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43-814.203.004.OE.13.03 Rev.31043.5. Mögliche Störfälle und Havarien mit UmweltbelastungDer vorliegende Abschnitt wird vor der Erstellung des Berichtes über die Sicherheitsanalyse fürdie Kraftwerksblöcke Nr. 3 und 4 im KKW Khmelnitsky entwickelt. Die Akzeptanz derSicherheitsstufe wird durch die Sicherheitsanalysen bestätigt, die für die Kraftwerksblöcke mit derReaktoranlage B-320, darunter auch für den Kraftwerksblock Nr. 2 im KKW Khmelnitskydurchgeführt wurden [34]. Als Hauptmerkmal der Projekte gilt die Verwendung zusätzlicherSicherheitssysteme, die die Sicherheit der neuen Kraftwerksblöcke erheblich erhöhen.Die Sicherheit des Kernkraftwerks wird durch die Nichtüberschreitung der Grenzwerte sowieauch durch die Einhaltung der Bedingungen des sicheren Betriebs gekennzeichnet. Dabei werden dieim Projekt festgelegten Prozesswerte, deren Abweichungen zu einem Störfall führen können, alssicherheitsrelevante Betriebsgrenzen und die im Projekt festgelegten Mindestanforderungen an dieMenge, Eigenschaften, Betriebsbereitschaft und Wartung der sicherheitsrelevanten Systeme, beidenen sicherheitsrelevante Betriebsgrenzen eingehalten werden, als Bedingungen des sicherenBetriebs bezeichnet.Die geltenden Sicherheitsverordnungen [21,35] enthalten eine Vorschrift über die Behandlungvon Auslegungsstörfällen und auslegungsüberschreitenden Störfällen im Rahmen der KKW-Projekte.Dabei wird eine solche Behandlung zwecks Einschätzung der technischen Stufe der Sicherheit desKKW und Ermittlung der Angemessenheit von technischen und organisatorischen Mitteln undMethoden zur Beseitigung der Folgen von Auslegungsstörfällen sowie zwecks Regelung und/oderVergleichung der Folgen von auslegungsüberschreitenden Störfällen durchgeführt.Im Rahmen des Projekts wird eine Vielzahl von Auslegungsstörfällen behandelt, die durch einerelativ geringe Eintrittshäufigkeit gekennzeichnet und unter Berücksichtigung des konservativenAnsatzes zur Funktion der Systeme, die für die Verhinderung von Störfällen ausgelegt sind, beseitigtwerden.Wie aus [34] ersichtlich ist, gelten die Hauptmodi des Normalbetriebs, des Störungsbetriebs unddie Störfälle, die die radioaktive Umweltbelastung bestimmen, als Betriebsmodi der Systeme imReaktorbereich.Im Rahmen des Projekts wurden verschiedene Modi, die für den Normalbetrieb üblich sind,behandelt und zwar. Leistungsbetrieb; Mindestlastbetrieb; Heißabschaltung; Halbwarmabschaltung; Kaltabschaltung; Reparaturstillstand; Neubeladungsstillstand; Brennstofferneuerung.Inv.Nr.Unterschrift / DatumAnstatt Inv.Nr.3.5.1. Störfälle, die zur radioaktiven Belastung führen können, technische Maßnahmen zurVerhinderung von nterschriftDatum43-814.203.004.OE.13.0397A4-Format
Inv.Nr.Unterschrift / DatumAnstatt Inv.Nr.43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3105Der Normalbetrieb des Kraftwerksblocks wird innerhalb der im Projekt festgelegtenBetriebsgrenzen und zu den vorgegebenen Bedingungen durchgeführt. Unter den Betriebsgrenzenversteht man Parameter und Prozesswerte der Systeme sowie auch des gesamten Kernkraftwerks,die im Projekt für den Normalbetrieb ausgelegt sind.Im Projekt wurden auch gestörte Betriebsweisen behandelt, das heißt, alle Zustände der Anlagenund Systeme des Kraftwerksblocks, die von den im Projekt festgelegten Vorgaben zurKernenergieerzeugung beim Leistungsbetrieb, bei der Inbetriebnahme, Abschaltung undBrennstofferneuerung abweichen und zur Überschreitung der ausgelegten Betriebsgrenzen(Auslegungsgrenzen) nicht führen.Als Auslegungsgrenzen