Nuclear Safety Standards CommissionRegarding the preparation of corresponding KTA safety standards,...

POSITIONAL REPORT

Compilation of Plant-internalAccident Management Measuresand Correspondence Check withKTA Safety Standards

KTA-GS-66

Nuclear Safety StandardsCommission

Editor: Gerhard Roos

BUNDESAMT FUER STRAHLENSCHUTZP.O.Box 10 01 49D-38201 Salzgitter

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SECRETARIAT OF THE NUCLEAR SAFETY STANDARDS COMMISSION (KTA)

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POSITIONAL REPORT

Compilation of Plant-internalAccident Management Measuresand Correspondence Check withKTA Safety Standards

Salzgitter, June, 1997

KTA-GS-66

Nuclear Safety StandardsCommission

Inhaltsverzeichnis Table of Contents

Einleitung Introduction 1

1 Grundsätzliches 1 Basic Principles 2

2 Vorhandene Aussagen in Richtlinien, Emp-fehlungen und Regeln

2 Existing Specifications in Guidelines, Recommen-dations and Safety Standards

8

3 Existierende Nachrüstungen in deutschenKernkraftwerken

3 Backfitting Measures Performed in GermanNuclear Power Plants

15

4 Einordnung der Aussagen, der Hardware undder betroffenen KTA-Regeln in die schutzziel-orientierte Gliederung

4 Correlation of Specifications, Hardware Meas-ures and Corresponding KTA Safety Standardsto the Structure of the Protection Goal Concept

18

5 Kommentar 5 Commentary 21

6 Formelle Behandlung von anlageninternenNotfallschutzmaßnahmen in KTA-Regeln

6 Formal Treatment of Plant-internal ManagementMeasures in KTA Safety Standards

29

7 Zusammenfassung und Vorschlag 7 Summary and Suggestions 31

8 Literatur 8 Literature 32

Anhang A Fragestellungen aus der Forschung Appendix A Issues Raised in the Course of ResearchActivities

35

Anhang B Originaltexte aus Regeln, Richtlinienund Empfehlungen

Appendix B Literal Texts of Safety Standards,Guidelines and Recommendations

43

Plant-internal Accident Management Measures 1

Einleitung Introduction

Unter "anlageninternem Notfallschutz" wird die Gesamt-heit aller Maßnahmen verstanden, die in einemKernkraftwerk ergriffen werden, um auslegungsüber-schreitende Ereignisabläufe, d.h. nicht vorgesehene bzw.nicht auslegungsgemäß beherrschte Anlagenzustände oderEreignisabläufe möglichst frühzeitig zu erkennen, zukontrollieren und in ihren möglichen Auswirkungeninnerhalb und außerhalb der Anlage wirksam zu begrenzen.

"Plant-internal accident management" is understood tocomprise all measures taken in a nuclear power plant forevents beyond the design basis with respect to their earlydetection, their control and the effective mitigation oftheir effects within and outside of the plant. Events be-yond the design basis are unforeseen plant conditions orincident procedures that are not kept under control bydesign measures.

Grundsätzlich sind in den KTA-Regeln bisher Maßnahmenzum anlageninternen Notfallschutz nicht aufgenommenworden. In der 2. Sitzung des Unterausschusses Programmund Grundsatzfragen am 16.02.1993 in Hannover underneut auf der 47. Sitzung des Kerntechnischen Ausschus-ses am 05.07.1993 in Köln wurde die KTA Geschäftsstellebeauftragt, ein Grundlagenpapier zu Fragen des anlagen-internen Notfallschutzes zu erstellen.

The KTA safety standards basically do not contain anyregulations regarding plant-internal accident managementmeasures. The Committee on Program and Basic Ques-tions during its second session on Feb. 16, 1993, inHanover and, later, the KTA in its 47th session on July 5,1993, charged the KTA Secretariat with the task ofpreparing a positional report on plant-internal accidentmanagement measures.

Dieses Grundlagenpapier soll neben einer Faktensammlung(Hard- und Softwaremaßnahmen) einen Strukturvorschlag(Rasterpapier) zur Prüfung und Bewertung der anlagenin-ternen Notfallschutzmaßnahmen enthalten.

Accordingly, in addition to a simple presentation of facts(hardware and software measures), this positional reportshould suggest a structural approach (check list) for theexamination and evaluation of the plant-internal accidentmanagement measures.

Der hier vorliegende Bericht stellt die bisher vorhandenenAussagen zum anlageninternen Notfallschutz zusammen,listet die existierende Hardware der deutschen Kernkraft-werke auf und ordnet beides in die Struktur derschutzzielorientierten Gliederung des Regelwerkes ein.Danach folgen Kommentare zu den jeweiligen Maßnahmenund Aussagen über die Regelbarkeit im Sinne des KTA.

The present report presents a compilation of the availableinformation on plant-internal accident managementmeasures, as well as a list of the existing hardware solu-tions in German nuclear power plants and correlates bothto the protection-goal oriented structure of the KTA safetystandards. This is followed by comments on the respectiveaccident management measures and by comments regard-ing their possible standardization by the KTA.

Im Anhang sind die Originaltexte der zitierten behördli-chen Aussagen zu anlageninternen Notfallschutzmaß-nahmen zusammengestellt.

Appendix B contains the literal text of the referenced legaldocuments regarding plant-internal accident managementmeasures.


1 Grundsätzliches 1 Basic Principles

1.1 Ausgangslage 1.1 Initial Situation

Im Atomgesetz wird in § 7 Abs. (2) Nr. 3 u.a. ausgeführt,daß die Genehmigung zur Errichtung und zum Betriebeiner Anlage zur Spaltung von Kernbrennstoffen nur erteiltwerden darf, wenn "die nach dem Stand von Wissenschaftund Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden durchdie Errichtung und den Betrieb der Anlage getroffen ist".

Section 7 para. 2 no. 3 of the Atomic Energy Act specifiesthat a license for the construction and operation of afacility for the fission of nuclear fuel may only be issued,provided, "the precautions in accordance with the state ofscience and technology are taken against the damagesarising from the construction and operation of the facil-ity".

In den atomrechtlichen Genehmigungsverfahren wirdzwischen Maßnahmen zur Schadenvorsorge (Gefahren-abwehr und Risikovorsorge) und Maßnahmen jenseits derSchadensvorsorge (weitere Risikovorsorge: Risikomini-mierung und Ergänzung Notfallschutzplanung)unterschieden.

The nuclear licensing procedures have differentiatedbetween measures related to damage precautions (hazardprotection and risk reduction) and measures beyonddamage precautions (further risk precautions: risk minimi-zation supplemented by planned measures regardingaccident management).

Zur Einteilung der Anlagenzustände eines Kernkraftwerkeshat sich die Unterscheidung in vier Ebenen bewährt; diesevier Ebenen sind in Abb. 1 skizziert.

The plant conditions of a nuclear power plant have suc-cessfully been classified in four specific levels; these fourlevels are shown Figure 1.

Plant Condition Levels

1 Normal operation specified normal

2 Abnormal operationoperation

3 (design basis) incidents

4a Extremely seldom events

4b Events beyond the design basis

Figure 1: Classification of the Plant Condition Levels

Der Normalbetrieb und der anomale Betrieb (zusammen:bestimmungsgemäßer Betrieb, inkl. Instandhaltung) stellendie beiden ersten Ebenen dar.

Normal operation and abnormal operation (together theycompose specified normal operation including maintenance)constitute the first two levels.

Gemäß den Forderungen des Atomgesetzes werden Kern-kraftwerke gegen unterstellte Störfälle ausgelegt(Auslegungsstörfälle, gem. Störfall-Leitlinien für Druck-wasserreaktoren (18.10.1983)), diese Auslegungsstörfälleentsprechen Zustandsebene 3 (zu betrachtende Gesichts-punkte der Störfall-Leitlinien:

RA (radiologisch repräsentative Störfälle, radiologischeAuswirkungen sind zu berechnen),

AS (Auslegung von Sicherheitseinrichtungen undGegenmaßnahmen),

SI (Auslegung auf Standsicherheit und Integrität)).

In accordance with the requirements of the Atomic EnergyAct, nuclear power plants are designed against presumedincidents (design-basis incidents as specified in the IncidentGuidelines for Pressurized Water Reactors (Oct. 18, 1983)).These constitute Plant Condition Level 3. In accordancewith the Incident Guidelines, the following aspects must beconsidered regarding these events:

RA radiologically representative incidents; the radiologi-cal effects are to be determined analytically,

AS design and construction of safety systems and coun-termeasures,

SI design and construction with regard to stability andmechanical integrity.


Weiterhin werden in den Störfall-Leitlinien für Druckwas-serreaktoren Ereignisse (Gesichtspunkte

VO (Vorsorgemaßnahmen sind getroffen, daher istStörfallanalyse nicht erforderlich))

angegeben, für die eine Störfallanalyse nicht erforderlichist, sehr wohl aber Vorsorgemaßnahmen zu treffen sind.Diese sind ebenfalls der Ebene 3 zugeordnet.

Furthermore, the Incident Guidelines for Pressurized WaterReactors specify events for which

VO preventive measures are taken, therefore no incidentanalysis is needed

applies, i.e., although an incident analysis is not requiredpreventive measures must nonetheless be taken. These latterevents are also grouped in Plant Condition Level 3.

Darüber hinaus werden in den „Störfall-Leitlinien fürDruckwassereaktoren“ sehr seltene Ereignisse angespro-chen, die wegen ihres geringen Risikos keineAuslegungsstörfälle sind. Maßnahmen gegen diese sehrseltenen Ereignisse (z.B. Flugzeugabsturz, äußere Einwir-kungen gefährlicher Stoffe, äußere Druckwellen auschemischen Reaktionen, äußere Einwirkungen von Mehr-blockanlagen, Betriebstransienten mit unterstelltem Ausfalldes Schnellabschaltsystems (ATWS)) dienen der Risiko-minimierung; sie werden gemäß den Sicherheitskriterien,Richtlinien, RSK-Leitlinien und KTA-Regeln getroffen.Diese sehr seltenen Ereignisse werden in diesem Berichtals Ebene 4a bezeichnet.

The Incident Guidelines for Pressurized Water Reactors,furthermore, deals with extremely seldom events which, onaccount of their low probability of occurrence are notdesign-basis incidents. Any measures taken to counter theseextremely seldom events (e.g., aircraft crash, externalimpacts from dangerous materials, external pressure wavesfrom chemical reactions, external events from multi-unitpower plants, operational transients with a presumed failureof the reactor trip system (ATWS)) serve to minimize therisk; they are taken to comply with the Safety Criteria, legalguidelines, RSK-Guidelines and KTA safety standards. Inthis report these extremely seldom events are grouped inLevel 4a.

In den vergangenen Jahren wurden darüber hinaus - aus-gelöst vor allem durch die Reaktorunfälle in Three MileIsland und in Tschernobyl - auch auslegungsüberschreiten-de Ereignisse (Folgen hypothetischer Systemausfälle undAusfallkombinationen) untersucht, die bei der Auslegungbislang nicht explizit berücksichtigt wurden. Diese hypo-thetischen Ereignisse werden in diesem Bericht als Ebene4b bezeichnet.

In the past years - following the reactor accidents on ThreeMile Island and in Chernobyl - certain events beyond thedesign basis (as a result of hypothetical system failures andfailure combinations) were analyzed which, until then, hadnot been explicitly taken into consideration. In this report,these hypothetical events are grouped in Level 4b.

Für diese hypothetischen Ereignisse wurden dann Notfall-schutzmaßnahmen entwickelt, die sich wiederum in zweiKategorien einteilen lassen, nämlich Maßnahmen, die derSchadensvorbeugung (Prävention) und Maßnahmen, dieder Schadensbegrenzung (Mitigation) solcher hypotheti-scher auslegungsüberschreitender Ereignisse dienen.

Two categories of accident management measures werethen developed for these hypothetical events, namely, thoseserving to prevent damages (Prevention) and those servingto mitigate damages (Mitigation) in case of the occurrenceof these hypothetical events beyond the design basis.

Schadensvorbeugung (Prävention):Bis zum Auftreten schwerwiegender Kernschä-digungen hat das Wartenpersonal die Möglichkeit zurErkennung und Diagnose des Anlagenzustandes so-wie für sicherheitsgerichtete Eingriffe. DieFortentwicklung des Ereignisses zu einem Unfall solldadurch verhindert werden.

Damage Prevention:The time elapsed before a serious core damage occurspermits the operating personnel in the main controlroom to determine and diagnose the plant condition andto take safety oriented actions. These actions are to betaken to prevent the event from developing into a seri-ous accident.

Schadensbegrenzung (Mitigation):Hauptziel der schadensmindernden bzw. schadensbe-grenzenden Maßnahmen ist die Gewährleistung derIntegrität des Sicherheitseinschlusses, zumindest je-doch soll ein Freisetzen von Spaltproduktenminimiert und kontrolliert werden können. Unmittel-bar ist aber anzustreben, die beginnendeKernschmelze zu beenden und den geschädigten Kernlangfristig im Reaktordruckbehälter einzuschließen.

Damage Mitigation:Ultimate goal of the damage mitigating or damage lim-iting measures is to assure mechanical integrity of thesafety enclosure. In the least, it should enable mini-mizing and keeping under control any release of fissionproducts. The immediate goal is, however, to bring toan end the beginning core meltdown and to enclose thedamaged core inside the reactor pressure vessel on along-term basis.

Aus der Zusammenstellung der empfohlenen und z. T.bereits vorhandenen bzw. in Planung befindlichen Maß-nahmen und der gegenwärtig diskutierten

The compilation of the suggested and partly implemented orplanned measures and of the current research projects indiscussion shows that, with respect to the existing nuclear


Forschungsvorhaben geht hervor, daß sich für die beste-henden Kernkraftwerke für die unmittelbare Zukunft keinweiterer Handlungsbedarf bezüglich anlageninternerNotfallschutzmaßnahmen abzeichnet.

power plants, no further actions regarding plant-internalaccident management measures are required in the immedi-ate future.

Für eine Regelung im Sinne des KTA ist darüber hinausrelevant, ob die Voraussetzungen des §2 der „Bekanntma-chung über die Bildung eines KerntechnischenAusschusses“ erfüllt sind.

Regarding the preparation of corresponding KTA safetystandards, it must, furthermore, be shown whether or not thepre-requisites of Sec. 2 of the Official Bulletin on theFormation of a Nuclear Safety Standards Committee arefulfilled.

1.2 Abgrenzung 1.2 Definition of Scope

Wie in dem vorigen Kapitel dargestellt, wurden auch in derVergangenheit bereits Ereignisse, die über die Auslegungs-störfälle hinausgehen, berücksichtigt.

The previous chapter has shown that certain events goingbeyond the design-basis incidents were already consideredin the past.

In den Störfall-Leitlinien für Druckwasserreaktoren(18.10.1983) wird festgestellt, daß die „sehr seltenenEreignisse“

The Incident Guidelines for Pressurized Water Reactors(Oct. 18, 1983) constitute that the "extremely seldomevents", i.e.

- Ereignisse infolge Flugzeugabsturzes, - events due to aircraft crash,

- Ereignisse infolge äußerer Einwirkungen gefährlicherStoffe,

- events due to the external effects of dangerous materials,

- Ereignisse infolge äußerer Druckwellen aus chemischenReaktionen,

- events due to external pressure waves from chemicalreactions,

- Ereignisse infolge äußerer Einwirkungen von Mehr-blockanlagen,

- events due to external effects from multi-unit powerplants,

- Betriebstransienten mit unterstelltem Ausfall desSchnellabschaltsystems (ATWS)

- operational transients with presumed failure of thereactor trip system (ATWS),

wegen ihres geringen Risikos keine Auslegungsstörfälle imSinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV sind. Maßnahmen gegendiese Ereignisse dienen der Risikominimierung. Sie sindzum Teil im Regelwerk beschrieben, fallen aber nicht unterden Begriff des anlageninternen Notfallschutzes.

are not design-basis incidents in the terms of Sec. 28 no. 3Radiological Protection Ordinance (StrlSchV) on accountof their low probability of occurrence. Countermeasurestaken regarding these events serve to minimize the risk.They do not come under the heading of plant-internalaccident management measures, although some of themeasures are described in standards.

Sie werden ebenso wie der bestimmungsgemäße Betriebund die Auslegungs-Störfälle in diesem Bericht nichtweiter behandelt.

Just as specified normal operation and the design basisincidents, the extremely seldom events shall not be takeninto further consideration in this report.

