Ergebnisse des Schwachstellenberichts zur Baulinie 69 (Atomkraftwerk Isar 1, Brunsbüttel, Krümmel, Philippsburg):

7. Zusammenfassung und Schlussfolgerungen

Eine Untersuchung der Schwachstellen in den Kernkraftwerken SWR 69 Brunsbüttel,
Isar 1, Krümmel und Philippsburg ergab folgende grundlegende Probleme:
- Die schwerwiegenden Konstruktionsmängel können durch Nachrüstungsmaßnahmen
nicht ausgeglichen werden.
- Das Design des Reaktordruckbehälters erfüllt nicht die Grundbedingungen der
Basissicherheit, weder hinsichtlich der Minimierung der Anzahl der Schweißnähte
noch hinsichtlich der ausreichenden Prüfbarkeit.
- Die grundlegende Forderung des Basissicherheitskonzepts nach einem optimierten
RDB-Werkstoff ist nicht erfüllt.
Zusätzlich sind folgende vorwiegend technische Mängel zu beanstanden:
- Die zulässige Meridianspannung der Schweißnaht überschreitet zulässige
Grenzwerte nach ASME und auch nach KTA (mit Sicherheitsbeiwert). Somit
ist kein ausreichender Sicherheitsabstand vorhanden.
- Man muss davon ausgehen, dass im Normalbetrieb die Plattierung an der
Schweißnaht zwischen Flanschring und Bodenkalotte bis in die Warmstreckgrenze
beansprucht wird, d. h. bleibende Verformungen erfährt. Dies kann zur
Folge haben, dass Ermüdungsrisse entstehen.
- In der Spannungsanalyse ist die Tatsache nicht berücksichtigt worden, dass in
der Nähe der Pumpenstutzen (im Tellerboden) Schweißnähte angeordnet
sind, weil die Schweißnähte als volltragend angesehen wurden.
- Bei der Genehmigung des baugleichen Reaktors Zwentendorf in Österreich
zeigte sich, dass das „Zwentendorfer Reaktordruckgefäß in konstruktiver Hinsicht
nicht einmal den Anforderungen der für gewöhnliche Druckgefäße herkömmlicher
Gefahrenklassen geschaffenen österreichischen Dampfkesselverordnung
(DKV) und den geltenden Werkstoff- und Bauvorschriften (WBV)“
genügte [PROFIL 1978].
- Neben der niederzyklischen Ermüdung sind weitere Schädigungsprozesse infolge
des Dauerbetriebes möglich.
- Eine überprüfbare, mit dem Regelwerk konforme Ermüdungsanalyse insbesondere
auch der kritischen Stellen der „Eckschweißnaht“ mit nachgewiesener
Überschreitung der Warmstreckgrenze schon bei Normalbedingungen liegt
den Autoren nicht vor. Es gibt nur vereinzelte Informationen über offensichtlich
nicht vollständige Ermüdungsanalysen.
- Für das Kernkraftwerk Krümmel ist aus dem Sicherheitsgutachten [TÜV 1988]
zu schließen, dass die Thermoschock-Analyse nicht nach heutigem Stand von
Wissenschaft und Technik durchgeführt worden ist, und diese daher auch
nicht als vollständig angesehen werden kann.
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- Es liegen keine Angaben zum Kupfer- und Phosphorgehalt des RDB Stahles
im KKI 1 vor.
- Prüfungen des Zustands der Kerneinbauten im Rahmen der PSÜ sind in ausreichendem
Maße nur sehr schwer – wenn überhaupt – möglich. Es gibt nur
wenige Untersuchungen über die Bestrahlungswirkung an den betroffenen
Strukturen8.
- Die Schweißnaht im Übergang zwischen den zylindrischen Schüssen und der
tellerartigen Kalotte wird im Normalbetrieb bis in den Bereich der Warmstreckgrenze
belastet. Der versteifte Übergang, der zusätzlich eine Stütze für den
gesamten Druckbehälter samt Einbauten darstellt, ist eine für den Kesselbau
untypische und ungünstige Konstruktion, die zu unüblich hohen Spannungskonzentrationen
selbst im Normalbetrieb führt.
- Diese kritische Schweißnaht ist für Prüfung mit automatisierten Prüfsystemen
(Farbeindringprüfung, Magnetpulverprüfung, Ultraschallprüfung) nicht zugänglich,
wie bei einer Besichtigung des Reaktordruckbehälters im baugleichen
Reaktor in Zwentendorf im Oktober 2010 von den Autoren festgestellt wurde.
- Eine Verlängerung der Lebensdauer dieser Reaktoren ist überhaupt nur
denkbar, wenn diese hoch belastete kritische Schweißnaht einer vollständigen
Prüfung unterzogen wird, die das gesamte Volumen der Schweißnaht, der
Wärmeeinflusszonen sowie der Plattierung von innen auf Oberflächenrisse
über die gesamte Fläche umfasst.
- Die Druckbehälter dieser Bauserie entsprechen demzufolge nicht den Basissicherheitskriterien,
wie sie für spätere Reaktor Generationen durchgesetzt
wurden. Eine Lebensdauerverlängerung für diesen Reaktortyp beinhaltet nicht
akzeptable Risiken.
- Der zuständige TÜV hat festgestellt, dass weder die Werkstoffwahl, noch die
Fertigungsbedingungen den Forderungen des Basissicherheitskonzeptes entsprechen,
und zusätzlich durch die Mängel bei Konstruktionsauslegung und
Herstellung die Prüfbedingungen eingeschränkt sind, so dass auch die Fehlererkennbarkeit
nicht gewährleistet ist [TÜV 2010].
- Es besteht bei schweren Unfällen eine hohe Wahrscheinlichkeit für eine frühe
Radionuklidfreisetzung in die Umgebung.
- Das Brennelemente-Lagerbecken für die hoch-radioaktiven abgebrannten
Brennelemente liegt bei der Baulinie 69 im oberen Teil des Reaktorgebäudes
außerhalb des Sicherheitsbehälters. Die Gefährdung, die aus dieser Konstruk-
tion insbesondere bei Erdbeben oder äußeren Einwirkungen resultiert, ist offensichtlich.
- Bei einem schweren Unfall in einem Kernkraftwerk des Typs SWR 69 tritt mit
an Sicherheit grenzender Wahrscheinlichkeit eine große Freisetzung von Radioaktivität
in die Umwelt auf. Aus den Ergebnissen folgt, dass die Unfallmanagement-
Maßnahmen mit Zielvorgaben zur Reduzierung der Unfallkonsequenzen
verändert werden müssen.
- Die Festlegung des Bemessungsbebens am Standort Isar erfolgte nicht nach
den Richtlinien der IAEA. Vieles deutet darauf hin, dass die tektonischen Störungszonen
der Region eine anhaltende Aktivität aufweisen. Im Hinblick auf
die alterungsbedingte Schwächung von Strukturen kommt den schwächeren
Bebenereignissen eine erhöhte Bedeutung zu.