gelten die Parameter und Prozesswerte der Systeme und des gesamtenKernkraftwerks, die im Projekt für den Normalbetrieb sowie auch für gestörte Betriebsweise undStörfälle festgelegt sind.Im Rahmen des Projekts wurde die Sicherheitsanalyse des Kernkraftwerks bei Störfällendurchgeführt, d.h. bei gestörten Betriebsweisen des Kernkraftwerks, bei denen die Freisetzungradioaktiver Produkte und/oder ionisierender Kernstrahlung in der Menge, die die im Projekt fürden Normalbetrieb festgelegten sicherheitsrelevanten Betriebsgrenzen überschreitet, erfolgt ist.Für Auslegungsstörfälle wurden auslösende Ereignisse und die Endzustände bestimmt sowieauch Sicherheitssysteme vorgesehen, die beim Versagen eines der Sicherheitssysteme oder beieinem Fehler des Bedienpersonals, das vom auslösenden Ereignis unabhängig ist, die Auswirkungenauf die Grenzwerte, die für solche Störfälle definiert sind, beschränken lassen.Die Liste der Betriebsstörungen und Auslegungsstörfälle der Systeme im Reaktorbereich wirdim Bericht über die Sicherheitsanalyse des Kraftwerksblocks genau angegeben.Alle auszulegenden Betriebsweisen der Reaktoranlage sind je nach Auswirkungen aufProzessparameter zusammengebracht: Auslösende Ereignisse beim Leistungsbetrieb des Kraftwerksblocks:– erhöhte Wärmeabfuhr über den Sekundärkreislauf;– reduzierte Wärmeabfuhr über den Sekundärkreislauf;– reduzierter Kühlmitteldurchsatz über den Reaktor;– erhöhte Wärmeträgermenge im Primärkreislauf;– reduzierte Wärmeträgermenge im Primärkreislauf;– Störungen des Normalbetriebs beim Versagen des Reaktornotschutzes;– Änderung der Reaktivität und der Verteilung der Energieabgaben. Auslösende Ereignisse bei der Abkühlung der Reaktoranlage und am stillstehendenKraftwerksblock:– reduzierte Unterkritikalität des Reaktorkerns;– reduzierte Wärmeträgermenge des Primärkreislaufs;– reduzierte Wärmeabfuhr vom Reaktorkern, verursacht durch die mangelnde Zirkulationdes Wärmeträgers im Primärkreislauf;– reduzierte Wärmeabfuhr vom Reaktorkern, verursacht durch das Versagen derVersorgungssysteme;– reduzierte Wärmeabfuhr vom Reaktorkern, verursacht durch den Ausfall von Anlagen;– Druckanstieg („Überdruck“) im Primärkreislauf. Auslösende Ereignisse bei der Arbeit mit frischem und gebrauchtem Brennstoff; Auslösende Ereignisse bei der Arbeit mit radioaktiven Abfällen.Zur Verhinderung der Störfälle, d.h. der Zustände des Kernkraftwerks, die sich durch dieÜberschreitung der Grenzwerte und/oder durch die Verletzung der Bedingungen des sicherenBetriebs kennzeichnen und zum Unfall nicht führen, sowie auch zur Verhinderung derenUmwandlung in einen Unfall wird eine Reihe von technischen und organisatorischen Maßnahmenvorgesehen, die auf allen Stufen der KKW-Errichtung ergriffen werden: Planung; Bau; Herstellung von schriftDatum43-814.203.004.OE.13.0398A4-Format
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3/Anstatt Inv.Nr. Montage; Betrieb.Als Hauptaktivitäten in der Planungsphase gelten: Die Anwendung technischer Lösungen, die unter ähnlichen Bedingungen angewendet wurden,und die Berücksichtigung der gesammelten Betriebserfahrungen Die Anwendung des Prinzips des Konservatismus bei der Beurteilung der einzusetzendensicherheitsrelevanten technischen Lösungen Die breite Anwendung zusätzlicher Baugruppen, Geräte, Zubehör usw. zur Gewährleistungeines zuverlässigen und sicheren Betriebs beim Ausfall einzelner Systemelemente Die Planung der wichtigsten Prozesssysteme unter Anwendung von Anlagen, Geräten, Zubehör,und Materialien, die in Übereinstimmung mit den spezifischen technischen Vorgaben für