Ebenfalls nicht behandelt wird im vorliegenden Grundla-genpapier der sogenannte „anlagenexterne Notfallschutz“bzw. Katastrophenschutz. Hier sei z. B. auf die „Empfeh-lungen zur Planung von Notfallschutzmaßnahmen“(Bekanntmachung des BMI vom 27.12.1976) und das„Positionspapier der RSK zum anlageninternen Notfall-schutz im Verhältnis zum anlagenexternenKatastrophenschutz“ (273. Sitzung der RSK am09.12.1992, BAnz. 1993, Nr. 58) verwiesen.

Likewise outside the scope of this positional report are theso-called "plant-external accident management measures"or, rather, disaster control measures. These aspects aretreated, e.g., in the Recommendations for the Planning ofAccident Management Measures (Bulletin of the BMI,Dec. 27, 1976) and the RSK Positional Paper on Plant-internal Accident Management Measures with Respect tothe Plant-external Disaster Control (273rd RSK-Session onDec. 9, 1992, BAnz. No. 58, 1993).

Gegenstand dieses Berichts ist die Anlagenzustandsebene4b (siehe Abb. 1), die Ebene der auslegungsüberschreiten-den Ereignisse.

Specifically addressed in this report is the Plant ConditionLevel 4b (see Figure 1), the level of events beyond thedesign basis.

1.3 Ziel dieses Berichts 1.3 Objective of this Report


In dem vorliegenden Bericht wird nun für hypothetischeEreignisse der Anlagenzustandsebene 4b und die dazuge-hörigen anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen einevollständige Zusammenstellung der vorliegenden Aussagenin Regeln und Richtlinien und der in deutschen Kernkraft-werken realisierten Maßnahmen (Hardware und Software)vorgelegt.

Regarding the hypothetical events of Plant Condition Level4b and the corresponding plant-internal accident manage-ment measures, this report presents a complete compilationof the specifications in safety standards and guidelines andof the corresponding measures (both hardware and soft-ware) taken in German nuclear power plants.

Bei postulierten auslegungsüberschreitenden Ereignissensoll das Potential der von der Systemtechnik und ihrerSicherheitsreserven in Kernkraftwerken zusätzlich gegebe-nen Möglichkeiten zur flexiblen Nutzung durch dasBetriebspersonal im Sinne einer weiteren Erhöhung derReaktorsicherheit ausgelotet werden, und diese Erkenntnis-se systematisch in Maßnahmen des anlageninternenNotfallschutzes umgesetzt werden.

Furthermore, the potential to further increase reactor safetyof additional capabilities lying within the system technologyand the safety reserves in nuclear power plants are investi-gated with respect to events beyond the design basis andtheir flexible use by the operating personnel; these findingsare systematically converted into plant-internal accidentmanagement measures.

Die Gliederung der Notfallschutzmaßnahmen erfolgt imSinne des Schutzzielkonzeptes, das zur Zeit in Zusammen-arbeit zwischen BfS und GRS erstellt wird.

The hierarchical structure used for the accident managementmeasures follows that of the protection goal concept forKTA safety standards presently being developed in a mutualproject by BfS and GRS.

Die schutzzielorientierte Gliederung des Regelwerks willdie unverzichtbaren Kriterien und Forderungen zumangemessenen Schutz vor ionisierender Strahlung ausKernkraftwerken trennen von detaillierten Ausführungs-beispielen und Maßnahmenbeschreibungen.

A protection-goal-oriented structuring of the KTA safetystandards has the objective of differentiating between theindispensable criteria and requirements for an adequateprotection from ionizing radiation from nuclear powerplants on the one hand and the detailed design examples anddescriptions of measures taken on the other.

Dazu wird eine Zuordnung zu den vier Schutzzielen

Kontrolle der Reaktivität (R),

Kühlung der Brennelemente (K),

Einschluß der radioaktiven Stoffe (E) und

Begrenzung der Strahlenexposition (S)

sowie zu den schutzzielübergreifenden Anforderungen(Hilfsfunktionen) an

Zuverlässigkeit (ZV),

Gesamtanlage (GA),

Administration (AD),

Leittechnik (LT) und

Energie- u. Hilfsmedienversorgung (EM)

vorgenommen.

This structure takes in account the following four protectiongoals

reactivity control (R),

fuel element cooling (F),

confinement of radioactive materials (C) and

limitation of radiation exposure (L)

as well as the requirements (auxiliary functions) embracingall protection goals, namely,

reliability (RY),

plant, general (PG),

administration (AD),

instrumentation and control (IC) and

energy and support media supply (ES).

In Abb. 2 wird diese Struktur (aus „SchutzzielorientierteGliederung des kerntechnischen Regelwerks; Übersichtüber die unverzichtbaren Anforderungen“) schematischdargestellt, die bisher zur Gliederung der Anlagenzu-standsebenen 1 bis 4a verwendet wurde, und nun auch alsGrundlage der Gliederung der Ebene 4b herangezogenwerden soll.

This structure is shown schematically in Figure 2 (from"Protection-goal Oriented Structuring of the Nuclear SafetyStandards; Overview of the Indispensable Requirements")as it was developed for Plant Condition Levels 1 through 4aand which, herein, shall be also applied to Plant ConditionLevel 4b.

Bei der Einordnung in die Gliederung des Schutzzielkon-zeptes werden auch die KTA-Regeln aufgeführt, die derjeweilige Themenpunkt betreffen könnte.

When specifying the correlation to the protection-goaloriented structure, those KTA safety standards that couldpossibly concern the particular subject matter are also cited.

Nach der Einordnung in die Schutzzielstruktur soll derInhalt der einzelnen Zweige kurz kommentiert und bewer-tet werden.

After having performed the correlation to the protection-goal oriented structure, the individual branches will becommented on and will be evaluated.

Im Kapitel 6 schließlich wird ein Vorschlag unterbreitet,wie man die Behandlung von anlageninternen Notfall-

Chapter 6, finally, contains suggestions as to how the formalconsideration of plant-internal accident management meas-


schutzmaßnahmen in KTA-Regeln behandeln könnte. ures could be handled in KTA safety standards.

Kapitel 7 bildet die Zusammenfassung; es wird eineabschließende Empfehlung bezüglich der Behandlung vonanlageninternen Notfallschutzmaßnahmen im KTA-Regelwerk ausgesprochen.

Chapter 7 summarizes the report and in closing contains arecommendation regarding the handling of plant-internalaccident management measures in KTA safety standards.

Im Anhang A ist eine Zusammenstellung von Fragestellun-gen bezüglich möglicher Ereignisabläufe beiauslegungsüberschreitenden Ereignissen aufgelistet, die imRahmen von verschiedenen Forschungsvorhaben vorge-schlagen wurden, für die aber derzeit keinHandlungsbedarf gesehen wird.

Appendix A presents a list of those issues with respect topossible event sequences during events beyond the designbasis which were raised within the framework of variousresearch projects for which, however, no immediate actionsare required at the time being.

Im Anhang B sind Originaltexte der zitierten behördlichenAussagen zu anlageninternen Notfallschutzmaßnahmenzusammengestellt.

Appendix B contains the original text of the referencedlegal documents regarding plant-internal accident manage-ment measures.

Figure 2: Protection-goal-oriented structure for nuclear safety regulations (protection goal concept)

Protection Goals

Level

I FundamentalPrinciples

Protection against ionizing radiation

II Protectiongoals

Reactivitycontrol

.

Fuel elementcooling

.

Confinementof radioactive

materials.

Limitation ofradioationexposure

.

Funda-mentalrequire-ments

III Protectivefunctions

. . . . . . . . . . . .

IV Examples ofgood practice

. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Requirements common to all protection goals (support functions)

Class

Reliability

.

Plant,general

.

Adminis-tration

.

Instrumen-tation and

control.

Energy andsupportmediasupply

.

Funda-mentalrequire-ments

A Basicrequirements . . . . . . . . . . . . . . .

B Examples ofgood practice

. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .


2 Vorhandene Aussagen inRichtlinien, Empfehlun-gen und Regeln

2 Existing Specificationsin Guidelines, Recom-mendations and SafetyStandards

Gesetz über die friedliche Verwen-dung der Kernenergie und denSchutz gegen ihre Gefahren (A-tomgesetz)

Act on the Peaceful Application ofNuclear Energy and the ProtectionAgainst its Hazards(Atomic Energy Act)

Grundlage für die Genehmigung der bestehenden Anlagenzur Spaltung von Kernbrennstoffen, die der Erzeugung vonElektrizität dienen, war das Atomgesetz vom 23. Dezember1959 (BGBl. I S. 814) in der Fassung der Bekanntmachungvom 15. Juli 1985 (BGBl. I S. 1565).

The Atomic Energy Act of Dec. 23, 1959 (BGBl. I, page814) in the version of July 15, 1985 (BGBl. I, page 1565)was the basis for the licensing of the existing facilities forthe fission of nuclear fuel used to produce electricity.

Erst seit der letzten Änderung durch das Gesetz zur Siche-rung des Einsatzes von Steinkohle in der Verstromung undzur Änderung des Atomgesetzes und des Stromeinspei-sungsgesetzes vom 15.Juli.1994 (BGBl. II 1994, Nr. 46),werden „Ereignisse, deren Eintritt durch die zu treffendeVorsorge gegen Schäden praktisch ausgeschlossen ist“behandelt:

Only since its latest version promulgated in the "Act forEnsuring the Use of Hard Coal in Producing Electricity andfor Amending the Atomic Energy Act, and the PowerSupply and Connection Act" of July 15, 1994 (BGBl. II1994, No. 46) events are being treated "the occurrence ofwhich may be excluded due to the required precautionstaken against damages":

§ 7, Absatz (2a) Sec. 7 para. (2a) Atomic Energy Act:

(2a) Bei Anlagen zur Spaltung von Kernbrennstoffen, dieder Erzeugung von Elektrizität dienen, gilt Absatz 2 Nr. 3mit der Maßgabe, daß zur weiteren Vorsorge gegen Risi-ken für die Allgemeinheit die Genehmigung nur erteiltwerden darf, wenn auf Grund der Beschaffenheit und desBetriebs der Anlage auch Ereignisse, deren Eintritt durchdie zu treffende Vorsorge gegen Schäden praktisch ausge-schlossen ist, einschneidende Maßnahmen zum Schutz vorder schädlichen Wirkung ionisierender Strahlen außerhalbdes abgeschlossenen Geländes der Anlage nicht erforder-lich machen würden. Satz 1 gilt nicht für die Errichtungund den Betrieb von Anlagen, für die bis zum 31. Dezem-ber 1993 eine Genehmigung oder Teilgenehmigung erteiltworden ist, sowie für wesentliche Veränderungen dieserAnlage oder ihres Betriebs.

....

"Para. 2 no. 3 applies to facilities for the fission of nuclearfuel to produce electricity under the condition that, withrespect to further precautions against risks to the generalpublic, a license may only be issued provided, on account ofthe design and operation of the facility even events theoccurrence of which are practically excluded due to therequired precautions taken against damages would notrequire drastic protective measures regarding the harmfuleffects of ionizing radiation outside the enclosed site of thefacility. Sentence 1 does not apply to the design and opera-tion of facilities for which a license or partial license hasbeen issued prior to December 31, 1993, nor to essentialchanges of these facilities or of their operation.

....."

Anmerkung der KTA-GS:

Diese Änderung ist aber - wie ausdrücklich in Satz 2vermerkt - für bestehende Anlagen nicht relevant

Comment by the KTA Secretariat:

This amendment (of the Atomic Energy Act) is not rele-vant to existing facilities, as explicitly stated in the secondsentence.


Sicherheitskriterien für Kernkraft-werke (21.10.1977)mit Interpretationen

Safety Criteria for Nuclear PowerPlants (Oct. 21, 1977)together with their interpretations

Kriterium 5.2 Störfallinstrumentierung Criterion 5.2 Incident Instrumentation

Im Kernkraftwerk müssen Einrichtungen zur Messung undRegistrierung vorhanden sein, die bei und nach Störfällenund bei unvorhersehbaren Ereignisabläufen

The nuclear power plant shall be provided with measuringand recording equipment which, during and after incidentsor unforeseeable events,

1. ausreichende Informationen über den Zustand derAnlage liefern, um die erforderlichen Schutzmaßnah-men für Personal und Anlage ergreifen zu können,

1. supplies sufficient information about the condition of theplant to enable taking necessary protective measures forstaff and plant,

2. Hinweise auf den Verlauf geben und seine Dokumenta-tion ermöglichen,

2. shows the course of events and enables its documenta-tion,

3. eine Abschätzung der Auswirkungen auf die Umgebunggestatten.

3. enables estimating the impact on the environment.

Richtlinie zur Emissions- und Im-missions-Überwachungkerntechnischer Anlagen(BMU, 19.08.1993)

Guideline on the Monitoring andSurveillance of Emissions and In-tromissions in Nuclear Facilities(BMU, Aug. 19, 1993)

....

2 Emissionsüberwachung

....

2.3 Störfall/Unfall

....

2 Monitoring and Surveillance ofEmissions

....

2.3 Incident / Accident

Die Überwachung von Ableitungen radioaktiver Stoffenach Art und Aktivität ist auch im Störfall/Unfall sicherzu-stellen. Die dazu erforderlichen Messungen sind Grundlagefür die Beurteilung, ob eine die Grenzwerte des§ 45 StrlSchV übersteigende Strahlenexposition die Folgesein kann. Für eine schnelle Abschätzung der radiologi-schen Auswirkungen kann der Einsatz automatischarbeitender Meßeinrichtungen angezeigt sein.

Monitoring and surveillance of the release of radioactivematerials according to type and activity shall be ensuredeven in case of an incident or accident. The necessarymeasurements shall be the basis for the assessment ofwhether or not the subsequent radiation exposure willexceed the limit values in accordance with Sec. 45StrlSchV. For a quick estimation of the radiological effects,automatic measuring and evaluation equipment may beemployed.

....

4 Immissionsüberwachung

....

4.4 Messungen im Störfall/Unfall

....

4 Monitoring and Surveillance ofIntromissions

....

4.4 Measurements During anIncident or Accident

Auf der Grundlage vorbereiteter Störfallmeßprogrammesollen Genehmigungsinhaber und unabhängige Meßstellen

On the basis of prepared incident measurement programs,the licensee and independent measurement organizations


Probeentnahme-, Meß- und Auswerteverfahren für denStörfall/Unfall im erforderlichen Umfang bereithalten underproben. Die erforderlichen Messungen sind durch regel-mäßige Meßfahrten der Genehmigungsinhaber und derunabhängigen Meßstellen an festgelegten Probeentnahme-und Meßpunkten des Störfallmeßprogramms einzuüben.Durchgeführte Übungen sind zu dokumentieren; eineDokumentations- und Berichtspflicht für Übungsmeßer-gebnisse gemäß Abschnitt 5 besteht nicht.

should keep in readiness adequate and tested sampling,measurement and evaluation procedures for the case ofincidents or accidents. The required measurements shall beregularly practiced in measurement excursions by thelicensee and the independent measurement organizations tospecified sampling and measurement points in accordancewith the incident measurement program. The practice runsshall be documented; the results of the practice measure-ments are not required to be documented and reported inaccordance with Sec. 5.

Bei störfall-/unfallbedingten Emissionen (Ableitungen oderFreisetzungen) radioaktiver Stoffe sind vom Genehmi-gungsinhaber und den unabhängigen Meßstellen zunächststichprobenartige Messungen in den möglichen Gefähr-dungsbereichen auf der Grundlage desStörfallmeßprogramms vorzunehmen. Bei Emissionen indie Luft sind

With respect to emissions (disposal or release) of radioac-tive materials on account of incidents or accidents, thelicensee and the independent measurement organizationsshall first perform random measurements based on theincident measurement program in the possible hazard areas.In the case of airborne emissions

- vordringlich die Ortsdosisleistung und die Radioakti-vitätskonzentration in der Luft zu ermitteln,

- the local dose rate and the concentration of radioactivityof the atmosphere shall be determined with top priority,

- danach die Radioaktivitätskonzentration im Nieder-schlag, die Ablagerung radioaktiver Stoffe auf derBodenoberfläche sowie die spezifische Aktivität desBewuchses, die Konzentration radioaktiver Stoffe inder Milch und im Oberflächenwasser.

- and then, the concentration of radioactivity in precipita-tion, the deposition of radioactive materials in thesurface soil as well as the specific radioactivity of theplants, the concentration of radioactive materials in themilk and in the surface water.

Zusätzliche Überwachungsmaßnahmen im Störfall/Unfallrichten sich nach der Lage des Einzelfalls.

