68. Physikertagung und AMOP-Frühjahrstagung München, 22. – 26. März 2004

1. 68. Physikertagung und AMOP-Frühjahrstagung München, 22. – 26. März 2004 U. Krugmann Framatome ANP GmbH Der „European Pressurized Water Reactor“ (EPR) und sein Sicherheitskonzept

2. Gliederung • Entwicklung des EPR • Entwicklungsziele und Anlagendaten des EPR • Genehmigungsanforderungen an die nächste • Reaktorgeneration • Sicherheitskonzept • 4.1 Defense in Depth-Konzept • 4.2 Verbesserungen im präventiven Bereich • 4.3 Begrenzung der Auswirkungen schwerer Störfälle • 5. Ausblick

3. Zeitlicher Ablauf der EPR-Entwicklung • 1989Gründung von Nuclear Power International (NPI) durch Siemens und Framatome zur gemeinsamen Entwicklung eines DWR der nächsten Generation • 1989 – 1991Entwicklung des Common Product“ • 1991 – 1994Involvierung der deutschen und französischen Kernkraft-werksbetreiber (EDF, RWE, PE, Bayernwerk, EnbW, …), Festlegung des EPR-Anlagenkonzeptes • 1995 – 1997Basic Design (EDF, Deutsche Betreiber, Framatome, Siemens) • 1997 – 2003verschiedene Anlagenoptimierungsphasen im Betreiberauftrag • 18.12.2003Auftrag von Teollisuuden Voima Oy (TVO) zur Errichtung eines EPR in Olkihuoto/Finnland

4. Entwicklungsziele des EPR • Wettbewerbsfähigkeit im Vergleich zu Kohle und Gas • Evolutionäre Weiterentwicklung der DWR-Technik auf Basis der bewährten Anlagenkonzepte der N4- und Konvoi-Anlagen • Anlagenstandardisierung (Reduzierung der Investitionskosten) • Blockgröße 1600 – 1800 MWe (Economy of Scale) • Hohe Anlagenverfügbarkeit (Minimierung der Stillstandszeiten) • Betriebliche Flexibilität (Lastfolgebetrieb, Brennelement-Einsatz) • 60 Jahre Lebensdauer

5. Wesentliche Anlagendaten Type of plantsN4 EPR OL3 KONVOI Core thermal power (MWth) 4250 4300 3850 Electrical output (MWe) 1475  1600 1365 Number of loops 4 4 4 N° of fuel assemblies 205 241 193 Type of fuel assemblies 17x17 17x17 18x18 Active length (cm) 427 420 390 Total F.A. length (cm) 480 480 483 Rod linear heat rate (W/cm) 179 155 167 N° of control rods 73 89 61 Total flowrate (kg/s) 19420 22245 18800 Vessel outlet temp. (°C) 330 328.1 326 Vessel inlet temp. (°C) 292 295.5 292 S.G.: heat exch. Surface (m²) 7308 7960 5400 Steam Pressure (bar) 73 78 64.5

6. HTP Fuel Assembly • Capability of high discharge burnups up to 65 MWd/kgU • Focus on optimum fuel utilization to minimise fuel cycle costs • Flexible operation regarding cycle length and short term power demands • Capability to operate 2-year cycles • High operating reliability based on proven technology (more than 4000 HTP fuel assemblies are in service)

7. Reactor Pressure Vessel

8. Primary System • The Primary System design and loop configuration are very close to existing proven designs. • The main components are increased insize of the free volumecompared to existing designs. • Prolonged grace periods in many transients and accidents

9. Main Fluid Systems

10. Nuclear Island Buildungs

11. EPR Plot Plan Reactor Building Fuel Building Safeguard Building 1 Nuclear Auxiliary Building Diesel Building 1+2 Waste Building Safeguard Building 2+3 Safeguard Building 4 Diesel Building 3+4 C.I. Electrical Building Office Building Access Building Turbine Building