dieKerntechnik hergestellt wurden und sich durch hohe Zuverlässigkeit und Qualität auszeichnen Die Anwendung spezifischer technischer Regelwerke für die Planung und Herstellung derAusrüstung, die höchste Anforderungen an die vorgeschlagenen technischen Lösungen stellen Die Anwendung von Systemen für eine kontinuierliche und nicht kontinuierliche Kontrolle desZustands der Ausrüstung und Prozesssysteme sowie auch die Anwendung spezifischer Systemefür die Diagnose sicherheitsrelevanter und funktionswichtiger Anlagen Die breite Einführung automatischer Steuerungssysteme für die Steuerung des gesamtemBetriebsablaufes und der Prozesselemente unter Anwendung von Computertechnik sowieÜberwachungs-, Warn- und Alarmanlagen Die Berücksichtigung extremer äußerer Einwirkungen (darunter auch Erdbeben bis zumermittelten Maximalwert und die äußere Schockwelle) bei der Planung zur Gewährleistung derSicherheit bei den angegebenen Einwirkungen Der Einsatz der erforderlichen technischen Lösungen zur Gewährleistung möglichst geringerStrahleneinwirkung auf die Umwelt sowie der Einsatz eines zuverlässigen Systems zurSchadensortung Der Einsatz eines Strahlungskontrollsystems für Prozessmedien sowie auch in Räumen desKernkraftwerks und in seiner Umgebung für eine zuverlässige Kontrolle des Betriebshinsichtlich der möglichen Umweltbelastung Der Aufbau zuverlässiger Stromversorgungs- und Restwärmeabführungssysteme mit dernotwendigen Redundanz und erhöhter Zuverlässigkeit der Notstromquellen, die die Ausweitungvon Störfällen bei einem Stromausfall usw. verhindern.Als Hauptaktivitäten in der Bau- und Montagephase gelten: Die Anwendung von hochwertigen Materialien in Übereinstimmung mit den technischenAnforderungen, den GOST-Normen, den speziellen Anforderungen an die Atomtechnik usw. Die sorgfältige Eingangskontrolle mit der notwendigen Dokumentation. Die Einhaltung aller erforderlichen Bau- und Montageanweisungen sowie auch dieQualitätskontrolle der ausgeführten Arbeiten Die Durchführung aller notwendigen Prüfungen und der speziellen Einrichtungs- undInbetriebnahmearbeiten mit der Kontrolle der Eigenschaften und Leistungsmerkmale dersicherheitsrelevanten Systeme und Ausrüstungselemente sowie die strenge Einhaltung desInbetriebnahme- und Einrichtungsprogramms und des speziellen Programms zurInbetriebnahme des Kraftwerksblocks Der Aufbau eines effektiven Dokumentationssystems für die Erfassung der Betriebs- undPrüfungsergebnisseAls Hauptaktivitäten in der Produktionsphase der Anlagen gelten: Die Herstellung von Anlagen für die wichtigsten Systeme in Übereinstimmung mit denspezifischen Herstellungsanforderungen, die für die Atomtechnik gelten Die Durchführung der erforderlichen Inspektionen und Prüfungen der Anlagen in 43-814.203.004.OE.13.0399A4-Format
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3107Als Hauptaktivitäten in der Betriebsphase gelten: Die Erstellung der erforderlichen Betriebsunterlagen zu begründeten Betriebsvorschriften undAnweisungen Die Instandhaltung der sicherheitsrelevanten Systeme durch vorbeugende Maßnahmen und denAustausch von fehlerhaften bzw. ausgefallenen Anlagen Die Beschaffung des Fachpersonals, die Entwicklung eines Systems zur Schulung des Personals(regelmäßiger Befähigungsnachweis, Antihavarietrainings, Weiterbildungskurse usw.) und dieHerausbildung einer Sicherheitskultur.Die wichtigsten Faktoren, die die Sicherheit des Kernkraftwerks bei Auslegungsstörfällen gewährleistenund deren Ausweitung bzw. Ausarten in auslegungsüberschreitende Störfälle verhindern, sind: Spezielle Sicherheitssysteme