Any additional monitoring and surveillance measures in thecase of an incident or accident depend on the individualsituation.

... ....

RSK-Leitlinien für Druckwasserre-aktoren(3. Ausgabe vom 14.10.1981 mitspäteren Änderungen)

RSK-Guidelines for PressurizedWater Reactors(3rd edition of Oct. 14, 1981, includinglater changes)

....

25. Störfallinstrumentierung

25.1 Allgemeine Anforderungen

....

25. Incident Instrumentation

25.1 General Requirements

(1) Die Störfallinstrumentierung hat die Aufgabe, vor,während und nach

(1) The incident instrumentation has the tasks before,during and after

- einem Störfall oder - an incident or

- einem Ereignis, das zu einer erhöhten Freisetzung vonradioaktiven Stoffen in die Kernkraftwerksumgebungführen kann,

- an event that could lead to an increased release ofradioactive materials into the environment of the nuclearpower plant,

einen Überblick über den Betriebszustand zu ermöglichenund alle den Anlagenzustand beschreibenden wesentlichenDaten sowie die wichtigsten Wetterdaten anzuzeigen undzeitgerecht zu dokumentieren.

of enabling a survey of the operating state and of displayingand documenting in the correct time sequence all essentialdata describing the state of the plant as well as the mostessential weather data.

.... ....


25.3 Störfallfolgeinstrumentierung 25.3 Post-incident Instrumentation

25.3.1 Auslegung 25.3.1 Design

(1) Die Störfallfolgeinstrumentierung ist so auszulegen,daß die Daten, die nach Eintreten

(1) The post-incident instrumentation shall be designed suchthat, after occurrence of

- eines Störfalls oder - an incident or

- eines Ereignisses, das zu einer erhöhten Freisetzungradioaktiver Stoffe in die Kernkraftwerksumgebungführen kann,

- an event that could lead to an increased release ofradioactive materials into the environment of the nuclearpower plant,

für die Beurteilung der Anlagensicherheit, der Wirksamkeitdes Sicherheitssystems und für die Entscheidung überNotfallschutzmaßnahmen* eine entscheidende sicherheits-technische Bedeutung haben, zuverlässig und ausreichendgenau angezeigt und dokumentiert werden.

those data which due to their safety relevance are of deci-sive importance to the evaluation of the plant safety and ofthe effectiveness of the safety systems as well as for decid-ing on accident management measures *, that those data aredisplayed and recorded reliably and with a sufficient degreeof accuracy.

* Hinweis:

Um Notfallschutzmaßnahmen einleiten und durchführenzu können, ist neben der im Kap. 25 geforderten Stör-fallinstrumentierung innerhalb der Anlage eine rascheDurchführung von Messungen außerhalb der Anlage inder Kernkraftwerksumgebung sicherzustellen. (Siehe"Empfehlung zur Planung von Notfallschutzmaßnahmendurch Betreiber von Kernkraftwerken", verabschiedet imLänderausschuß für Atomkernenergie am 15. Und16.06.1976.

* Note:

To enable the initiation and execution of accident man-agement measures, in addition to the incident instrumen-tation inside the plant as required in accordance withSec. 25, it shall be assured that measurements arepromptly performed outside of the plant in the environ-ment of the nuclear power plant. (See "Recommendationson the Planing of Accident Management Measures by theOperators of Nuclear Power Plants" approved by theFederal States' Committee for Atomic Energy on June 15and 16, 1976).

...... ......

RSK-Empfehlungen Recommendations by the RSK

Die RSK hat in verschiedenen Sitzungen zum anlagenin-ternen Notfallschutz von Leichtwasserreaktoren Stellunggenommen. Diese Empfehlungen, deren genauer Wortlautim Anhang B nachzulesen ist, sind hier nur mit ihrem Titelund der Nomenklatur des RS-Handbuchs zitiert:

In several sessions, the RSK (Reactor Safety Commission)has presented its position on plant-internal accident man-agement in light water reactors. The resulting recom-mendations, the literal texts of which are presented inAppendix B, are cited below by their title and by the corre-sponding enumeration in the BMU Reactor Safety Manual:

4.6.25 Überprüfung der Sicherheit der Kernkraftwerke mitLeichtwasserreaktor in der BundesrepublikDeutschland (218. Sitzung am 17.12.1986, BAnz.Nr. 52 vom 17.03.1987)

4.6.25 Review of the Safety of Nuclear Power Plants withLight Water Reactors in Federal Republic of Ger-many (218th Session on Dec. 17, 1986; BAnz. 1987,No. 52)

4.6.26 1. Überprüfung der Sicherheit der Kernkraftwerkemit Leichtwasserreaktor in der BundesrepublikDeutschland (222. Sitzung am 24.06.1987, BAnz.Nr. 157 vom 26.08.1987)

4.6.26 First Review of the Safety of Nuclear Power Plantswith Light Water Reactors in Federal Republic ofGermany (222nd Session on June 24, 1987; BAnz.1987, No. 157)

4.6.27 Anlageninterner Notfallschutz bei Kernkraftwerkenmit Leichtwasserreaktor (226. Sitzung am21.10.1987, BAnz. Nr. 47a vom 09.03.1988)

4.6.27 Plant-internal Accident Management in NuclearPower Plants with Light-Water Reactors (226th Ses-sion on Oct. 21, 1987; BAnz. 1988, No. 47a)

4.6.30 Untersuchungen zu Ereignisabläufen für Kern-kraftwerke mit Siedewasserreaktoren unter Einbe-ziehung von Maßnahmen des anlageninternen Not-fallschutzes am Beispiel des Kernkraftwerkes

4.6.30 Investigation on Event Sequences in Nuclear PowerPlants with Boiling Water Reactors Taking Plant-internal Accident Management Measures into Ac-count - Exemplified for the Nuclear Power Plant


Krümmel (KKK) (230. Sitzung am 16.03.1988,BAnz. Nr. 105 vom 09.06.1988)

Kruemmel (KKK) (230th Session on March 16,1988; BAnz. 1988, No. 105)

4.6.32 Abschlußbericht über die Ergebnisse der Sicher-heitsüberprüfung der Kernkraftwerke in der Bun-desrepublik Deutschland durch die RSK (238. Sit-zung am 23.11.1987, BAnz. Nr. 47a vom8.03.1989)

4.6.32 Final Report on the Results of the Safety Assessmentof the Nuclear Power Plants in the Federal Republicof Germany by the RSK (238th Session on Nov. 23,1987; BAnz. 1989, No. 47a)

4.6.39 Behandlung auslegungsüberschreitender Ereignis-abläufe für die in der Bundesrepublik Deutschlandbetriebenen Kernkraftwerke mit Druckwasserreak-toren; Positionspapier der RSK zumanlageninternen Notfallschutz im Verhältnis zumanlagenexternen Katastrophenschutz (273. Sitzungam 9.12.1992, BAnz. 1993, Nr. 58)

4.6.39 Treatment of Sequences of Events Beyond theDesign Basis for the Nuclear Power Plants withPressurized Water Reactors Operated in the FederalRepublic of Germany; Positional Paper of the RSKon the Relationship Between Plant-internal AccidentManagement and Plant-external Disaster ControlMeasures (273rd Session on Dec. 9, 1992; BAnz.1993, No. 58)

4.7.3 Maßnahmen zur Risikominderung bei Freisetzungvon Wasserstoff in den Sicherheitsbehälter nachauslegungsüberschreitenden Ereignissen (284. Sit-zung am 20.4.1994, BAnz. 1994, Nr. 130)

4.7.3 Measures for Risk Minimization with Respect to theRelease of Hydrogen in the Containment Vessel afterEvents Beyond the Design Basis (284th Session onApril 20, 1994; BAnz. 1994, No. 130)

SSK-Empfehlung Recommendations by the SSK

Die SSK hat in ihrer 79. Sitzung zum anlageninternenNotfallschutz von Leichtwasserreaktoren Stellung genom-men. Die Empfehlungen, deren genauer Wortlaut imAnhang B nachzulesen ist, sind hier nur mit ihrem Titelund der Nomenklatur des RS-Handbuchs zitiert:

In its 79th session, the SSK (Radiological Protection Com-mission) has presented its position on plant-internal acci-dent management for light water reactors. The resultingrecommendations, the literal text of which is presented inthe Appendix B, is cited below by its title and by the corre-sponding enumeration in the BMU Reactor Safety Manual:

5.27 Druckentlastung des Reaktor-Sicherheitsbehältersund Zuluftfilterung für die Hauptwarte(79. Sitzung am 04.11.1987, BAnz. 1988, Nr. 5)

5.27 Depressurization of the Containment Vessel andSupply-Air Filtering for the Main Control Room (79th

Session on Nov. 4, 1987; BAnz. 1988, No. 5)

Die genannten RSK- und SSK-Protokolle enthalten Emp-fehlungen zu Druckwasserreaktoren undSiedewasserreaktoren, die hier stichpunktartig aufgelistetsind:

The cited RSK and SSK recommendations contain specificrecommendations for pressurized water reactors and boilingwater reactors the key-words of which are listed below:

DWR PWR- Gesicherter Gebäudeabschluß (4.6.25 2.1.1) - assured containment isolation (4.6.25 Sec. 2.1.1)

- Wartenzuluftfilterung (4.6.25 2.1.2, 5.27) - supply-air filtering for the main control room(4.6.25 Sec. 2.1.2; 5.27)

- Gefilterte Druckentlastung des RSB (4.6.25 2.2.1;4.6.32 B I 9.3.2.5, 5.27)

- filtered depressurization of the containment vessel(4.6.25 Sec. 2.2.1; 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.5; 5.27)

- Notfallhandbuch (4.6.32 B I 9.2) - emergency manual (4.6.32 B I Sec. 9.2)


- Notstromversorgung (4.6.32 B I 9.3.1)durch NachbarblockErhöhte BatteriekapazitätSchnelle NetzrückschaltungZus. Netzanschluß/Erdkabel

- emergency power supply (4.6.32 B I Sec. 9.3.1)from neighboring plant unit,Increased capacity of batteries,Prompt restoration of grid supply,Additional mains supply via underground cable

- Sekundärseitige Einspeisung (4.6.32 B I 9.3.2.1) - secondary feed (4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)

- Sekundärseitige Druckentlastung (4.6.32 B I 9.3.2.1) - secondary bleed (4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)

- Primärseitige Einspeisung (4.6.32 B I 9.3.2.1) - primary feed (4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)

- Primärseitiges Druckentlastung (4.6.32 B I 9.3.2.1) - primary bleed (4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)

- H2-Gegenmaßnahmen (4.6.32 B I 9.3.2.2; 4.6.27 1 4.1,4.7.3)

- hydrogen build-up countermeasures(4.6.32 B I Sec. 9.3.2.2; 4.6.27 1 4.1, 4.7.3)

- Probenahmesystem RSB (4.6.32 B I 9.3.2.4) - sampling system in the containment vessel(4.6.32 B I Sec. 9.3.2.4)

- Positionspapier zum anlageninternen Notfallschutz imVerhältnis zum anlagenexternen Katastrophenschutz(4.6.39)

- positional paper regarding the relationship betweenplant-internal accident management and plant-externaldisaster control measures (4.6.39)

SWR BWR- Gesicherter Gebäudeabschluß (4.6.25 2.1.1) - assured containment isolation (4.6.25 Sec. 2.1.1)

- Inertisierung des RSB (4.6.25 2.3.1; 4.6.27 1 3.2;4.6.27 1. 4.2; 4.6.30)

- inertisation of the containment vessel atmosphere(4.6.25 Sec. 2.3.1; 4.6.27 1 Sec. 3.2 and 4.2; 4.6.30)

- Gefilterte Druckentlastung des RSB (4.6.26 2, 4.6.30) - filtered depressurization of the containment vessel(4.6.26 Sec. 2; 4.6.30)

- Autarkes Einspeisesystem (4.6.27 1 3.1) - independent injection system (4.6.27 1 Sec. 3.1)

- Wartenzuluftfilterung (4.6.27 5) - supply-air filtering for the main control room(4.6.27 1 Sec. 5)

- Notfallhandbuch (4.6.32 B I 9.2) - emergency manual (4.6.32 B I Sec. 9.2)

- Notstromversorgung (4.6.32 B I 9.3.1)durch NachbarblockErhöhte BatteriekapazitätSchnelle NetzrückschaltungZus. Netzanschluß/Erdkabel

- emergency power supply (4.6.32 B I Sec. 9.3.1)from neighboring plant unit,Increased capacity of batteries,Prompt restoration of grid supply,Additional mains supply via underground cable

- H2-Gegenmaßnahmen (4.6.32 B I 9.3.2.2,) - hydrogen build-up countermeasures(4.6.32 B I Sec. 9.3.2.2)

- Probenahmesystem RSB (4.6.32 B I 9.3.2.4) - sampling system in the containment vessel(4.6.32 B I Sec. 9.3.2.4)

- Diversitäre Druckentlastung des RSB (4.6.32 B II 2.4) - diversitary depressurization of the containment vessel(4.6.32 B II Sec. 2.4)

- Positionspapier zum anlageninternen Notfallschutz imVerhältnis zum anlagenexternen Katastrophenschutz(4.6.39)

- positional paper regarding the relationship betweenplant-internal accident management and plant-externaldisaster control measures (4.6.39)


KTA-Regeln KTA Safety Standards

KTA 3502 Störfallinstrumentierung KTA 3502, Incident Instrumentation

...

2 Begriffe

...(6) Störfallübersichtsanzeige

Die Störfallübersichtsanzeige ist Teil der Störfallanzeige,der die wesentlichen, den Zustand der Anlage bei Störfäl-len beschreibenden Meßgrößen beschreibt.

....

2 Definitions

....(6) Incident surveillance display equipment

The incident surveillance display equipment is that part ofthe incident display equipment which displays the essentialmeasurement parameters describing the condition of theplant in the case of incidents.

Hinweis:

Mit Hilfe der Störfallübersichtsanzeige soll nachEintritt eines Störfalls die Erkennung des Anlagen-zustands, eine Abschätzung radiologischerAuswirkungen auf die Umgebung und die Erken-nung der Notwendigkeit der Einleitung vonMaßnahmen zum Schutz der Anlage und der Umge-bung möglich sein.

Diese Information sollen gegebenenfalls Hinweiseauf die Einleitung von Notfallschutzmaßnahmen ge-ben

Note:

With the aid of incident surveillance display equip-ment it should be possible to determine the conditionof the plant, estimate the radiological effects on theenvironment and determine whether it is necessary toinitiate measures for the protection of the plant andthe environment after an incident has occurred.

This information should give instructions regardingthe possibly required initiation of accident manage-ment measures.

(7) Weitbereichsanzeige

Die Weitbereichsanzeige ist der Teil der Störfallanzeige,der Meßgrößen zur Information über die Annäherung vonAnlagenparametern an die Auslegungsgrenzwerte derAktivitätsbarrieren und bei Überschreitung der Ausle-gungswerte den weiteren Verlauf dieser Anlagenparameteranzeigt.

....

(7) Wide range display equipment

The wide range display equipment is that part of the inci-dent display equipment which displays the measurementparameters required to provide information about whetherthe plant parameters are approaching the design values ofthe activity barriers and, in the case of the design valuesbeing exceeded, displays the further development of theseplant parameters.

....


3 Existierende Nachrüs-tungen in deutschenKernkraftwerken

3 Backfitting MeasuresPerformed in GermanNuclear Power Plants

In den folgenden beiden Tabellen sind die Hardwaremaß-nahmen aufgeführt, die in deutschen Kernkraftwerkenbereits gemäß den im letzten Kapitel aufgeführten vorhan-denen Aussagen in Richtlinien, Empfehlungen und Regelnzum anlageninternen Notfallschutz verwirklicht wurden. Eswird in der Tabelle angegeben, ob es sich um eine Nach-rüstmaßnahme handelt, und wann bzw. wieweit dieserealisiert ist, oder ob - wie es bei verschiedenen neuerenAnlagen teilweise der Fall ist - die Maßnahmen bereits inder Auslegung des Kraftwerks berücksichtigt wurden.

The following two tables list the hardware measures re-garding plant-internal accident management that, inaccordance with the specifications in the guidelines, rec-ommendations and standards cited in the previous chapter,have been implemented in German nuclear power plants. Itis specified in the tables whether it is a backfitting measureand when and to what extent it was implemented or whether- as is partly the case in several of the newer plants - themeasures had already been taken into consideration in thepower plant design.