12. Genehmigungsanforderungen an die nächste Reaktorgeneration • von 1993 – 2000: Bewertung des EPR-Konzeptes durch die deutschen und französischen • Genehmigungsbehörden DSIN, BMU • Beratergremien Groupe Permanent Réacteur (GPR), Reaktorsicherheitskommission (RSK) • Expertenorganisationen IPSN, GRS • ab 1998: ohne BMU und RSK, allerdings unter Einbindung ehemaliger RSK-Mitglieder in dem GPR • Nov. 2000: Technical Guidelines for Future PWRs (Zusammenfassung der Beratungsergebnisse, herausgegeben von IPSN) • Nutzung der Betriebserfahrung und der „Lessons Learned“ aus den existierenden Anlagen. • Einführung innovativer Elemente auf der Basis der Sicherheitsforschungen der letzten 15 Jahre • Verbesserung der Sicherheit auf allen Ebenen des „Defence-in-Depth“-Konzeptes

13. Verbesserung des „Defence-in-Depth“-Konzeptes

14. Wesentliche Verbesserungen im präventiven Bereich (1) • Vereinfachung von Sicherheitssytemen • Funktionale Trennung • Beispiel: innenliegendes Flutbecken (IRWST) mit Sumpffunktion • Kombination von Vielfach-Redundanz und Diversität von Sicherheitssystemen • 4-fach Redundanz (1 Strang fällt zufällig aus, 1 Strang ist in Instandhaltung, 1 Strang ist vom Störfall betroffen, 1 Strang übernimmt 100 % Systemfunktion) • Systematische Diversifizierung von Systemfunktionen

15. Safety Injection/Residual Heat Removal System

16. Diversifizierung von Systemfunktionen SicherheitssystemDiversitäres System Notspeisesystem und Primärseitige Druckent- + Bespeisung durch Frischdampfabblase- lastung über die Sicher- die Mitteldruck- station heitsventile Sicherheitsein- speisung Mitteldruck- Schnelle sekundärseitige + Druckspeicher- + Niederdruck- Sicherheitseinspeisung Druckentlastung Einspeisung Sicherheits- einspeisung Nachwärmeabfuhr- geschlossenes Primär- offenes Primärsystem: system system: Mitteldruck- sekundärseitige Wärme- Sicherheitseinspeisung abfuhr + Ausdampfen ins Containment Brennelement- Aufheizen und Verdampfen Beckenkühlung des Beckenwassers + Nachspeisen Notstromdiesel-diversitäre kleine Diesel- generatoren generatoren

17. Wesentliche Verbesserungen im präventiven Bereich (2) • Systematische räumliche Trennung von redundanten Teilsystemen • Systemfunktionen unabhängig von internen Ereignissen wie Brand oder Überflutung, die gleichzeitig zum Anforderungsfall postuliert werden. • Systematischer Schutz gegen äußere Einwirkungen

18. Protection against Internal Hazards Safeguard Building Division 2 Safeguard Building Division 3 Safeguard Building Division 1 Safeguard Building Division 4 Nuclear Auxiliary Building Fuel Building Safety Goal: A sufficient number of redundancies to reach safe shutdown shall remain operable.

19. Auslegung des EPR gegen Äußere Einwirkungen in Olkiluoto 3 • Deterministische Auslegungsbasis: • Sicherheitserdbeben • Absturz eines kleinen Sportflugzeugs • Risikominimierung: • Absturz eines großen kommerziellen Flugzeugs • Absturz eines Militärflugzeugs • Explosionsdruckwelle durch einen Unfall in benachbarten Industrieanlagen oder im Verkehr

20. Protection against External Hazards 3+4UQB protection by design protection by separation without protection 1+2UQB 3UJH 2UJH UKE 3UJK 2UJK 2UBP 3UBP 1UBP +SBO-Diesel 4UBP +SBO-Diesel 4UJH 1UJH 1UJK UJA 4UJK UKH UKA UKS UFA UBP Emergency Diesel Generator Building UFA Fuel Pool Building UJA Reactor Building UJH Safeguard Building, Mechanical Part UJK Safeguard Building, Electrical Part UKA Nuclear Auxiliary Building UKE Access Building UKH Vent Stack UKS Radioactive Waste Processing Building UQB Service Water Pump Building