zur Vermeidung oder Begrenzung von Schäden anKernbrennstoffen, Geräten und Rohrleitungen, die radioaktive Substanzen enthalten Spezielle sicherheitstechnische Steuerungs- und Versorgungssysteme, die für die Steuerung undKontrolle der Prozesssicherheitssysteme sowie die Versorgung dieser Systeme mit Strom unddie Aufrechterhaltung des nötigen Betriebsumfelds bestimmt sind. Dabei sind Notstromquellenvorzusehen: (autonome Notstromdieselaggregate und der Anschluss der sicherheitsrelevantenund funktionswichtigen Verbraucher an DC-Quellen) Die Anwendung des Prinzips des Konservatismus beim Aufbau der oben genannten Systemeunter Berücksichtigung des Einzelausfalls und der Unabhängigkeit verschiedener Kanäle Steuer-, Warn-, Alarm- und NotschutzsystemeDie angegebenen Systeme informieren den Bediener über die Abweichung der Prozessparameter vonden vorgegebenen Werten und sorgen für die Notabschaltung des Reaktors bei einer unzulässigen Unter/ Überschreitung der Grenzwerte.Zu den wichtigsten Faktoren, die die Sicherheit des Kernkraftwerks bei Auslegungsstörfällengewährleisten und deren Ausweitung bzw. Ausarten in auslegungsüberschreitende Störfälle verhindern,gehören zudem: Zwei unabhängige Reaktivitätsregelungssysteme (mechanisches Steuerungs- und Schutzsystemfür Absorberstäbe und Borregelsystem, das für die Zugabe des flüssigen Absorbers bestimmtist) Verschiedene automatische Sperrsysteme, die die Ausweitung von Störfällen verhindern undeine automatische Sperrung der Handlungen des Bedieners in der Anfangsphase des Störfalls,die fehlerhaftes Verhalten des Bedieners verhindert. Dabei erfolgt die Störfallbeherrschungautomatisch. Ein Spezialsystem zur Bereitschaftskontrolle der Sicherheitssysteme mit der Ausgabe desSammelsignals über die Betriebsbereitschaft jedes Kanals der Sicherheitssysteme an derBlockschaltwarte.Der schwerste Auslegungsstörfall (der größte Auslegungsstörfall) ist der Bruch des Hauptkreislaufs.Die vorgesehenen Maßnahmen zur Abkühlung des Reaktorkerns mit dem Kernnotkühlsystemsichern bei diesem Unfall das Nichtüberschreiten der zulässigen Projektwerte derBrennstabbeschädigung.Inv.Nr.Unterschrift / DatumAnstatt Inv.Nr.3.5.2 Störungen in Systemen zur Behandlung der radioaktiven AbfälleAnlagen der speziellen WasseraufbereitungBei der Inbetriebnahme der Kraftwerksblöcke Nr. 3, 4 werden zusätzlich zu den bestehenden Anlagender speziellen Wasseraufbereitung, die zusammen mit Kraftwerksblöcken Nr. 1 und 2 in Betriebgenommen wurden, die Anlagen der speziellen Wasseraufbereitung Nr. 1, 2, 5, 6 in Betrieb genommen.Die Anlage der speziellen Wasseraufbereitung Nr. 6 wurde zusammen mit dem Kraftwerksblock Nr. 2montiert.Zu primären Störfällen, die im System der Anlagen der speziellen Wasseraufbereitung entstehenkönnen, zählen: Überschreitung der höchstzulässigen Wassertemperatur vor den Ionenaustauschfiltern, wodurchder Normalbetrieb der Filter beeinträchtigt werden kann; Undichtigkeit der Behälter mit radioaktiven Medien, wodurch es zu einer Ausbreitung desradioaktiven Mediums kommen kann; Bruch einer Rohrleitung mit dem radioaktiven chriftDatum43-814.203.004.OE.13.03100A4-Format