Die Angaben basieren auf dem KT-IB-12-REV-1 des BfS(J. Hutter, H. Klonk, F. Seidel, J. Ziegenhagen: "Stand derUmsetzung der von der Reaktor-Sicherheitskommissionempfohlenen Maßnahmen des anlageninternen Notfall-schutzes in den Kernkraftwerken der BundesrepublikDeutschland (ohne Anlagen mit Reaktoren des TypsWWER)", KT-IB-12, 1992), der auch auf der 125. Sitzungdes LWR-Ausschusses der RSK (30.11.1994) vorgestelltwurde, und wurden mit Hilfe des VGB ergänzt und aktuali-siert.

The information (in the tables) is based on the BfS reportKT-IB-12-REV-1 (J. Hutter, H. Klonk, F. Seidel, J. Ziegen-hagen, "Status of the Realization in German Nuclear PowerPlants (with the Exception of Plants with VVER-typeReactors) of the Recommendations by the Reactor SafetyCommission with Respect to Plant-internal Accident Man-agement Measures", KT-IB-12, 1992) which was alsopresented in the 125th session of the RSK Light WaterReactor Committee (Nov. 30, 1994); the VGB helped tosupplement this information and bring it up to date.

Abkürzungen:

K KonzeptA AntragG GenehmigungV VorbereitungT TeilrealisiertR RealisiertAusl. Keine Nachrüstmaßnahme, sondern Anlage

wurde bereits entsprechend ausgelegt

Nomenclature:

C ConceptA Application (of license)G Granted licenseW Work in preparationP Partially implementedF Fully implementedDesign No backfitting required because plant has

already been designed accordingly

Pressurized Water Reactors:

KWO Nuclear Power Plant Obrigheim

KKS Nuclear Power Plant Stade

KWB A Nuclear Power Plant Biblis A

KWB B Nuclear Power Plant Biblis B

GKN 1 Mutual Nuclear Power Plant Neckar 1

KKU Nuclear Power Plant Unterweser

KWG Nuclear Power Plant Grohnde

KKG Nuclear Power Plant Grafenrheinfeld

KKP 2 Nuclear Power Plant Philippsburg 2

KBR Nuclear Power Plant Brokdorf

KMK Nuclear Power Plant Muehlheim-Kaerlich

KKI 2 Nuclear Power Plant Isar 2

KKE Nuclear Power Plant Emsland

GKN 2 Mutual Nuclear Power Plant Neckar 2

Boiling Water Reactors:

KKB Nuclear Power Plant Brunsbuettel

KKI 1 Nuclear Power Plant Isar 1

KKP 1 Nuclear Power Plant Philippsburg 1

KKK Nuclear Power Plant Kruemmel

KRB B Nuclear Power Plant Gundremmingen B

KRB C Nuclear Power Plant Gundremmingen C


3.1 Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors

Measure KWO KKS KWBA

KWBB

GKN 1 KKU KKG KWG KKP 2 KBR KMK KKI 2 KKE GKN 2

F Fuel Element Cooling

1 Secondary bleed F/91 F/91 A/90 A/90 F/92 F/92 F/95 F/93 F/90 F P/90 F/95 F Design

2 Secondary feed F/91 F/92 P/89 P/89 F/91 F/92 F/95 F/93 F/92 F/94 P/90 F/95 F/90 F/91

3 Primary bleed F/92 F/91 F/90 F/90 F/93 F/92 A/95 A/94 F/93 C/94 A/94 F/95 A F/93

4 Primary feed F/91 F/91 F/90 F/90 F/93 C/90 A/95 Des-ignW/

93

F/90F/95

F/89 P F/95 Design Design

C Confinement of Radioactive Materials

1 Filtered depressurization F/91 P/90 A/89 A/89 F/92 F/92 F/93 F/93 F/90 F/86 A/89 Design,F/91

F/91 F/90

2 Hydrogen build-upcountermeasures

1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1) 1)

L Limitation of Radiation Exposure

1 Assured containmentisolation

F/91 P/88 F/91 F/91 F/90 F/91 F/91 Design F F Design F F/88 Design

2 Supply-air filtering formain control room

F/90 F/92 F/89 F/89 F/91 F/89 F/92 F/90 F/90 P/89 F/89 Design F/88 F/88

3 Sampling system in thecontainment vessel

2) 2) 2) 2) 2) 2) K 2) 2) 2) 2) P/92 2) 2)

AD Administration

1 Emergency manual F/89/92 F/92 F/90 F/90 F/92 F/89 F/93 F/92 F/90 F/87 F/91 F/91 F/89 F/88

2 Theoretical and practicalemergency training

F F F F F F F F F F F F F F

ES Energy and Support Media Supply

1 Emergency power supply

from neighboring plantunit

- - F F F - - - F - - 3) - F/88

2 Increased capacity ofbatteries

F/89 Design F F F/89/93 Design Design Design F F Design F/89 F/88/90 F

3 Prompt restoration ofgrid supply

Design F/90 F/90 F/90 F/89 F/89 F F/90 F/89 G/93 F F Design Design

4 Additional mainssupply via under-ground cable

F/89 F/92 F/85 F/85 F/89 F/92 F/95 F/93 F/92 F/95 Design F/92 F/93 F/88

1) This subject is in discussion at this time; it is suggested that all licensees / operators carry out the plant specific implementa-tion uniformly in accordance with the recommendations of the RSK.(Das Thema wird zur Zeit noch beraten; anlagenspezifische Realisierungen sollen einheitlich von den Betreibern gemäß derEmpfehlung der RSK vorgenommen werden.)

2) This subject is in discussion at this time; it is suggested that all licensees / operators carry out the plant specific implementa-tion uniformly in accordance with the recommendations of the RSK.

3) Both units utilize the 6 kV connection to the water power plant Niederaichbach(Nutzung des 6 kV-Anschlusses an das Wasserkraftwerk Niederaichbach von beiden Blöcken)

Table 3.1: Status of the implementation of accident management measures in nuclear power plants with pressurizedwater reactors

(Stand der Umsetzung der Maßnahmen zum anlageninternen Notfallschutz in Kernkraftwerken mitDruckwasserreaktor)


3.2 Nuclear Power Plants with Boiling Water Reactors

Measure KKB KKI 1 KKP 1 KKK KRB B KRB C

F Fuel Element Cooling

1 Independent injection system F F/89-91 F/89-91 F - -

2 Diversitary depressurization of the con-tainment vessel

F/91 F/89-90 F/90 F/91 F/92 F/92

3 Additional possibility for injection andfill-up of the reactor pressure vessel

F F/91 F/90 F F/94 1) F/94 1)

E Confinement of Radioactive Materials

1 Filtered depressurization of the contain-ment vessel (includes increase of thefailure pressure)

F/88 F/88 F/88 F/88 F/90 F/90

2 Hydrogen build-up countermeasures,inertisation of the containment vesselatmosphere

F/88 F/88 F/88 F/88 F/90 4) F/90 4)

L Limitation of Radiation Exposure

1 Assured containment isolation Design F F Design Design Design

2 Supply-air filtering for main control room P F/88 F/89 P F/90 F/90

3 Sampling system in containment vessel 3) 3) 3) 3) 3) 3)

AD Administration

1 Emergency manual F F/91 F/89 F/91 F/91 F/91

2 Theoretical and practical emergencytraining

F F F F F F

ES Energy and Support Media Supply

1 Emergency power supplyfrom neighboring plant unit

- 2) F - F F

2 Increased capacity of batteries Design Design F Design Design Design

3 Prompt restoration of grid supply F F F F F F

4 Additional mains supply via undergroundcable

F/90 5) F/90 F F F/91 F/91

1) Measures are essentially implemented; partially implemented is the measure ZUNA(Maßnahmen großteils realisiert, teilrealisiert: Maßnahmen ZUNA)

2) Both units utilize the 6 kV connection to the water power plant Niederaichbach(Nutzung des 6 kV-Anschlusses an das Wasserkraftwerk Niederaichbach von beiden Blöcken)

3) This subject is in discussion at this time; it is suggested that all licensees / operators carry out the plant specific implementa-tion uniformly in accordance with the recommendations of the RSK.(Das Thema wird zur Zeit noch beraten; anlagensp. Realisierungen sollen einheitlich von den Betreibern gemäß der Emp-fehlung der RSK vorgenommen werden.)

4) Dependent upon pending RSK recommendation, KRB are considering the deployment of recombining or ignition systemssince a complete inertisation of the containment vessel atmosphere is impossible.(bei KRB wird, abhängig von einer noch ausstehenden Empfehlung der RSK der Einsatz von Rekombinatoren bzw. Zündernerwogen, da ein komplettes Inertisieren des RSB nicht möglich ist.)

5) Additionally, a gas turbine is available that is equipped with a black start-up device(zusätzlich ist eine Gasturbine mit Schwarzstarteinrichtung vorhanden)

Table 3.2: Status of the implementation of accident management measures in nuclear power plants with boilingwater reactors

(Stand der Umsetzung der Maßnahmen zum anlageninternen Notfallschutz in Kernkraftwerken mitSiedewasserreaktor)


4 Einordnung der Aussa-gen, der Hardware undder betroffenen KTA-Regeln in die schutzziel-orientierte Gliederung

4 Correlation of Specifica-tions, Hardware and Cor-responding KTA SafetyStandards to the Struc-ture of the Protection-goal Oriented Concept

In diesem Kapitel soll eine vorläufige Einordnung der obenaufgeführten anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen indie Struktur des Schutzzielkonzeptes (siehe Abschnitt 1.3)erfolgen.

This chapter presents a tentative correlation of the plant-internal accident management measures cited above to thestructure of the protection-goal oriented concept (seeSec. 1.3).

Es werden jeweils die Grundlagen aus Regeln und Richtli-nien und die in den Kraftwerken realisierte oder geplanteHardware in die Struktur des Schutzzielkonzeptes einge-ordnet.

The basic requirements from standards and guidelines andthe implemented or planed hardware measures in the nu-clear power plants are correlated to the structure of theprotection-goal oriented concept.

Darüber hinaus werden zu jeder der aufgelisteten Maß-nahmen die KTA-Regel-Serien aufgelistet, die thematischberührt sein können und die daraufhin zu überprüfenwären.

Furthermore, for each of the measures listed, the KTAsafety standards and standard series are cited that arepossibly thematically related and which would have to bechecked accordingly.

R Kontrolle der Reaktivität(DWR und SWR)

R Control of Reactivity(PWR and BWR)

Zum Schutzziel „Kontrolle der Reaktivität“ sind keineanlageninternen Notfallschutzmaßnahmen vorgesehen undnotwendig, da die Einhaltung des Schutzzieles durch dieAuslegung abgedeckt wird.

No plant-internal accident management measures areprovided for the protection goal "control of reactivity", norare any necessary, since this protection goal is alreadyachieved by the basic design.

K Kühlung der Brennelemente(DWR)

C Cooling of the Fuel Assemblies(PWR)

Standards and Guidelines Hardware KTA Safety Standards andStandard Series

C1 Secondary bleed(RSK Recommendation 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)

partially implemented 3211, 3301, 3504

C2 Secondary feed(RSK Recommendation 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)

fully implemented 3211

C3 Primary bleed(RSK Recommendation 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)


C4 Primary feed(RSK Recommendation 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.1)



K Kühlung der Brennelemente(SWR)

C Cooling of the Fuel Assemblies(BWR)


C1 Independent injection system (TJ system)(RSK Recommendation 4.6.27 1 Sec. 3.1)

fully implemented 3201, 3301

C2 Diversitary depressurization of the containment vessel(RSK Recommendation 4.6.32 B II Sec. 2.)

fully implemented 3201, 3401

C3 Additional possibility for injection and fill-up of thereactor pressure vessel (RSK Recommendation 4.6.27)

partially implemented 3201, 3301

E Einschluß der radioaktivenStoffe (DWR)

E Enclosure of the RadioactiveMaterials (PWR)


E1 Filtered depressurization (RSK Recommendations 4.6.25Sec. 2.2.1, 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.5; SSK Recommenda-tion 5.27)

partially implemented 1503, 3401, 3404, 3413, 3601

E2 Hydrogen build-up countermeasures (RSK Recommen-dations 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.2, 4.6.27 1 Sec. 4.1; 4.7.3)

in discussion 3406, 3601

E Einschluß der radioaktivenStoffe (SWR)

E Enclosure of the RadioactiveMaterials (BWR)


E1 Filtered depressurization of the reactor containmentvessel (RSK Recommendation. 4.6.26 Sec. 2, 4.6.30)

fully implemented 1503, 3401, 3404, 3413, 3601

E2 Hydrogen build-up countermeasures, inertisation of thecontainment vessel atmosphere (RSK Recommendations4.6.25 Sec. 2.3.1, 4.6.27 1 Sec. 4.2, 4.6.32 B I Sec.9.3.2.2, 4.7.3)

in discussion 3406, 3601

S Begrenzung der Strahlenexposi-tion (DWR)

L Limitation of Radiation Expo-sure (PWR)


L1 Assured containment isolation (RSK Recommendation4.6.25 Sec. 2.1.1)

fully implemented 1502, 3403, 3404, 3407, 3413,3601, 3706

L2 Supply-air filtering for main control room (RSK Recom-mendation 4.6.25 Sec.2.1.2, SSK Recommendation 5.27)

fully implemented 1502, 3601, 3706, 3904

L3 Sampling system for atmosphere from the containmentvessel (RSK Recommendation 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.4)

not implemented


S Begrenzung der Strahlenexposi-tion (SWR)

L Limitation of Radiation Expo-sure (BWR)


L1 Assured containment isolation (RSK Recommendation4.6.25 Sec. 2.1.1)

fully implemented 1502, 3403, 3404, 3407,3413, 3601, 3706

L2 Supply-air filtering for main control room (RSK Recommendation 4.6.27 Sec.5)

fully implemented 1502, 3601, 3706, 3904

L3 Sampling system for atmosphere from the containmentvessel (RSK Recommendation 4.6.32 B I Sec. 9.3.2.4)

not implemented

ZV Zuverlässigkeit (DWR u. SWR) RY Reliability (PWR and BWR)

Zur schutzzielübergreifenden Hilfsfunktion „Zuverlässig-keit“ sind keine anlageninternen Notfallschutzmaßnahmenvorgesehen.

There are no plant-internal accident measures intended forthe auxiliary function "reliability" which envelops all of theprotection goals.

GA Gesamtanlage (DWR u. SWR) OP Overall Plant (PWR and BWR)

Zur schutzzielübergreifenden Hilfsfunktion „Gesamtan-lage“ sind keine anlageninternen Notfallschutzmaßnahmenvorgesehen.

There are no plant-internal accident measures intended forthe auxiliary function "overall plant" which envelops all ofthe protection goals.

AD Administratives (DWR u. SWR) AD Administrative Measures (PWRand BWR)


AD1 Emergency manual (RSK Recommendation 4.6.32B I Sec. 9.2)


AD2 Theoretical and practical emergency training(official publication of the BMI on Dec. 27, 1976)


LT Leittechnik (DWR und SWR) IC Instrumentation and Control(PWR and BWR)

Zur schutzzielübergreifenden Hilfsfunktion „Leittechnik“sind keine anlageninternen Notfallschutzmaßnahmenvorgesehen.

There are no plant-internal accident measures intended forthe auxiliary function "instrumentation and control" whichenvelops all of the protection goals.


EM Energie u. Medienversorgung(DWR und SWR)

PA Power and Auxiliary MediaSupply (PWR and BWR)


PA1 Emergency power supply from neighboring plantunit (4.6.32 B I Sec. 9.3.1)


PA2 Increased capacity of batteries(4.6.32 B I Sec. 9.3.1)


PA3 Prompt restoration of grid supply(4.6.32 B I Sec. 9.3.1)


PA4 Additional mains supply via underground cable(4.6.32 B I Sec. 9.3.1)


5 Kommentar 5 Commentary

Im folgenden wird zu jeder einzelnen Gruppe von Notfall-schutzmaßnahmen - soweit nach den vorliegendenInformationen möglich - kurz auf die Art der Realisierungund die Regelfähigkeit der Maßnahmen eingegangen.

In the following, every group of accident managementmeasures will be commented on - as far as possible, on thebasis of the given information - with regard to how themeasures are implemented and whether or not the prereq-uisites for the formulation of standards are given.

Im Rahmen der KTA-Arbeit ist darauf zu achten, ob dieVoraussetzungen aus §2 der Bekanntmachung über dieBildung eines Kerntechnischen Ausschusses erfüllt sind. Esist zu prüfen, ob sich aufgrund von Erfahrungen eineeinheitliche Meinung von Fachleuten der Hersteller,Ersteller und Betreiber von Atomanlagen, der Gutachterund Behörden abzeichnet.

