Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 - Ensi

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Erfahrungs- und Forschungsbericht 2012 - Ensi

Ziel der Prüfung war es, eventuelle Schmiedefehler,

wie sie in Doel-3 gefunden worden waren, zuverlässig

zu erkennen. Als repräsentatives Prüfvolumen

für die Sonderprüfung wurde ein Prüfbereich

festgelegt, der sich in vertikaler Richtung über die

gesamte Höhe des Reaktorbehälters erstreckt und

in horizontaler Richtung einen rund 500 Millimeter

breiten Streifen umfasst. In diesem Prüfbereich

werden repräsentative Grundwerkstoffbereiche aller

Mantelringe erfasst. Die in Doel-3 festgestellten

Befunde sind über den ganzen Umfang des Reaktordruckbehälters

verteilt. Mit dem im Kernkraftwerk

Mühleberg festgelegten Prüfbereich können

ähnliche Befunde, wie sie in Doel-3 aufgetreten

sind, identifiziert werden.

Die Prüfung wurde von der inneren Oberfläche des

Reaktordruckbehälters aus durchgeführt. Die Ultraschallmessung

erfolgte sowohl senkrecht zur

Oberfläche als auch schräg in einem 45-Grad-Winkel.

Damit auch sehr kleine Fehler erkannt werden

können, wurde ein im Vergleich zum internationalen

Standard viermal feinerer Prüfspurabstand verwendet.

Das ENSI und der SVTI schliessen sich der Bewertung

von KKM an, dass im untersuchten Grundmaterial

der zylindrischen Mantelringe des Reaktordruckbehälters

in Mühleberg keine relevanten

Anzeigen festgestellt wurden. Die Messungen ergaben

keine Hinweise auf Herstellungsfehler. Es

konnte bestätigt werden, dass die in den Abnahmeprotokollen

für den Reaktordruckbehälter ausgewiesene

gute Qualität des Grundmaterials nicht

beeinträchtigt ist.

Über seine Kontakte bei den belgischen Behörden

sowie in der internationalen Fachwelt verfolgt das

ENSI die Entwicklungen für die betroffenen Reaktordruckbehälter

in Belgien weiter. Damit wird gewährleistet,

dass die neuen Erkenntnisse aus dem

Vorfall rechtzeitig in die Aufsicht für die Schweiz

einfliessen können.

2.2 Der Zwischenfall im Kernkraftwerk

KORI-1 in der Republik

Korea

Das Kernkraftwerk KORI-1, ein am Ende der

1970er-Jahre in Betrieb genommener Druckwasserreaktor

des Herstellers Westinghouse, befand

sich in der geplanten Revisionsabstellung. Der Deckel

des Reaktordruckbehälters war entfernt worden,

und der Transfer von Brennelementen in das

Brennelement-Lagerbecken wurde vorbereitet. Die

Kühlung des Reaktordruckbehälters wurde durch

den Strang B des Nachwärmeabfuhr-Systems (RHR)

gewährleistet. Die Kühlung des Brennelement-Lagerbeckens

erfolgte durch das Beckenkühlsystem.

Die Stromversorgung des RHR Strangs B und des

Beckenkühlsystems erfolgte über die sichere

Schiene B (4.16kV), welche von extern durch die

345-kV-Einspeisung via Eigenbedarfstransformator

B und Blocktransformator erfolgte. In Wartung

befanden sich zu diesem Zeitpunkt die Pumpe des

RHR Strangs A, der Notstromgenerator der sicheren

Schiene A und der Reserve-Eigenbedarfstransformator

der sicheren Schiene B. Die

Wartungsarbeiten am Reserve-Eigenbedarfstransformator

der sicheren Schiene A (4.16 kV) waren

beendet, der Schalter zur sicheren Schiene A blieb

in geöffneter Stellung. Bei dieser durch die genannten

Wartungsarbeiten resultierenden Konfiguration

an noch zur Verfügung stehenden Systemen

und elektrischer Stromversorgung wurde ein

Test der Schutzrelais des Hauptgenerators zu

einem verschobenen Zeitpunkt durchgeführt. Dabei

kam es durch menschliches Fehlverhalten beim

Test zum Unterbruch der externen Stromversorgung,

da die 2-von-3-Auslösung der Blockschalter

ansprach. Der verfügbare Notstromgenerator B

versagte beim Start durch ein fehlerhaftes Ventil

der Startluftversorgung. Dadurch entstand ein totaler

Verlust der Wechselstromversorgung. Dieser

Zustand dauerte 12 Minuten, bis es der Belegschaft

gelang, den offen gelassenen Schalter zwischen

dem Reserve-Eigenbedarfstransformators A

zur sicheren Schiene A zu schliessen sowie eine

Querverbindung der Schienen A und B zu erstellen.

Damit wurde die Stromversorgung über die 154-

kV-Reserve-Einspeisung wieder hergestellt. Der

Start der Kühlwasserpumpe und der Nachwärmeabfuhr-Pumpe

Strang B erforderte weitere 7 Minu-

Abbildung 2:

Reaktordruckbehälter

des KKM vor dem Einbau

(historische Aufnahme).

Quelle: ENSI

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