Störfälle, die mit einem Brand in Anlagen der speziellen Wasseraufbereitung verbunden sind, werden 108in diesem Abschnitt nicht behandelt, da es keine potentiellen Zünd- und Entflammungsquellen gibt.Um das Material der Ionenaustauschfilter vor Schäden zu schützen, die durch die Erhöhung derTemperatur des zur Reinigung zugeführten Wassers verursacht werden, sind Sicherheitsschaltervorgesehen, die die Filter bei Überschreitung der Wassertemperatur von 60 C ausschalten.Um eine Ausbreitung der Radioaktivität beim Bruch einer Rohrleitung zu vermeiden, sind die Räumebis auf die Höhe der potentiell möglichen Flutung des Raumes mit korrosionsbeständigem Stahlverkleidet.Bei Störungen während des Normalbetriebs sowie bei Störfällen in Anlagen der speziellenWasseraufbereitung ist der Austritt von flüssigen radioaktiven Substanzen in die Umgebungausgeschlossen. Es besteht keine Gefahr der radioaktiven Kontamination der Umwelt undStrahlenbelastung der Bevölkerung.Lager für flüssige radioaktive AbfälleDas Lager für flüssige radioaktive Abfälle befindet sich im Spezialgebäude und wurde zusammenmit dem Kraftwerksblock Nr. 1 in Betrieb genommen. Das Lager ist für flüssige radioaktive Abfälle, diebeim Betrieb von vier Kraftwerksblöcken anfallen werden, ausgelegt. Störfälle, die beim Betrieb desAbfalllagers eintreten können, wurden in der Umweltverträglichkeitsprüfung für den KraftwerksblockNr. 2 behandelt.Als mögliche Störfälle wurden behandelt: Überfüllung der Behälter; Undichtwerden der Behälter; Druckanstieg in den Behältern.Bei Störungen während des Normalbetriebs sowie bei Störfällen am Abfalllager ist die Freisetzungvon flüssigen radioaktiven Substanzen in die Umgebung ausgeschlossen.Es besteht keine Gefahr der radioaktiven Kontamination der Umwelt und Strahlenbelastung derBevölkerung.Zur Gewährleistung des Umweltschutzes sowie auch zur Verhinderung der Kontamination desGrundwassers durch radioaktive Substanzen wurde eine zuverlässige Grundwasserabdichtung desGebäudefundaments durchgeführt.Die laufende Kontrolle des Umweltzustandes erfolgt über ein System vonBeobachtungsbohrlöchern, die gebäudeumlaufend entlang des äußeren Umfangs des Abfalllagersangeordnet sind.Inv.Nr.UnterschriftDatum/Anstatt Inv.Nr.Verfestigungsanlage für flüssige radioaktive AbfälleFür die Verfestigung der flüssigen radioaktiven Abfälle wird im Kernkraftwerk eine Eindampfanlage(UGU 1-500) verwendet.Als Strahlungsquellen in Räumen der Eindampfanlage gelten das Eindampf- und Salzkonzentrat.Mögliche Störfälle, die beim Betrieb der Eindampfanlage eintreten können, wurden in derUmweltverträglichkeitsprüfung für den Kraftwerksblock Nr. 2 behandelt.Es können folgende Störfälle eintreten: Undichtwerden des Aufnahmebehälters für das Eindampfkonzentrat; Bruch der Rohrleitung des Eindampfkonzentrats beim laufenden Montejus; Stromausfall im Kernkraftwerk; externe Einflüsse.Störfälle, die mit einem Brand in der Eindampfanlage zusammenhängen, werden nicht behandelt, daes keine potentiellen Zünd- und Entflammungsquellen gibt.Bei Störungen während des Normalbetriebs sowie bei Störfällen in der Eindampfanlage ist dieFreisetzung von flüssigen radioaktiven Substanzen in die Umgebung ausgeschlossen. Es besteht keineGefahr der radioaktiven Kontamination der Umwelt und Strahlenbelastung der Bevölkerung.Modulares Lager für Container B-B CubeDas modulare Lager ist für die Zwischenlagerung von Fässern mit Salzkonzentrat bestimmt. Es wurdezusammen mit dem Kraftwerksblock Nr. 2 in Betrieb rschriftDatum43-814.203.004.OE.13.03101A4-Format