With respect to the work of the KTA it must be ensuredthat Sec. 2 of the official publication regarding the For-mation of a Nuclear Safety Standards Commission (KTA)is fulfilled. Accordingly, it must be checked whether ornot a uniform opinion based on experience emergesamong the experts of the manufacturers and licensees /operators of nuclear facilities, the authorized experts andthe legal authorities.

Bei vielen der im folgenden aufgeführten Maßnahmenlassen sich zwar ein klares Schutzziel und daraus abgelei-tete Anforderungen formulieren, darüber hinaus ist aberentweder noch keine Erfahrung vorhanden, oder aber durchdie Vielfalt der realisierten Lösungen ist die Formulierungtechnischer Vorgaben nur eingeschränkt möglich.

In the case of many of the measures listed in the followingit is possible to formulate a definite protection goal andfrom these, in turn, to derive specific requirements;however, either there is as of yet no experience availableor the large variety of implemented solutions limits thepossibilities for formulating technical specifications.

Druckwasserreaktoren Pressurized Water Reactors

K1 Sekundärseitige Druckentlastung (Se-kundärseitiges Bleed)

C1 Secondary Bleed

Die Maßnahmen zum sekundärseitigen Bleed sind in vielenAnlagen realisiert.

The measures for a secondary bleed are implemented inmany plants.


Die technischen Voraussetzungen wurden meist bei Abbla-seregelventilen und FD-Sicherheitsventilen geschaffen:

In most of the cases, the technical prerequisites were builtinto the blow-off valves and main steam safety valves:

- Versorgung der Abblaseregelventile über unterbre-chungsloses Netz,

- Manuelle Betätigung der FD-Ventile vor Ort.

- power supply of the blow-off valves from an uninter-ruptible power supply,

- manual actuation of the main steam safety valves at theplace of installation.

In manchen Anlagen entsprechen die FD-Abblaseregelventile auch bereits auslegungsgemäß denoben genannten Anforderungen.

In several plants, the basic design of the main steam safetyvalves already satisfies the above mentioned requirements.

Da in manchen Anlagen die sekundärseitige Druck-entlastung bereits bei der Auslegung realisiert wurde,erscheint das Thema aus technischer Sicht regelfähig. Einenachträgliche Behandlung in KTA-Regeln ist grundsätzlichmöglich, aber aus in Kapitel 7 näher erläuterten Gründenderzeit nicht geboten.

Since secondary bleed has already been considered in thebasic design of several plants, it would seem possiblefrom a technical point of view to formulate safety stan-dards on this subject matter. However, even though atreatment in KTA safety standards is basically possible, itis presently not called for for reasons elaborated on inChapter 7.

K2 Sekundärseitige Einspeisung (Sekun-därseitiges Feed)

C2 Secondary Feed

Für das sekundärseitige Feed werden vielfältige Möglich-keiten genutzt:

Various measures are used to achieve a secondary feed:

Zusätzliche Einspeiseaggregate werden zusätzlich einge-bunden:

- notstromgesicherte Deionatpumpen (KWO, KKS),

- autarke Aggregate (z.B. mobile Feuerlöschpumpen)(alle Anlagen),

- vorhandene Hilfssysteme zur Deionatförderung (wiedas An- und Abfahrsystem).

Additional injection pumps are included:

- deionized water pumps with emergency power backup(KWO, KKS),

- independent pumps (e.g. mobile fire pumps)(all plants),

- available auxiliary supply systems for demineralizedwater (e.g. the start-up and shutdown system).

Zusätzliche Speisewasserquellen werden erschlossen:

- Deionatbehälter (Konvoi- u. Vorkonvoi-Anlagen,KWB),

- Wasservorräte in den Speisewasserbehälter und denSpeisewasserleitungen,

- Flußwasser, Feuerlösch- und/oder Trinkwassersystem(bei nahezu allen Anlagen).

Additional feed water supplies are opened up:

- demineralized water supply vessel (convoy and pre-convoy plants, KWB),

- water reserves in the feed water supply tank and in thefeed water supply lines,

- river water, fire water and/or drinking-water supplysystem (in almost all plants).

Eine Regelfähigkeit erscheint zur Zeit nicht gegeben. A formulation of safety standards on this subject matter isapparently not possible at this time.

K3 Primärseitige Druckentlastung (Primär-seitiges Bleed)

C3 Primary Bleed

Die Konzeptionen zur Realisierung des primärseitigenBleed sehen bei allen Anlagen eine Umrüstung der Druck-halter- (DH-) Armaturenstation vor:

In all plants, the concepts for realizing primary bleed arebased on back-fitting the pressurizer valve station:

- Nachrüstung von Vorsteuerarmaturen (motorbetätigt)für die eigenmedium-gesteuerten Sicherheits- undAbblaseventile (ausgelegt für Dampf-, Wasser- undMehrphasengemisch-Beaufschlagung mit redundanterbzw. diversitärer Ansteuerung durch federbelastetebzw. Magnetsteuerventile,

- installation of (motor operated) pilot valves for own-medium controlled safety and atmospheric steamdump valves (designed for steam, water or multiphasemixture operation) with a redundant or diversitary ac-tuation by spring-loaded or magnet operated controlvalves,


- leittechnische Einbindung der Maßnahme unter Beach-tung der Trennung von der Betriebsleittechnik.

- inclusion of the measure into the instrumentation andcontrol system with strict separation from the opera-tion related instrumentation and control.


K4 Primärseitige Einspeisung (Primärsei-tiges Feed)

C4 Primary Feed

Folgende Notkühlmaßnahmen nach primärseitiger Druck-entlastung sind vorgesehen bzw. bereits realisiert:

The following emergency cooling measures are imple-mented or planed to be implemented for the time phaseafter a primary bleed:

- automatische oder manuelle Einbindung des Leckage-ergänzungs-, Volumenregel- und/oder Zusatzborier-systems,

- Sumpfkühlung mit Kühlmittelvorräten, die durchgezielte Überspeisung des Brennelement-Lagerbeckensin den Sumpf gelangen (KKS, KKP-2),

- Hochdruckeinspeisung aus dem RSB-Sumpf über Ver-bindungsleitungen zwischen dem Sumpf und den Si-cherheitseinspeisepumpen (GKN-1, Konvoi- undVorkonvoi-Anlagen),

- Wiederauffüllen der Flutbehälter mit Kühlmittel ausdem Sumpf über ND-Nachkühlpumpen und zusätzlicheingebaute Verbindungsleitungen (KKG).

- automatic or manual coupling of the leakage make-upsystem, the volume control system and/or the extra bo-rating system,

- sump recirculation cooling where the coolant supplyflows into the sump from a controlled overfilling ofthe fuel assembly pool (KKS, KKP-2),

- high-pressure injection from the containment sump viaconnecting pipes between the sump and the safety in-jection pumps (GKN-1, convoy and pre-convoyplants),

- replenishing the borated water storage tank withcoolant from the sump via low-pressure emergencycooling pumps and additionally installed connectingpipes (KKG).


E1 Gefilterte Druckentlastung des Reak-torsicherheitsbehälters

E1 Filtered Depressurization of the Con-tainment Vessel

Die gefilterte Druckentlastung ist bei allen Anlagen reali-siert, der Genehmigungsstatus ist jedoch höchstunterschiedlich.

A filtered depressurization is implemented in all plants,however, with a strongly varying licensing status.

Es wird für die Filterung der austretenden RSB-Atmo-sphäre entweder

- die Kombination aus Gleitdruck-Venturiwäscher zurJodrückhaltung und Metallfaservliesfilter zur Aerosol-abscheidung, oder

- die Kombination aus Metallfaservliesfilter zur Aerosol-abscheidung und Molekularsiebfilter zurJodrückhaltung

eingesetzt.

The filtering of the released containment atmosphere isachieved by either

- a combination of a variable-pressure venturi gasscrubber for the retention of iodine and a metallic fiberfleece filter for the retention of aerosols, or

- a combination of a metallic fiber fleece filter for theretention of aerosols and a molecular sieve for the re-tention of iodine.

Aufgrund der gemeinsamen Lösung und der internationa-len Erfahrungen erscheint das Thema aus technischer Sichtregelfähig. Eine nachträgliche Behandlung in KTA-Regelnist grundsätzlich möglich, aber aus in Kapitel 7 nähererläuterten Gründen derzeit nicht geboten.

Due to the common solutions and due to internationalexperience, it would seem possible from a technical pointof view to formulate safety standards on this subjectmatter. However, even though a treatment in KTA safetystandards is basically possible, it is presently not calledfor for reasons elaborated on in Chapter 7.

E2 H2-Gegenmaßnahmen E2 Hydrogen Build-up Countermeasures


Die RSK bewertet die Ergebnisse der Entwick-lungsarbeiten zu H2-Gegenmaßnahmen zur Zeit und wirdin einigen Monaten eine Empfehlung hierzu aussprechen.Außerdem sollten die Forschungsarbeiten zur H2-Verbrennung durch Zünder und zur teilweisen Inertisierungder RSB-Atmosphäre fortgesetzt werden.

The RSK is in the process of evaluating the results ofdevelopment activities regarding hydrogen build-upcountermeasures and, within a couple of months willformulate a corresponding recommendation. In addition,the research activities regarding hydrogen combustion byigniters and partial inertization of the containment vesselatmosphere should be continued.

Die Betreiber werden der RSK die weitere Vorgehenswei-se vorschlagen.

The licensees / operators will present recommendations tothe RSK regarding the further procedure.


S1 Gesicherter Gebäudeabschluß L1 Assured Containment Isolation

Die Maßnahmen zum gesicherten Gebäudeabschlußumfassen:

- redundanter RSB-Abschluß durch zwei in Reiheangeordnete GBA je RSB-Durchführung,

- Gewährleistung der Schließfunktion auch bei Ausfallder Notstromversorgung (Station-Black-Out),

- störfallfeste Auslegung der zugehörigen elektrischenEinrichtungen,

- langzeit-störfallfeste Kabeldurchführungen,

- Lüftungsklappen für den Störfallbetrieb.

Eine Regelfähigkeit erscheint zur Zeit nicht gegeben.

The measures for an assured containment isolation com-prise:

- a redundant containment isolation achieved by twocontainment isolation valves arranged in series foreach containment penetration,

- assurance of the closure function also in the case offailure of the emergency power supply (station blackout),

- incident resistant design of the corresponding electri-cal equipment,

- long-term incident resistant cable penetrations,

- venting dampers for operation in case of incidents.

A formulation of safety standards on this subject matter isapparently not possible at this time.

S2 Wartenzuluftfilterung L2 Supply-air Filtering of the Main ControlRoom

Die Wartenzuluftfilterung ist in allen Anlagen realisiert. A supply-air filtering of the main control room has beenimplemented in all facilities.

Die Filteranlage besteht zumeist aus der Kombination einesSchwebstoffilters und eines Aerosol-Jod-Filters (Aktiv-kohlefilter). Einige der Filteranlagen sind mitWechselfiltern ausgestattet.

The filtration equipment usually consists of a combinationof a high-efficiency particulate air filter with an aerosoliodine filter (activated charcoal filter). Some of thefiltration equipment have exchangeable filters.

Das Thema erscheint aus technischer Sicht regelfähig. EineBehandlung in KTA-Regeln ist grundsätzlich möglich,aber aus in Kapitel 7 näher erläuterten Gründen derzeitnicht geboten.

It would seem possible from a technical point of view toformulate safety standards on this subject matter. How-ever, even though a treatment in KTA safety standards isbasically possible, it is presently not called for for reasonselaborated on in Chapter 7.

S3 Probenahmesystem Reaktorsicher-heitsbehälter

L3 Sampling System for Atmospherefrom the Containment Vessel

Konzepte zur Probenahme, die gemeinsam von Betreibernund Herstellern entwickelt wurden, sind von der RSK alsgeeignet bewertet worden; anlagenspezifische Realisie-rungskonzepte liegen noch nicht vor.

The concepts for sampling systems that were developed incollaboration between licensees / operators and manufac-turers have been evaluated by the RSK and are consideredto be suitable; as yet, no plant-specific concepts for theirimplementation have been presented.

Eine Regelfähigkeit erscheint zur Zeit nicht gegeben. A formulation of safety standards on this subject matter is


apparently not possible at this time.

AD1 Notfallhandbuch AD1 Emergency Manual

In allen Anlagen liegt ein Notfallhandbuch vor, das dieschutzzielorientierten Prozeduren zur Ausführung vonMaßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes und dieNotfallschutzorganisation enthält.

An emergency manual containing the protection goaloriented procedures for the execution of plant-internalaccident management measures and the accident manage-ment organization is available in all plants.

Der Teil Notfallprozeduren des NHB wird laufend aktuali-siert und ergänzt.

That part of the emergency manual covering accidentmanagement procedures is continuously updated andamended.

Der Genehmigungsstatus ist sehr unterschiedlich. The licensing status differs considerably.

Das Notfallhandbuch wäre (vergleichbar zum Betriebs-handbuch und zum Prüfhandbuch) regelfähig, aber eineBehandlung erscheint aus in Kapitel 7 näher erläutertenGründen nicht geboten.

It would seem possible to formulate safety standards onthe emergency manual (similar to those for the operatingmanual and the testing manual). However, it is presentlynot called for for reasons elaborated on in Chapter 7.

AD2 Schulung/Übungen AD2 Theoretical and Practical Training

In allen Anlagen wurde entsprechend der Empfehlung desBMI die Planung der Notfallschutzmaßnahmen durchge-führt. Es werden regelmäßig Notfallschutz- und Katastro-phenschutzübungen durchgeführt.

Following the recommendations of the BMI, all plantshave carried out the planning of plant-internal accidentmanagement measures. A practical training of accidentmanagement and disaster control is carried out in regularintervals.

Im Rahmen einer Vereinheitlichung erscheint eine Rege-lung der Übungen möglich, aber eine Behandlung erscheintaus in Kapitel 7 näher erläuterten Gründen nicht geboten..

Within the framework of standardizing the practicaltraining, it would seem possible to formulate correspond-ing safety standards. However, it is presently not calledfor for reasons elaborated on in Chapter 7.

EM1 Sicherstellung der Notstromversorgungdurch den Nachbarblock

PA1 Ensuring Emergency Power Supplyfrom the Neighboring Plant Unit

Bei allen Mehrblock-Anlagen ist die Möglichkeit derNotstromversorgung vom Nachbarblock umgesetzt (mitAusnahme von KKI, hier werden beide Blöcke vomWasserkraftwerk Niederaichbach versorgt.)

The possibility for supplying emergency power from theneighboring plant unit has been implemented in all multi-unit power plants with the exception of KKI where bothblocks would receive emergency power from the waterpower plant Niederaichbach.

EM2 Erhöhte Batteriekapazität PA2 Increased Capacity of Batteries

Alle Anlagen erfüllen die Bedingung der RSK, daß imNotstromfall die gesicherte Gleichstromversorgung fürmindestens 2 Stunden zu gewährleisten ist.

All plants meet the requirement of the RSK, namely, that adirect current supply is assured for at least two hours incase of emergency power operation.

EM3 Schnelle Netzrückschaltung PA3 Prompt Restoration of Grid Supply

Bei allen Anlagen werden für den Notfall ausreichendDruckmedien in Druckhaltern zur Betätigung der für dieNetzrückschaltung erforderlichen Leistungsschalter vor-gehalten.

In all plants sufficient pressurized media are stored inpressurizers to actuate the circuit breakers required for arestoration of the grid supply in an emergency situation.

EM4 Zusätzlicher Netzanschluß über Erd-kabel

PA4 Additional Mains Supply via Under-ground Cable

Alle Anlagen weisen einen zusätzlichen erdverlegtenAnschluß an das örtliche Netz auf.

All plants are equipped with an additional undergroundcable connection to the local power grid.


Die Themen EM1 bis EM4 erscheinen aus technischerSicht regelfähig. Eine Behandlung in KTA-Regeln istgrundsätzlich möglich, aber aus in Kapitel 7 näher erläu-terten Gründen derzeit nicht geboten.

It would seem possible to formulate safety standards onsubject matters PA1 through PA4. However, even thougha treatment in KTA safety standards is basically possible,it is presently not called for for reasons elaborated on inChapter 7.

Siedewasserreaktoren Boiling Water Reactors

K1 Autarkes Einspeisesystem C1 Independent Injection System

Bei allen betroffenen Anlagen wurden Maßnahmen reali-siert, die den Betrieb des Einspeisesystems beigleichzeitigem Ausfall der Eigenbedarfsversorgung undder Diesel-Notstromversorgung gewährleisten.