21. Wesentliche Verbesserungen im präventiven Bereich (3) • Verlängerung zu Karenzzeiten für Störfallmaßnahmen durch vergrößerte Wasserinventare von Dampferzeugern und Druckhalter • Verbesserte Mensch-Maschine-Schnittstelle durch Einsatz digitaler Leittechnik • Systematischer design-begleitender Einsatz probabilistischer Analysen • Systematische Berücksichtigung von Störfällen bei abgeschalteter Anlage

22. Beherrschung von schweren Störfällen mit Kernschmelzen (1) • Wesentliche zu berücksichtigende Phänomene: • Phänomene bei RDB-Versagen unter hohem Primärdruck • Wasserstoff-Verbrennungen • Schmelze-Beton-Wechselwirkung und Fundament-Penetration • Containment-Druckaufbau durch Dampf und nicht-kondensierbare Gase

23. Beherrschung von schweren Störfällen mit Kernschmelzen (2) • Verhinderung des Versagens des Reaktordruckbehälters (RDB) unter hohem Druck Manuelle primärseitige Druckentlastung bei Kernaustrittstemperatur < 650 °C: • Sicherheitsventile (3 x 300 t/h bei Auslegungsdruck) • Entlastungseinrichtung für schwere Störfälle (900 t/h bei Auslegungsdruck) Zielsetzung: • Verhindern eines möglichen Containment-Bypasses durch Folgeversagen von Dampferzeuger-Heizrohren • Verhindern von „Direct Containment Heating“ bei RDB-Versagen durch Dispersion von Schmelze unter hohem Druck • Verhindern von großflächigen Containment-Versagen durch Bruchstücke des RDB

24. Beherrschung von schweren Störfällen mit Kernschmelzen (3) • Wasserstoff-Kontrolle Entstehung von Wasserstoff: • Entstehung von Wasserstoff bei Kernaufheizung und Kernverlagerung durch Zirkon-Wasser-Reaktion sowie bei Schmelze-Beton-Wechselwirkung Maßnahmen gegen energetische Wasserstoff-Verbrennungen: • Großes freies Containment-Volumen (80000m3), das Vermischungsvorgänge ermöglicht • Druckentlastung des Primärkreises in die unteren Anlagenräume, wodurch eine weitgehende homogene Wasserstoffverteilung erreicht wird bei gleichzeitiger Dampf-Inertisierung • Wasserstoffabbau durch 47 Rekombinatoren in den Anlagenräumen und im Containment-Dom Ziel: • H2-Konzentration (global) < 10 % • AICC (Adiabatic isochoric complete combustion)-Druck jederzeit unter dem Containment-Auslegungsdruck • Berücksichtigung der möglichen Verbrennungstemperaturen bei der Containment-Auslegung

25. Beherrschung von schweren Störfällen mit Kernschmelzen (4) • Schmelzestabilisierung

26. Beherrschung von schweren Störfällen mit Kernschmelzen (5) • Containment-Wärmeabfuhr

27. Beherrschung von schweren Störfällen mit Kernschmelzen (6) • Containment • Doppel-Containment mit Ringraum-Unterdruckhaltung • Auslegungsdruck 5.3 bar • Auslegungs-Leckrate bei Auslegungsdruck < 0,5 Vol %/Tag • Gefilterte Abgabe von Leckagen über Kamin • Vermeidung der Notwendigkeit von anlagenexternen Notfallschutzmaßnahmen: • Verbleiben in Häusern, Ausgabe von Jodtabletten, Evakuierung und Umsiedlung

28. Ausblick • Der EPR ist wirtschaftlich und konkurrenzfähig gegenüber fossilen Kraftwerken. Die finnische Bauentscheidung für den EPR basiert auf kommerziellen Überlegungen und widerlegt damit die häufig kolportierte Falschmeldung, dass Kernenergie nicht wirtschaftlich sei. • Mit dem EPR steht ein Anlagenkonzept zur Verfügung, das die Sicherheitsanforderungen an die nächste Anlagen-generation erfüllt. • Der EPR ist im wesentlichen frei von CO2-Emissionen und kann damit einen Beitrag zum Klimaschutz leisten.