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3109Als potentielle Quellen der radioaktiven Kontamination der Umwelt gelten Container B-B Cube mitSalzkonzentrat sowie beim Transport bzw. bei verfahrenstechnischen Operationen mit Containerneingesetzte die Kraftfahrzeuge und der Transportwagen.Mögliche Störfälle, die im modularen Lager eintreten können, wurden in derUmweltverträglichkeitsprüfung für den Kraftwerksblock Nr. 2 behandelt.Als mögliche Störfälle wurden behandelt: Herunterfallen und Undichtwerden des Fasses mit Salzkonzentrat; Herunterfallen des gefüllten Containers B-B Cube während des Transports bzw. während derEinlagerung; Stromausfall im Kernkraftwerk; Brand im Lager.Die durchgeführte Analyse lässt folgende Schlussfolgerungen zu: In allen Notsituationen bzw. Störfällen wird die strahlenschutztechnische Sicherheit desBedienpersonals gewährleistet; Bei allen behandelten auslösenden Ereignissen treten keine radioaktiven Stoffe aus denBetriebsräumen aus.Es gibt keine Einwirkung des modularen Lagers mit Containern B-B Cube als eine Quelle derradioaktiven Kontamination der Umwelt.Während des Betriebs des modularen Lagers sind keine Notsituationen bzw. Störfälle eingetreten.Es gab keinen Austritt bzw. keine Freisetzung der radioaktiven Stoffe in die Umwelt. EineÜberschreitung der zulässigen Dosisbelastung des Personals, das bei der Handhabung vonContainern B-B Cube eingesetzt wird, wurde nicht festgestellt.Zurzeit werden Arbeiten zur Entladung von Fässern mit Salzkonzentrat aus Containern B-B Cubein den Lagerblock für radioaktive Festabfälle durchgeführt.AbfallaufbereitungsanlagenDie Anlagen zur Verarbeitung der radioaktiven Abfälle gehören zum Bauabschnitt desKraftwerksblocks Nr. 2.Störfälle, die beim Betrieb der Anlagen eintreten können, wurden in derUmweltverträglichkeitsprüfung für den Kraftwerksblock Nr. 2 behandelt.Aus der durchgeführten Analyse folgt, dass bei Störungen während des Normalbetriebs sowie beiStörfällen in den Abfallaufbereitungsanlagen die Freisetzung von radioaktiven Substanzen in dieUmgebung ausgeschlossen ist. Es besteht keine Gefahr der radioaktiven Kontamination der Umwelt undStrahlenbelastung der Bevölkerung.Inv.Nr.Unterschrift / DatumAnstatt Inv.Nr.Lagerung radioaktiver FestabfälleNotsituationen bzw. Störfälle, die bei der Lagerung radioaktiver Festabfälle eintreten können, wurdenin der Umweltverträglichkeitsprüfung für den Kraftwerksblock Nr. 2 behandelt.Als auslösende Ereignisse wurden das Herunterfallen von Fässern, ein Stromausfall imKernkraftwerk, ein Brand in den Lagerräumen, ein Bedienungsfehler und äußere Einwirkungen(Erdbeben, Schockwellen, Wirbelstürme) behandelt.Aus der durchgeführten Analyse folgt, dass bei Störungen während des Normalbetriebs sowie beiStörfällen im Lager für radioaktive Festabfälle die Freisetzung von radioaktiven Substanzen in dieUmgebung ausgeschlossen ist. Es besteht keine Gefahr der radioaktiven Kontamination der Umwelt undStrahlenbelastung der Bevölkerung.System zum Handling radioaktiver Festabfälle und ihr Transport durch das Gelände desKernkraftwerksDas System zum Handling radioaktiver Festabfälle wird für alle Kraftwerksblöcke eingesetzt, darunterauch für die Kraftwerksblöcke Nr. 3 und 4.Störfälle, die beim Handling und Transport radioaktiver Festabfälle eintreten können, wurden in derUmweltverträglichkeitsprüfung für den Kraftwerksblock Nr. 2 behandelt.Im System zum Handling radioaktiver Festabfälle können folgende Störfälle erschriftDatum43-814.203.004.OE.13.03102A4-Format
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3 110Herunterfallen des Sammelbehälters;Fehlfunktionen der Hebevorrichtungen bzw. der Entladeanlage;Defekte des Sonderfahrzeuges OT-20.Inv.Nr.UnterschriftDatum/Anstatt Inv.Nr.Störfälle führen nicht zum Unter/-/Überschreiten der Betriebsgrenzen. Die Freisetzung von radioaktivenSubstanzen in die Umgebung ist rmat