In all plants concerned, measures have been implementedthat ensure proper operation of the (feed water) injectionsystem in case of a simultaneous failure of the auxiliarypower supply and the diesel emergency power supply.


K2 Diversitäre Druckentlastung des RSB C2 Diversitary Depressurization of theContainment Vessel

Die Möglichkeit der diversitären Druckentlastung des RSBist bei fast allen Anlagen gegeben.

The possibility of a diversitary depressurization of thecontainment vessel is available in almost all plants.

Die Empfehlung wurde in allen Anlagen durch den Einbaubzw. Austausch mehrerer Bypassventile realisiert.

The recommendation was implemented in all plants by theinstallation or replacement of several bypass valves.

Es bestehen Unterschiede bezüglich Anzahl, Durchflußka-pazität und Nutzung der installierten Bypassventilezwischen den Anlagen.

Differences between plants exist regarding number,maximum flow rate and utilization of the installed bypassvalves.


K3 Zusätzliche Ein- u. Nachspeisemög-lichkeiten in den RDB

C3 Additional Possibility for Injection andFill-up of the Reactor Pressure Vessel

Folgende Einspeisungen in den RDB sind bei den meistenAnlagen möglich (anlagenspezifische Unterschiede sindvorhanden):

- Einspeisung aus dem Speisewasserbehälter,

- Einspeisung aus dem Dichtungssperrwassersystem,

- Einspeisung aus dem Steuerstabspülwassersystem,

- Einspeisung aus dem Vergiftungssystem,

- Einspeisung aus dem Brennelementbecken mitNachkühlstrang,

- Einspeisung aus den Deionatbehältern mit den Feuer-löschpumpen des Deionatfeuerlöschsystems,

- Einspeisung aus dem Trinkwassersystem,

- Einspeisung von Flußwasser mit dem stationärenFeuerlöschsystem,

- Einspeisung von Flußwasser mittels mobiler Pumpen,

The following injection possibilities into the reactorpressure vessel are available in most plants (plant-specificdifferences exist):

- injection from the feedwater tank,

- injection from the seal water tank,

- injection from the control rod flush water system,

- injection from the borating system,

- injection from the fuel assembly storage pool via atrain from the residual heat removal system,

- injection from the demineralized water tank via firepumps of the demineralized fire water system,

- injection from the drinking water system,

- injection of river water via the stationary firesuppression system,

- injection of river water via mobile pumps,


- Rückförderung aus dem Sicherheitsbehältersumpf mitdem Kernflutsystem.

- backfeeding from the containment sump with the coreflooding system.

Für die Anlagen KRB B und KRB C sind folgende zusätz-liche Einspeisemöglichkeiten realisiert:

- Direktverbindung des Kondensatsystems mit demSpeisewassersystem,

- zusätzliche Abfahrkühlleitung in Höhe der Speisewas-serleitungsstutzen,

- Direkteinspeisung von Donauwasser.

In the case of the power plants KRB B and KRB C thefollowing injection possibilities have additionally beenimplemented:

- direct connection of the condensate system with thefeed water system,

- additional shutdown cooling pipe at the height of thefeed water pipe nozzle,

- direct injection of river water from the Danube.


E1 Gefilterte Druckentlastung des SHB E1 Filtered Depressurization of the Con-tainment Vessel

Als Filteranlage für die Aerosol- und Jodrückhaltung wirdausschließlich die Kombination aus Gleitdruck-Venturiwäscher und Metallfaservliesfilter eingesetzt.

For the retention of aerosols and iodine a combination of avariable-pressure venturi gas scrubber and a metallic fiberfleece filter is used exclusively.

Die Ableitung der gefilterten Atmosphäre erfolgt übergesonderte Rohrleitungen entweder außerhalb des Kaminsoder innerhalb des Kamins.

The filtered (containment) atmosphere is released throughdedicated pipes either outside of the stack or inside thestack.

Aufgrund der gemeinsamen Lösung und der internationa-len Erfahrungen erscheint das Thema aus technischer Sichtregelfähig. Eine nachträgliche Behandlung in KTA-Regelnist grundsätzlich möglich, aber aus in Kapitel 7 nähererläuterten Gründen derzeit nicht geboten.

Due to the common solutions and due to internationalexperience, it would seem possible from a technical pointof view to formulate safety standards on this subjectmatter. However, even though a treatment in KTA safetystandards is basically possible, it is presently not calledfor for reasons elaborated on in Chapter 7.

E2 Inertisierung des Reaktorsicherheits-behälters

E2 Inertisation of the Containment VesselAtmosphere

Die Inertisierung des RSB ist in allen Anlagen realisiert(bei KRB B und KRB C wird aus technischen Gründen nurdie Inertisierung der Kondensationskammern vorgenom-men).

Inertisation of the containment vessel atmosphere hasbeen implemented in all plants (at KRB B and KRB Conly the steam suppression chamber is being inertised fortechnical reasons).


S1 Gesicherter Gebäudeabschluß(Durchdringungsabschluß)

L1 Assured Containment Isolation(Closure of the Penetrations)

Die Maßnahmen zum gesicherten Gebäudeabschlußumfassen:

- regelmäßige Überprüfung für Rohre und Kabel aufDichtheit, Funktionsprüfung für Schleusen, GBA-Armaturen und Lüftungsanschlüsse,

- RSB-Drucktests,

- größtenteils redundanter RSB Abschluß durch zwei inReihe angeordnete GBA je RSB-Durchführung,

- Gewährleistung der Schließfunktion auch bei Ausfall

The measures regarding an assured containment isolationcomprise:

- regular inspection of pipes and cables for leak tight-ness, functional tests of the locks, containmentisolation valves and venting valves,

- pressure tests of the containment,

- in most cases, redundant containment isolation isachieved by two containment isolation valves arrangedin series for each containment penetration,

- assurance of the closure function also in the case of


der Notstromversorgung,

- störfallfeste Auslegung der zugehörigen elektrischenEinrichtungen,

- langzeit-störfallfeste Kabeldurchführungen,

- Lüftungsklappen für den Störfallbetrieb.

failure of the emergency power supply,

- incident resistant design of the corresponding electri-cal equipment,

- long-term incident resistant cable penetrations,

- venting dampers for operation in case of incidents.

Siehe DWR See PWR

S2 Wartenzuluftfilterung L2 Supply-Air Filtering of the Main Con-trol Room

siehe DWR See PWR

S3 Probenahmesystem Reaktorsicher-heitsbehälter

L3 Sampling System in the ContainmentVessel

siehe DWR See PWR

AD1 Notfallhandbuch AD1 Emergency Manual

siehe DWR See PWR

AD2 Schulung, Übungen, Planung vonNotfallschutzmaßnahmen

AD2 Theoretical and Practical Training andPlanning of Accident ManagementMeasures

siehe DWR See PWR

EM1 Sicherstellung der Notstromversorgungdurch den Nachbarblock

PA1 Ensuring Emergency Power Supplyfrom the Neighboring Plant Unit

siehe DWR See PWR

EM2 Erhöhte Batteriekapazität PA2 Increased Capacity of Batteries

siehe DWR See PWR

EM3 Schnelle Netzrückschaltung PA3 Prompt Restoration of Grid Supply

siehe DWR See PWR

EM4 Zusätzlicher Netzanschluß über Erd-kabel

PA4 Additional Mains Supply via Under-ground Cable

siehe DWR See PWR


6 Formelle Behandlungvon anlageninternenNotfallschutzmaßnah-men in KTA-Regeln

6 Formal Treatment ofPlant-internal AccidentManagement Measuresin KTA Safety Standards

Auftragsgemäß wird in diesem Kapitel auf die Frage derformellen Behandlung von anlageninternen Notfallschutz-maßnahmen in KTA-Regeln eingegangen. Dies erfolgtunabhängig von der grundsätzlichen Entscheidung, obanlageninterne Notfallschutzmaßnahmen in KTA-Regelnbehandelt werden sollen (siehe Kapitel 7).

This chapter, in accordance with the original intention ofthis report, deals with the formal treatment of plant-internal accident management measures in KTA safetystandards. This is carried out independently of the basicdecision still required whether or not plant-internal acci-dent management measures should be treated in KTAsafety standards (see Chapter 7).

Falls anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen ins KTA-Regelwerk aufgenommen werden, sollten diese klar ge-trennt von den übrigen Regelinhalten werden. Es muß klarzu unterscheiden sein zwischen Maßnahmen der Anlagen-zustandsebenen 1 bis 4a (bestimmungsgemäßer Betrieb,anomaler Betrieb, Störfälle und sehr seltene Ereignisse)und anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen, da hierunterschiedliche Randbedingungen gelten.

Should plant-internal accident management measures beincluded in KTA safety standards, they then should beclearly separated from the remaining contents of the safetystandards. It must clearly be distinguishable betweenmeasures pertaining to Plant Condition Levels 1 through4a (i.e., specified normal operation including abnormaloperation, incidents and very seldom events) and plant-internal accident management measures, since differentboundary conditions apply.

Vom KTA-Präsidium wurde auf der 47. KTA-Sitzungvorgeschlagen, die anlageninternen Notfallschutz-maßnahmen entweder in einem gesonderten Kapitel odereinem gesondert ausgewiesenen Anhang zu behandeln.

In the 47th session of the KTA, its chair committee sug-gested to treat the plant-internal accident measures eitherin a separate section or in a correspondingly identifiedappendix.

In KTA-Regeln, die ein solches eigenständiges Kapitelüber anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen enthalten,sollte außerdem zusätzlich ein Abschnitt aufgenommenwerden (z.B. unter „Grundlagen“ oder „Anwendungs-bereich“), der die Abgrenzung der Anforderungen fürMaßnahmen der Störfallvorsorge einerseits und Maßnah-men der Risikominimierung und zum anlageninternenNotfallschutz andererseits klar festlegt.

Any KTA safety standards having such a special sectionon plant-internal accident management measures shouldalso contain an additional paragraph (e.g. as part of BasicPrinciples or Scope) clearly delimiting the requirementsregarding incident protection on one hand and risk mini-mization and plant-internal accident management on theother.

Dieser Abschnitt könnte z.B. folgendermaßen lauten: This paragraph could be formulated as follows:

Grundlagen Basic Principles

(1) Die Regeln des Kerntechnischen Ausschus-ses (KTA) haben die Aufgabe, sicherheitstechni-sche Anforderungen anzugeben, bei derenEinhaltung die nach dem Stand von Wissenschaftund Technik erforderliche Vorsorge gegen Schä-den durch die Errichtung und den Betrieb derAnlage getroffen ist (§ 7 Absatz 2 Nr. 3 Atomge-setz), um insbesondere die im Atomgesetz und inder Strahlenschutzverordnung festgelegten sowiein den "Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke"und in den "Leitlinien zur Beurteilung der Ausle-gung von Kernkraftwerken mitDruckwasserreaktoren gegen Störfälle im Sinnedes § 28 StrlSchV" weiter konkretisierten Schutz-ziele zu erreichen (z.B. Einzelfehlerkriterium,Redundanz, Qualitätssicherung).

(1) The safety standards of the Nuclear SafetyStandards Commission (KTA) have the task ofspecifying those safety related requirementswhich shall be met with regard to precautions tobe taken in accordance with the state of scienceand technology against the hazards arising fromthe construction and operation of the facility(Sec. 7 Para. 2 no. 3 Atomic Energy Act), in or-der to attain the protection goals specified in theAtomic Energy Act and the Radiological Protec-tion Ordinance (StrlSchV) and which are furtherdetailed in "Safety Criteria for Nuclear PowerPlants" and in "Guidelines for the Assessment ofthe Design of Nuclear Power Plants with Pres-surized Water Reactors against Incidentspursuant to Sec. 28 StrlSchV - Incident Guide-


lines" (e.g., single failure criterion, redundancy,quality assurance).

(2) Darüber hinaus geben die Regeln desKerntechnischen Ausschusses Anforderungen füranlageninterne Notfallschutzmaßnahmen an, fürdie - ähnlich wie für die sehr seltenen Ereignisse -nur der Nachweis zu führen ist, daß die getroffe-nen Maßnahmen geeignet, sicherheitsgerichtetund wirksam sind.

(2) Furthermore, the safety standards of theNuclear Safety Standards Commission specifythose requirements regarding plant-internal ac-cident management measures for which - similarto the very seldom events - the only proof re-quired is that the measures taken are safetyoriented and effective.

(3) Aufgabe dieser Regel ist es, ... (3) This safety standard has the task of ....

1 Anwendungsbereich 1 Scope

Diese Regel ist auf ... anzuwenden. This safety standard applies to ....

Falls der KTA beschließen sollte, Notfallschutzmaßnah-men zu regeln, müßte das Vorgehen auch in einerentsprechenden Ergänzung des Merkblattes über „Inhalt,Aufbau, und äußere Form von sicherheitstechnischenRegeln des kerntechnischen Ausschusses (KTA)“ (KTA-Handbuch B 2.1) seinen Niederschlag finden.

In case the KTA should decide to treat accident manage-ment measures in safety standards, these activities wouldalso require an amendment of the guideline "Content,Structure and Formatting of Safety Standards of theNuclear Safety Standards Commission (KTA)" (KTAManual, Section B 2.1) .

Falls zu einer speziellen anlageninternen Notfallschutz-maßnahme eine Regelbarkeit vorliegt, die aus den inKapitel 7 erläuterten Gründen geboten ist, und der KTAden Beschluß faßt, diese zu regeln, ist im Einzelfall zuentscheiden, ob die Maßnahme als eigenes Kapitel Teileiner bestehenden KTA-Regel werden kann oder ob eineneue KTA-Regel, die nur diese Notfallschutzmaßnahmenzum Thema hat, erarbeitet werden soll. Diese Prüfung kannjeweils durch die KTA-Geschäftsstelle bzw. den zuständi-gen Unterausschuß erfolgen

In case the possibility for the formulation of standards fora specific plant-internal accident measure seems possiblefor reasons elaborated on in Chapter 7, and the KTApasses a resolution to this effect, then in each individualcase it must be decided whether the measure should beincorporated as an individual section into an existingsafety standard or whether a new safety standard is re-quired for this accident management measure alone. Thisdecision can be made by the KTA Secretariat or thecompetent KTA subcommittee.


7 Zusammenfassung undVorschlag

7 Summary and Sugges-tions

Die Zusammenstellung der Forderungen aus dem Regel-werk und die Auflistung der in den Kernkraftwerken derBundesrepublik Deutschland bereits realisierten Maßnah-men zeigt, daß aus rein technischer Sicht für einigeanlageninterne Notfallschutzmaßnahmen KTA-Regelnerstellt werden könnten:

The compilation of requirements from safety standards,guidelines and recommendations and of the measuresalready implemented in nuclear power plants of theFederal Republic of Germany shows that, strictly from atechnical point of view, KTA safety standards could beprepared on several plant-internal accident managementmeasures:

K1 Sekundärseitige Druckentlastung (SekundärseitigesBleed) (DWR),

C1 Secondary bleed (PWR),

K2 Sekundärseitige Einspeisung (SekundärseitigesFeed) (DWR),

C2 Secondary feed (PWR),

E1 Gefilterte Druckentlastung des Reaktorsicherheits-behälters (DWR und SWR),

E1 Filtered depressurization of the containment vessel(PWR and BWR),

S2 Wartenzuluftfilterung (DWR und SWR), L2 Supply-air filtering of the main control room(PWR and BWR),

AD1 Notfallhandbuch (DWR und SWR), AD1 Emergency manual (PWR and BWR),

AD2 Schulung/Übungen (DWR und SWR), AD2 Theoretical and practical training(PWR and BWR),

EM1 Sicherstellung der Notstromversorgung durch denNachbarblock (DWR und SWR),

PA1 Ensuring emergency power supply from the neigh-boring plant unit (PWR and BWR),

EM2 Erhöhte Batteriekapazität (DWR und SWR), PA2 Increased capacity of batteries (PWR and BWR),

EM3 Schnelle Netzrückschaltung (DWR und SWR) und PA3 Prompt restoration of grid supply(PWR and BWR),

EM4 Zusätzlicher Netzanschluß über Erdkabel (DWRund SWR).

PA4 Additional mains supply via underground cable(PWR and BWR).

Die Voraussetzung für die Arbeit des KTA gemäß §2 der„Bekanntmachung über die Neufassung der Bekanntma-chung über die Bildung eines KerntechnischenAusschusses“, für die Aufstellung sicherheitstechnischerRegeln zu sorgen, sofern sich auf Gebieten der Kerntech-nik eine einheitliche Meinung abzeichnet, ist hier insoweiterfüllt.