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.31163.6. Quantitative und qualitative Kennzahlen der Auswürfe und Freisetzungen bei Störfällen3.6.1 Radioaktive Auswürfe (Reaktorbereich, Systeme zum Handling radioaktiver Abfälle)Von den im Abschnitt 3.5.1 beschriebenen Störfällen stellen folgende Störfälle die größte Gefahr hinsichtlichder Strahlenbelastung dar: Auslegungsstörfälle:- ein Störfall beim doppelseitigen Bruch der Hauptzirkulationsleitung; auslegungsüberschreitende Störfälle:- ein Störfall, der durch den Stoßbruch des Hauptkreislaufes Dy 2 850 verursacht wird, beim Ausfall deraktiven Notkühlsysteme des Reaktorkerns, unter der Voraussetzung der Funktionsfähigkeit der Sprinkleranlage.In diesem Abschnitt werden die oben genannten Störfälle als die konservativsten betrachtet.Folgende Akzeptanzkriterien des Projekts für die Kraftwerksblöcke Nr. 3 und 4 wurden in derUmweltverträglichkeitsprüfung bei Störfällen festgelegt: die in den Normen zum Strahlenschutz der Ukraine (NRBU-97) [15] aufgeführten Stufen derbedingungslosen Durchführung von erforderlichen Notmaßnahmen wurden als Entscheidungskriterienfür die Bestimmung der zulässigen Menge der radioaktiven Auswürfe bei Auslegungsstörfällenausgewählt. Dabei wurde die Notmaßnahme mit den niedrigsten, das Ergreifen von Notmaßnahmenerfordernden Stufenwerten gewählt: die Einschränkung des Aufenthalts von Kindern im Freien. ZurUmsetzung dieser Notmaßnahme gelten folgende Grenzwerte der Bestrahlung:– 10 mSv – Ganzkörperdosis;– 100 mGy – Schilddrüsendosis;– 300 mGy – Dosis für unbedeckte Hautbereiche. für auslegungsüberschreitende Störfälle wurde die Stufe der bedingungslosen Durchführung dererforderlichen Notevakuierung gemäß NRBU-97 [15] als Entscheidungskriterium ausgewählt. ZurUmsetzung dieser Notmaßnahme gelten folgende Grenzwerte der Bestrahlung:– 500 mSv – Ganzkörperdosis;– 1000 mGy – Schilddrüsendosis;– 3000 mGy – Dosis für unbedeckte Hautbereiche.Die nachfolgend aufgeführten Werte der radioaktiven Freisetzung gelten für einen Brennstoff mit einemmittleren Abbrennwert von 60 MW x Tag/kg-Uran.UnterschriftDatum/ Anstatt Inv.Nr.Freisetzung von fallmitdoppelseitigemBruchderBei der Berechnung der radioaktiven Freisetzung während eines Störfalls mit doppelseitigem Bruch derHauptzirkulationsleitung wird vom 100%-en Dichtungsversagen des Schutzmantels aller Brennstäbe imReaktorkern ausgegangen, unter der Voraussetzung, dass eine Linie der Sprinkleranlage funktionsfähig ist. Eswird angenommen, dass 99% des radioaktiven Jods in elementarer Form (I 2) und ca. 1% in organischer Form(CH3I) in die Atmosphäre des Schutzmantels freigesetzt werden. Feste Spaltprodukte werden in denSchutzmantel mit einem Koeffizient von 0,01 freigesetzt, ausgenommen Cäsium-Radionuklide, derenFreisetzungskoeffizient 0,3 beträgt.Die Undichtigkeit des abdichtenden Mantels wurde mit 0,3% Vol./Tag angenommen. Die Freisetzungsdauerbeträgt 8 Stunden. Die Freisetzungshöhe beträgt beim konservativen Ansatz 0 Meter.Die Berechnungswerte der Notfreisetzung der Radionuklide von Jod beim Abbrand von 60 MW x Tag/kg xUran und den oben angegebenen Annahmewerten sind in der Tabelle 3.23 und die der Notfreisetzungradioaktiven Edelgase und Aerosole in der Tabelle 3.24 -Format
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3117Tabelle 3.23 – Volle Freisetzung von Jod-Radionukliden beim Störfall, der durch den doppelseitigenBruch der Hauptzirkulationsleitung verursacht ist, in Bq [6]IsotopAktive Freisetzung in BqMolekulares JodI-131I-132I-133I-134I-135Organische ft / Datum Anstatt Inv.Nr.Tabelle 3.24 – Volle Freisetzung von radioaktiven Edelgasen und Aerosolen beim Störfall, der durch dendoppelseitigen Bruch der Hauptzirkulationsleitung verursacht ist, in Bq [6]NuklidAktive Freisetzung in rmat