Thus, the major prerequisite for activities of the KTA isfulfilled, namely to initiate the formulation of safetystandards only in those areas of nuclear technology wherea uniform opinion has emerged (see Sec. 2 "Amendmentto the Oficial Bulletin on the Formation of a NuclearSafety Standards Commission").

Die Prüfung der Notwendigkeit, insbesondere die Abwä-gung von Aufwand und Nutzen, wäre jedoch nochdurchzuführen, auch unter Berücksichtigung der Feststel-lung der RSK, daß die Implementierung vonanlageninternen Notfallschutzmaßnahmen keine technischeVoraussetzung für den sicheren Betrieb der Anlagen ist.

However it would still be necessary to check the need forsuch standardization and weigh the efforts involved withthe benefits achieved under special consideration of thestatement by the RSK that the implementation of plant-internal accident management measures does not consti-tute a technical prerequisite for the safe operation of theplants.

Davon unabhängig gelten für anlageninterne Notfall-schutzmaßnahmen andere rechtliche und technischeRandbedingungen als für Maßnahmen der Anlagenzu-standsebenen 1 bis 3 bzw. 4a. Bisher wurden im KTA-Regelwerk nur Maßnahmen zu den Anlagenzustandsebe-nen 1 bis 3 (Bestimmungsgemäßer Betrieb und Störfälle)

Apart from these considerations, different legal andtechnical boundary conditions are given for plant-internalaccident management measures than for measures re-garding Plant Condition Levels 1 through 3 and 4a. Up tonow, only measures pertaining to Plant Condition Levels 1through 3 (specified normal condition and incidents) have


behandelt. been treated in KTA safety standards.

Die KTA-Geschäftsstelle empfiehlt, zunächst den hiervorgelegten Bericht als Materialsammlung dem KTA zurzustimmenden Kenntnisnahme vorzulegen.

For the present, the KTA Secretariat recommends to askthe KTA simply for an approving consent to the presentreport as a collection of pertinent material.

8 Literatur 8 Literature

zu Kapitel 2 re Chapter 2

- BMU: "Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlen-schutz, Bekanntmachungen des BMU".

- BMU: "Manual on Reactor Safety and RadiologicalProtection, Official Publications of the BMU"

- E. Grauf: "Schulung für den Notfallschutz", Vortrag(1993).

- E. Grauf: "Training for Accident Management", lecture(1993)

- KTA-GS: "Bericht - Sicherheitstechnische Grundbeg-riffe", KTA-GS-58 (1989).

- KTA Secretariat: "Report - Safety Related FundamentalDefinitions", KTA-GS-58 (1989)

- "Abschlußbericht über die Ergebnisse der Sicherheits-überprüfung der Kernkraftwerke in der BundesrepublikDeutschland durch die RSK; Empfehlung der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK)" (23. November 1988).

- "Final Report on the Results of the Safety Assessmentof the Nuclear Power Plants in the Federal Republic ofGermany by the RSK; Recommendations of the Reac-tor Safety Commission (RSK)" (Nov. 23, 1988)


- J. Hutter, H. Klonk, F. Seidel, J. Ziegenhagen: "Standder Umsetzung der von der Reaktor-Sicherheits-kommission empfohlenen Maßnahmen des anlagenin-ternen Notfallschutzes in den Kernkraftwerken derBundesrepublik Deutschland (ohne Anlagen mit Reak-toren des Typs WWER)", KT-IB-12 (1992).

- J. Hutter, H. Klonk, F. Seidel, J. Ziegenhagen: "Statusof the Realization in German Nuclear Power Plants(with the Exception of Plants with VVER-type Reac-tors) of the Recommendations by the Reactor SafetyCommission with Respect to Plant-internal AccidentManagement Measures", KT-IB-12 (1992).

- H.P. Berg, Th. Fröhmel: "Stand von Wissenschaft undTechnik auf dem Gebiet des anlageninternen Notfall-schutzes zur Verminderung von Unfallfolgen beiDruckwasserreaktoren", KT-IB-3 (1991).

- H.P. Berg, Th. Fröhmel: "State of Science and Tech-nology in the Field the Plant-internal AccidentManagement for the Mitigation of Accidents in Pres-surized Water Reactors", KT-IB-3 (1991).

- H.P. Berg, Th. Fröhmel: "Stand von Wissenschaft undTechnik auf dem Gebiet des anlageninternen Notfall-schutzes zur Verminderung von Unfallfolgen beiSiedewasserreaktoren", KT-IB-4 (1991).

- H.P. Berg, Th. Fröhmel: "State of Science and Tech-nology in the Field the Plant-internal AccidentManagement for the Mitigation of Accidents in BoilingWater Reactors", KT-IB-4 (1991).

- "AM-Maßnahmen zur Schadensbegrenzung bei Unfäl-len mit schweren Kernschäden in Kernkraftwerken",Vorträge im Rahmen des 13. Seminars des Fachbe-reichs KT, KT-IB-16 (1993).

- "AM Measures for the Mitigation of Damages in theCase of Accidents with Serious Core Degradation inNuclear Power Plants", lectures held during the 13th

seminar of department KT, KT-IB-16 (1993).

- J. Hutter, H. Klonk, F. Seidel, J. Ziegenhagen: "Standder Umsetzung der von der Reaktor-Sicherheits-kommission empfohlenen Maßnahmen des anlagenin-ternen Notfallschutzes in den Kernkraftwerken derBundesrepublik Deutschland (ohne Anlagen mit Reak-toren des Typs WWER)", KT-IB-12-REV-1 (1994).

- J. Hutter, H. Klonk, F. Seidel, J. Ziegenhagen: "Statusof the Realization in German Nuclear Power Plants(with the Exception of Plants with VVER-type Reac-tors) of the Recommendations by the Reactor SafetyCommission with Respect to Plant-internal AccidentManagement Measures", KT-IB-12-REV-1 (1994).



- M. Sonnenkalb (Editor): "Proceedings of the 1. OECD(NEA) CSNI Specialist Meeting on Instrumentation toManage Severe Accidents", GRS-93 (ISBN 3-923875-43-6) (1993).

- M. Sonnenkalb (Editor): "Proceedings of the 1. OECD(NEA) CSNI Specialist Meeting on Instrumentation toManage Severe Accidents", GRS-93 (ISBN 3-923875-43-6) (1993).

- OECD-NEA, Report by a group of Experts: "Posi-tive/Negative Aspects of Measures to Protect theContainment" (1993).

- OECD-NEA, Report by a group of Experts: "Posi-tive/Negative Aspects of Measures to Protect theContainment" (1993).

- CSNI’s Task group on Containment Aspects of SevereAccident Management (CAM): "Hydrogen Manage-ment Techniques in Containment", NEA/CSNI/R(93)2(1993).

- CSNI’s Task group on Containment Aspects of SevereAccident Management (CAM): "Hydrogen Manage-ment Techniques in Containment", NEA/CSNI/R(93)2(1993).

- GRS: "Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke", VerlagTÜV Rheinland, ISBN 3-88585-013-3 (1981).

- GRS: "German Risk Study Nuclear Power Plants",Publisher TUEV Rheinland, ISBN 3-88585-013-3(1981).

- GRS: "Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke PhaseB", Verlag TÜV Rheinland, ISBN 3-88585-809-6(1989).

- GRS: "German Risk Study Nuclear Power Plants PhaseB", Publisher TUEV Rheinland, ISBN 3-88585-809-6(1989).

- KTA-GS: "Statusbericht zum Konzept: Klassifizierungvon Ereignisabläufen für die Auslegung von Kern-kraftwerken", KTA-GS-47 (1985).

- KTA-Secretariat: "Status of Concept Report: Classifi-cation of Event Sequences for the Design of NuclearPower Plants", KTA-GS-47 (1985)


- Protokoll der 47. KTA-Sitzung am 15.6.1993 in Köln - Minutes of the 47th KTA-Session on June 15, 1993 inCologne


- Bekanntmachung über die Neufassung der Bekanntma-chung über die Bildung eines KerntechnischenAusschusses vom 20.07.1990 ( BAnz. Nr. 144,1990)

- Amendment of the Official Publication on the Forma-tion of a Nuclear Safety Standards Commission of July20, 1990 (BAnz No. 144, 1990)

zu Anhang A re Appendix A

- Auszüge aus M. Sonnenkalb, H. Zabka: "Informations-bedarf und Instrumentierung beiauslegungsüberschreitenden Ereignissen in DWR- undSWR-Anlagen (präventiver Bereich)" (GRS-A-1876,1991).

- Excerpts from M. Sonnenkalb, H. Zabka: "NecessaryInformation and Instrumentation in the Case of EventsBeyond the Design Basis in PWR and BWR PowerPlants (Preventive Range)" (GRS-A-1876, 1991).

- Auszüge aus M. Sonnenkalb, H. Zabka: "Informations-bedarf und Instrumentierung beiauslegungsüberschreitenden Ereignissen in DWR- undSWR-Anlagen (mitigativer Bereich)" (GRS-A-2089,1992).

- Excerpts from M. Sonnenkalb, H. Zabka: "NecessaryInformation and Instrumentation in the Case of EventsBeyond the Design Basis in PWR and BWR PowerPlants (Mitigative Range)" (GRS-A-2089, 1992).



Anhang A

Fragestellungen aus derForschung

Appendix A

Issues Raised in the Courseof Research Activities

Über die im Hauptteil behandelte Einordnung hinauswerden in diesem Anhang auch Ergebnisse aus zweiBerichten zum Notfallschutz bezüglich möglicher Ereig-nisabläufe (und kombinierter Ereignisabläufe) zusam-mengestellt. Die aus den Berichten von M. Sonnenkalb undH. Zabka: "Informationsbedarf und Instrumentierung beiauslegungsüberschreitenden Ereignissen in DWR- undSWR-Anlagen (präventiver Bereich)" (GRS-A-1876,1991) und "Informationsbedarf und Instrumentierung beiauslegungsüberschreitenden Ereignissen in DWR- undSWR-Anlagen (mitigativer Bereich)", (GRS-A-2089,1992) zitierten Fragestellungen werden jeweils unter derÜberschrift als "Fragestellungen aus der Forschung"aufgelistet.

In addition to the correlation treated in the main part, thisappendix presents the results of two reports on accidentmanagement with respect to possible event sequences (andcombined event sequences). The issues cited as "IssuesRaised During Research Activities" are taken from thereports by M. Sonnenkalb, H. Zabka: "Necessary Informa-tion and Instrumentation in the Case of Events Beyond theDesign Basis in PWR and BWR Power Plants (PreventiveRange)" (GRS-A-1876, 1991) and M. Sonnenkalb, H.Zabka: "Necessary Information and Instrumentation in theCase of Events Beyond the Design Basis in PWR and BWRPower Plants (Mitigative Range)" (GRS-A-2089, 1992).

Bei der Einordnung der aus diesen Berichten übernomme-nen Fragestellungen wurde die GRS-Gliederungs-bezeichnung mit übernommen, um im Bedarfsfalle einleichteres Auffinden in den Originalberichten zu ermögli-chen.

In correlating the issues taken from these reports, the GRSordering characterization is also cited in order to simplifylocating the issues in the original reports if so desired.

R Kontrolle der Reaktivität (DWR) R Reactivity Control (PWR)

A1A1 Versagen Anregung (Hand-RESA, Unterbrechung.Stromversorgung in der Schaltanlage, Aufborie-rung, Primäre Druckentlastung und Aufborierung,Sicherstellung der Borwasservorräte)

A1A1 Failure of actuation (manual reactor trip, interruptionof power supply in the switch gear facility, increaseof boration, primary depressurization and increase ofboration, assuring the borated water supply)

A1A2 Mechanisches Versagen (Aufborierung, PrimäreDruckentlastung und Aufborierung, Sicherstellungder Borwasservorräte)

A1A2 Mechanical failure (increase of boration, primarybleed and increase of boration, assuring borated wa-ter supply)

A1B1 Unzureichende Borierung (Aufborierung, Unterbre-chung des Abfahrens)

A1B1 Insufficient boration (increase of boration, interrup-tion of shut-down operation)

A1B2 Eindringen von Speisewasser (Aufborierung,Druckausgleich zw. Primär- u. Sekundärseite, Un-terbrechung der Speisewasserzufuhr zum defektenDE, Sicherstellung der Borwasservorräte)

A1B2 Infiltration of feedwater (increase of boration,pressure equalization between primary and secon-dary loop, interruption of feedwater supply to failedsteam generator, assuring borated water supply)

(A1B3 Sumpfumwälzbetrieb und kleines Leck sekundär-seitig Reflux-Kondenser-Mode)

(A1B3 Sump recirculation operation and small break in thesecondary loop, reflux-condenser mode)

(A1B4 Notstromfall beim An- und Wiederanfahren ) (A1B4 Emergency power operation during start-up andduring renewed start-up)

R Kontrolle der Reaktivität (SWR) R Reactivity Control (BWR)

A1A1 Versagen Anregung (Hand-RESA, Not-Borierung, A1A1 Failure of actuation (manual reactor trip, emergency


Sicherstellung der Borwasservorräte) boration, assuring borated water supply)

A1A2 Mechanisches Versagen (Not-Borierung) A1A2 Mechanical failure (emergency boration)

A1B1 Unzureichende Borierung (stärkere Borierung,Unterbrechen des Abfahrens)

A1B1 Insufficient boration (increased boration, interrup-tion of start-up)

A1B2 Deionateinspeisung (stärkeres Borieren, Unterbre-chung der Speisewasserzufuhr)

A1B2 Injection of demineralized water (increased boration,interruption of feedwater supply)

K Kühlung der Brennelemente(DWR)

F Fuel Element Cooling (PWR)

A2A1 Kühlmittelverlust bei niedrigem Druck (Nutzungder ND-Einspeisung des Not- u. Nachkühlsystems)

A2A1 Loss of coolant at low pressure (utilization of low-pressure safety injection of emergency cooling andresidual heat removal system)

A2A2 Kühlmittelverlust bei hohem Druck (Hauptkühl-mittellagerung/-ergänzung, Nutzung der HD-Sicherheitseinspeisung)

A2A2 Loss of coolant at high pressure (replenishment frommain coolant supply, utilization of high-pressuresafety injection)

A2A3 Unzureichende Kühlmittelvorräte A2A3 Insufficient coolant supply

A2A4 Kühlmittelverlust außerh. Sicherheitsbeh. (Absper-ren von Anschlußleitungen, Externes Notkühlsys-tem, Auslegung der angeschl. Systeme für hohenDruck)

A2A4 Loss of coolant outside of the containment vessel(isolation of connecting pipes, external emergencycooling system, design of connected system for highpressures)

A2A5 DE-Heizrohrleck (Absperren des defekten DE,Absperren aller intakten DE, Außerbetriebnahmeder HD-Sicherheitseinspeisung, SekundärseitigeDruckentlastungsvarianten, Mitte-Loop-Betrieb beivorgesehener Absperrung von außen)

A2A5 Steam generator tube rupture (isolation of failedsteam generator, isolation of all non-failed steamgenerators, shutdown of high-pressure safety injec-tion, secondary bleed variants, mid-loop operationwith the planned isolation from outside)

A2B1 Ausfall Nachkühlkette (Sekundärseitige Wärmeab-fuhr, SB-Druckentlastung, sonstige Maßnahmen)

A2B1 Failure of residual heat removal (secondary loopheat removal, depressurization of containment ves-sel, other measures)

A2B2 Beeinträchtigung des Kühlmittelumlaufs (Zuschal-ten HKP, Ausspeisen mit Volumenregelsystem)

A2B2 Impairment of the coolant circulation (start-up ofmain coolant pump, system depletion by volumetriccontrol system)

A2C1 Ausfall DE-Einspeisung (Sekundärseitiges Bleed,Sekundärseitiges Feed mit: Speisewasserleitung,mobilen Pumpen, Speisewasserbehälter, Nutzungvorhandener Wasservorräte des Nachbarblockes,Vorbereitung von Notverbindungen)

A2C1 Failure of the steam generator supply line (secondarybleed, secondary feed with: feed water supply line,mobile pumps, feed water supply tank, utilizing wa-ter supplies of neighboring plant unit, preparation ofemergency connections)

A2C2 Ausfall FD-Abgabe (+ kl. Leck) (SekundärseitigesBleed und Feed, Nutzen Stütz-/Hilfsdampfleitung)

A2C2 Failure of main steam relief (plus small break)(secondary bleed and feed, utilization of pegging orauxiliary steam piping system)


K Kühlung der Brennelemente(SWR)