43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3Nuklid118Aktive Freisetzung in ·101111111111UnterschriftDatum/ Anstatt Inv.Nr.Auslegungsüberschreitende StörfälleAls größter anzunehmender Unfall wurde ein auslegungsüberschreitender Störfall ausgewählt, der durch denStoßbruch des Hauptkreislaufes DN 2 850 verursacht wird und mit einem Ausfall der aktiven Notkühlsystemedes Reaktorkerns sowie einer betriebsfähigen Sprinkleranlage einhergeht.Dieser Störfall wird durch eine hohe Verlaufsdynamik gekennzeichnet, wobei effektive Maßnahmen zurStörfallregelung zwecks Verhinderung der Störfallausbreitung, welche schwerwiegende Beschädigungen desReaktorkerns nach sich ziehen kann, nicht vorhanden sind.Andererseits hat dieser auslegungsüberschreitende Störfall laut den Ergebnissen der Störfallanalyse für dasKKW-2 Khmelnitsky eine Eintrittshäufigkeit von 5,4·10-9, wodurch es laut NRBU-97 [15] zulässig ist, diesenStörfall bei der Einschätzung der Freisetzungsrate nicht zu berücksichtigen. Das heißt, dass dieBerücksichtigung dieses Störfalls bei der Auswertung der Freisetzungsrate als konservative Annahme gilt, diealle pessimistischsten Varianten berücksichtigt. Zu beachten ist ebenfalls die Tatsache, dass analytischeBegründungen der Störfallanalyse für das KKW-2 Khmelnitsky unter Berücksichtigung der im Projekt WWER1000 (W320) vorgesehenen Sicherheitssysteme dargelegt sind. Dies bedeutet, dass eine Reihe von zusätzlichenpassiven Sicherheitssystemen, die im Projekt WWER-1000 Škoda JS a.s. vorgesehen sind, nicht berücksichtigtwurden.Dabei weisen die Ergebnisse der Störfallanalyse für KKW-2 Khmelnitsky auf keineauslegungsüberschreitenden Störfälle hin, die sich durch eine höhere Eintrittswahrscheinlichkeit kennzeichnenund dabei zu einer schweren Beschädigung des Reaktorkerns, die durch die Unmöglichkeit von Notmaßnahmenmit verfügbaren technischen Mitteln seitens des Bedienpersonals des Kernkraftwerks verursacht wird, führenkönnen.In Anbetracht des Obengenannten ist es festzustellen, dass die vorgestellte deterministische und probabilistischeBewertung einen übermäßigen Konservatismus aufweist, der bei Einhaltung der Akzeptanzkriterien für dieStrahlenbelastung die eindeutige Annehmbarkeit dieses Projekts in Bezug auf dessen Umweltbelastung belegt.Die Aktivitätswerte für den Brennstoff sind in der Abhandlung [38] aufgeführt. Die Freisetzung vonRadionukliden aus dem Brennstoff während des Schmelzens wurde nach [39] angenommen.Als radioaktive Freisetzungsquelle bei einem auslegungsüberschreitenden Störfall gilt eine Leckage imSchutzmantel mit der Freisetzungshöhe von 0 m (konservativ geschätzt). Die Freisetzungsdauer beträgt 8Stunden.Die Freisetzungsrate von Nukliden beim Ausfall der Notkühlsysteme des Reaktorkerns bei Funktionsfähigkeiteiner Linie der Sprinkleranlage wird in der Tabelle 3.25 [6] aufgeführt.Tabelle 3.25 – Freisetzung von Nukliden bei auslegungsüberschreitenden StörfällenNuklidFreisetzung in BqFreisetzungsrate für verschiedene Jodverbindungen in iftDatum43-814.203.004.OE.13.03111A4-Format
UnterschriftDatum/ Anstatt Inv.Nr.43-814.203.004.OE.13.03 Rev.3119NuklidFreisetzung in 0122,18·10151,83·10127,21·10112,90·10144,6
Ansatzes zur Funktion der Systeme, die für die Verhinderung von Störfällen ausgelegt sind, beseitigt werden. Wie aus [34] ersichtlich ist, gelten die Hauptmodi des Normalbetriebs, des Störungsbetriebs und die Störfälle, die die radioaktive Umweltbelastung bestimmen, als Betriebsmodi der Systeme im Reaktorbereich.