F Fuel Element Cooling (BWR)

A2A1 Unzureichende Einspeisung in den Reaktor (Nut-zung vorhandener Pumpen (Feuerlöschsystem),Nutzung mobiler Pumpen (Fluß-, Trinkwasser),Nutzung turbinengetriebener Einspeisesysteme,Nutzung Speisebehältereinspeisung)

A2A1 Insufficient steam supply to the reactor (utilization ofavailable pumps (fire suppression system), utilizationof mobile pumps (river water, potable water), utili-zation of turbine driven injection systems, utilizationof feed-water supply)

A2A2 Füllstand in der KoKa zu niedrig (Nutzung alterna-ter Einspeisungen (Speisebehälter, Feuerlösch-system, mobile Pumpen))

A2A2 Level too low in steam suppression chamber (utili-zation of other supplies (feed-water vessel, firesuppression system, mobile pumps))

A2A3 SB-Überdruck (SB-Venting, Gebäudesprühsystem) A2A3 Overpressure in containment vessel (containmentventing, containment spray system)

A2A4 KM-Verlust außerhalb SB (Bypass) (Absperren vonAnschlußleitungen)

A2A4 Loss of coolant outside of the containment vessel(bypass) (isolation of connecting pipes)

A2B1 Strömungsblockage im Kern (Nutzung alternaterEinspeisungen)

A2B1 Steam flow obstruction in the core (utilization ofother supplies)

A2C1 Ausfall Dampfabfuhr (Reparaturstrategien, Armatu-renöffnung von Hand (S/E-Ventile, Hilfsdampf-leitungen, -armaturen))

A2C1 Failure of steam blow-off (repair strategies, manualactuation of valves (safety relief valves, pipes andvalves of auxiliary steam system))

A2C2 Unzureichende Wärmeabfuhr aus KoKa (Repara-turstrategien)

A2C2 Insufficient heat removal from steam suppressionchamber (repair strategies)

E Einschluß der radioaktivenStoffe (DWR)

C Confinement of RadioactiveMaterials (PWR)

B1A1 Brennstab-Oxidieren, -Blähen, -Bersten (NutzungVolumenregel- u. Zusatzboriersystem, Nutzung alt.HD-Einspeisung, Zusch. HKP)

B1A1 Oxidation, swelling and bursting of fuel rod (utiliza-tion of volumetric control system and extra boratingsystem, utilization of alternate high-pressure safetyinjection, start-up of main coolant pump)

B1A2 Brennstab-Sprödbruchversagen (Abfahren undErhaltung der Kernkühlung, Nutzung Volumenre-gel- u. Zusatzboriersystem, Nutzung alt. HD-Einspeisung)

B1A2 Brittle failure of fuel rod (shutdown and continuationof core cooling, utilization of volumetric controlsystem and extra borating system, utilization of al-ternate high-pressure safety injection)

B1B1 Schmelzen bei niedrigem Druck (Nutzung Volu-menregel- u. Zusatzboriersystem, Nutzung alt. HD-Einspeisung)

B1B1 Fuel melting at low pressure (utilization of volumet-ric control system and extra borating system,utilization of alternate high-pressure safety injection)

B1B2 Schmelzen bei hohem Druck (Nutzung Volumenre-gel- u. Zusatzboriersystem, Nutzung alt. HD-Einspeisung, Prim. Bleed und Nutzung alt. ND-Einspeisg.)

B1B2 Fuel melting at high pressure (utilization of volumet-ric control system and extra borating system,utilization of alternate high-pressure safety injection,primary bleed and utilization of alternate low-pressure safety injection)

B2A1 Überdruck im RDB (Sek.seitige Wärmeabfuhr,Prim. Bleed, Autom. Borierung mit größererEinsp.rate, zusätzliche DH-SIV)

B2A1 Overpressure in reactor pressure vessel (secondaryloop heat removal, primary bleed, automatic borationwith increased injection rate, additional pressurizersafety relief valves)

B2A2 Dampfexplosion bei niedrigem Druck (Vermeiden B2A2 Steam explosion at low pressure (preventing a


PKL-Druck < 10 bar, Entwässerung unteres Ple-num, Konstr. Gestaltung des unteren Plenums, KM-Zusätze)

primary loop pressure < 10 bar, draining lower ple-num, appropriate design of lower plenum, main-coolant additives)

B2B1 Thermoschock (Durchmischung eingespeistenWassers (Zuschalten HKP))

B2B1 Thermal shock (mixing of injected water (start-up ofmain coolant pump))

B2B2 Durchschmelzen des RDB (Alternative Bespeisung,Kühlung des RDB von außen)

B2B2 Melt-through of reactor pressure vessel (alternatecoolant injection, exterior cooling of reactor pressurevessel)

B2B3 HD-Versagen RDB-Boden (Prim. Bleed, Alternati-ve Bespeisung, Kühlung des RDB von außen)

B2B3 High pressure failure of bottom head of reactorpressure vessel (primary bleed, alternate coolant in-jection, exterior cooling of reactor pressure vessel)

C1A1 Hoher Dampfgehalt im SB (ND-Umwälzbetrieb,Fluten des Sumpfes, Umluftkühler, SB-Sprühen,Erhöhung der Ringraum-Kühlung, SB-Druckentlastung)

C1A1 High steam content in containment vessel (low-pressure recirculation operation, flooding of con-tainment sump, air-recirculation cooler, containmentspraying, increased cooling of annulus, containmentdepressurization)

C1A2 Hoher Anteil nichtkondensierb. Gase (KatalytischeRekombination, Zünder, Vermeiden Schmelze-Beton Wechselwirkung)

C1A2 High content of non-condensable gasses (catalyticrecombination, igniters, preventing corium-concreteinteraction)

C1B1 DCH (Direct Containment Heating) (Prim. Bleed,Gestaltung Reaktorkaverne, Zusätzliche Barrieren)

C1B1 Direct containment heating (primary bleed, design ofreactor cavern, additional barriers)

C1B2 Ex-Vessel Dampfexplosion (Zusätzliche Barrieren) C1B2 Steam explosion outside of reactor pressure vessel(additional barriers)

C1B3 H2-Verbrennung (Katalytische Rekombination,Zünder, Inertisieren)

C1B3 Hydrogen combustion (catalytic recombination,igniters, inertisation)

C1C1 Niedriger Anteil nichtkondensierbarer Gase (Be-grenzen der SB-Druckentlastung, Fluten desSumpfes/Wasserzufuhr auf Schmelze, Öffnen vonLüftungsleitungen)

C1C1 Low content of non-condensable gasses (limiting thecontainment vessel depressurization, flooding ofcontainment sump / water supply to corium, openingof ventilation ducts)

C2A1 Sehr hoher Energieeintrag (SB-Sprühen, Umluft-kühler, Erhöhung der Ringraum-Kühlung, SB-Druckentlastung)

C2A1 Very high energy insertion (containment spraying,air-recirculation cooler, increased cooling of annu-lus, containment depressurization)

C3A1 Durchschmelzen Stahlschale im Fundamentbereich(Core Catcher, hochtemp. beständiger Beton, Was-serzufuhr auf Schmelze (Fluten des Sumpfes))

C3A1 Melt-through of steel shell in the foundation (corecatcher, high-temperature resistant concrete, watersupply to corium (flooding of containment sump))

C3B1 Versagen SB-Abschluß (spez. AM-Prozeduren zumSchließen der Armaturen, SB-Sprühen, SB-Druckentlastung)

C3B1 Failure of containment isolation (special accidentmanagement procedures for closing the valves, con-tainment spraying, containment depressurization)

C3B4 Leck in SB-Hülle/Durchdringungen (Besprühen desLecks, SB-Sprühen, SB-Druckentlastung, Schutzder Durchdringungen)

C3B4 Leakage in containment vessel or penetrations (localspraying of leakage, containment spraying, contain-ment depressurization, protection of penetrations)

C4A1 In- u. Ex-Vessel Dampfexplosion (siehe PfadB2A2)

C4A1 Steam explosion inside and outside of reactor pres-sure vessel (see path B2A2)

C4A2 H2-Detonation (Katalytische Rekombination,Zünder, Inertisieren, zusätzliche Barrieren zumSchutz der Stahlhülle)

C4A2 Hydrogen detonation (catalytic recombination,igniters, inertisation, additional barriers to protectsteel containment vessel)

C4A3 HD-Versagen des RDB (Prim. Bleed, Verstärkungder RDB-Verankerung, zusätzliche Barrieren)

C4A3 Overpressure failure of reactor pressure vessel(primary bleed, reinforced anchoring of reactor pres-sure vessel, additional barriers)

E Einschluß der radioaktiven C Confinement of Radioactive


Stoffe (SWR) Materials (BWR)

B1A1 Steuerstab abschmelzen (Alternative Einspeise-mögl., Borsäureeinspeisung)

B1A1 Meltdown of control rod (alternate possibility forcoolant injection, boric acid injection)

B1B1 Unzureichende Wasserzufuhr (Reduktion Leckrate,Alternative Einspeisemöglichkeit)

B1B1 Insufficient water supply (reduction of leakage rate,alternate possibility for coolant injection)

B1B2 Veränderung der Kerngeometrie (AlternativeEinspeisemöglichkeit)

B1B2 Change of core geometry (alternate possibility forcoolant injection)

B2A1 Überdruck im RDB (Druckentlastung, KontrolleFüllstand)

B2A1 Overpressure in reactor vessel (depressurization, fill-level control)

B2A2 Dampfexplosion niedriger Druck (Kontrolle Ein-speiserate, KM-Zusätze)

B2A2 Steam explosion at low pressure (coolant feed ratecontrol, coolant additives)

B2B1 Schmelze-Struktur-Wechselwirkung (Fluten des SB,Kühlung des RDB von außen)

B2B1 Corium-structure interaction (flooding of contain-ment sump, exterior cooling of reactor pressurevessel)

C1A1 ger. Anteil nichtkond. Gase beim Sprühen (SB-Sprühen begrenzen, SB-Druckentlastung begren-zen)

C1A1 Low content of non-condensable gasses whenspraying (limiting the containment spraying, limitingthe containment depressurization)

C1A2 Versagen der Druckausgleichsklappe beim Sprühen(SB-Sprühen begrenzen, Öffnen von Lüftungslei-tungen)

C1A2 Failure of pressure equalization device when spray-ing (limiting the containment spraying, openingventilation ducts)

C1B1 wenig Wasser in KoKa (Alternative Einspeisung inKoKa, Alternative Wasserresourcen)

C1B1 Low water level in pressure suppression pool (alter-nate water supply to pressure suppression pool,alternate water resources)

C1B2 hohe Energiezufuhr in KoKa (SB-Druckentlastung,Alternative Einspeisung in KoKa)

C1B2 High energy introduction to pressure suppressionpool (containment depressurization, alternate watersupply to pressure suppression pool)

C1B3 Druckabbaufunktion (KoKa) eingeschränkt (SB-Sprühen, SB-Druckentlastung)

C1B3 Reduced pressure suppression function of pressuresuppression pool (containment spraying, contain-ment depressurization)

C1C1 geringe Energieabfuhr aus Druckkammer (SB-Sprühen, Alternative Druckkammer-Kühlung, SB-Druckentlastung)

C1C1 Low energy removal from drywell (containmentspraying, alternate drywell cooling, containment de-pressurization)

C1C2 H2-Verbrennung (bei nicht inertisiertem SB) (Na-chinertisieren, Rekombination)

C1C2 Hydrogen combustion (in case of non-inertisedcontainment) (post-inertisation, hydrogen recombi-nation)

C1C3 RDB/SB hohe Dampfproduktion (SB-Sprühen,Alternative Einspeisung in RDB)

C1C3 High steam production in reactor vessel and con-tainment (containment spraying, alternate coolantsupply to reactor pressure vessel)

C1C4 schnelle Aufheizung der Druckkammer (DCH) (SB-Sprühen, RDB-Druckentlastung)

C1C4 Fast heat up of drywell (direct containment heating)(containment spraying, reactor vessel depressuriza-tion)

C1C5 Nichtkondensierbare Gase u. Wasser in Druck-kammer (SB-Druckentlastung, Drainage)

C1C5 Non-condensable gasses and water in drywell (con-tainment depressurization, draining)

C1C6 Ex-Vessel Dampfexplosion (SB-Sprühen, Flutendes SB)

C1C6 Steam explosion outside of reactor vessel (contain-ment spraying, containment flooding)

C2A1 Hohe Energiezuführung (DCH) (SB-Sprühen, RDB-Druckentlastung)

C2A1 High energy insertion (direct containment heating)(containment spraying, reactor vessel depressuriza-tion)

C2A2 Ungenügende Wärmeabfuhr (SB-Atmosphäre) (SB-Sprühen, Alternative SB-Kühlfunktion)

C2A2 Insufficient heat removal (containment atmosphere)(containment spraying, alternate containment cooling


function)

C2B1 Durchschmelzen der Stahlschale (Fluten des SB) C2B1 Melt-through of metal containment shell (flooding ofcontainment)

C2B2 Schmelze-Beton Wechselwirkung (Fluten des SB,Einsatz von hochfesten Materialien)

C2B2 Interaction between corium and concrete (floodingof containment, use of high strength materials)

S Begrenzung der Strahlenexpo-sition (DWR)

L Limitation of Radiation Expo-sure (PWR)

D1A1 trockene Beton/Schmelze WW (Fluten des Sump-fes/Wasservorlage über Schmelze)

D1A1 Interaction between dry concrete and corium(flooding of containment vessel sump / creation ofwater level above corium)

D1B1 Aerosol-Verteilung (SB-Sprühen, ChemischeReaktion)

D1B1 Aerosol distribution (containment spraying, chemicalreaction)

D1B2 Verteilung gasförmiger Stoffe (Chemische Reakti-on, SB-Sprühen)

D1B2 Distribution of gaseous materials (chemical reaction,containment spraying)

D1C1 pH-Wert zu niedrig (Zusatz basischer Stoffe, Flutendes Sumpfes/Verdünnung)

D1C1 Ph-value too low (addition of basic materials,flooding of containment vessel sump / dilution)

D1C2 Radiolyse (Fluten des Sumpfes/Abkühlung) D1C2 Radiolysis (flooding of containment vessel sump /cooling down)

D1C3 Wassertemperatur zu hoch (Nachkühlsystemezuschalten, Fluten des Sumpfes/Abkühlung)

D1C3 Water temperature too high (start-up of residual heatremoval systems, flooding of containment vesselsump / cooling down)

D2A1 Überdruckversagen des SB (Gefilterte SB-Druckentlastung, SB-Sprühen)

D2A1 Overpressure failure of containment vessel (filteredcontainment vessel depressurization, containmentvessel spraying)

D2A2 Versagen SB-Abschluß/Leck im SB (Gefilterte SB-Druckentlastung, SB-Sprühen)

D2A2 Failure of containment isolation / leakage insidecontainment vessel (filtered containment vessel de-pressurization, containment vessel spraying)

D2B1 Auslaugungsprozeduren (Abpumpen des Grund-wassers, Spundwände, Einsatz flüssigen Stickstoffs,Core Catcher)

D2B1 Leaching procedures (pumping off ground water,sheet piling, deployment of liquid nitrogen, corecatcher)

D2C1 Leck im Wasserbereich (Absperren des Lecks,Rückpumpen in den SB)

D2C1 Leakage in the water region (closing the leak,pumping back into the containment vessel)

D3A1 DE-Heizrohrleck (Prim. Bleed, Fluten sek.seitig desdefekten DE)

D3A1 Steam generator tube rupture (primary bleed, secon-dary flooding of the failed steam generator)

D3A2 Kühlmittelverlust außerhalb SB (Prim. Bleed,Altern. Absperrmaßnahmen, Besprühung oder Flu-ten des Lecks)

D3A2 Loss of coolant outside of containment vessel (pri-mary bleed, alternate isolation measures, spraying orflooding of the leak)

S Begrenzung der Strahlenexpo-sition (SWR)

L Limitation of Radiation Expo-sure (SWR)

C3A1 Versagen SB-Abschluß (manuelles Schließen derArmaturen, SB-Sprühen, SB-Druckentlastung)

C3A1 Failure of containment vessel isolation (manualclosing of isolation valves, containment spraying,containment depressurization)

C3A2 Leck in SB-Hülle/Durchdringungen (SB-Sprühen,Besprühen des Lecks, SB-Druckentlastung, konstr.

C3A2 Leakage in containment vessel or penetrations (localspraying of leakage, containment spraying, contain-


Schutz der Durchdringung) ment depressurization, constructive protection ofpenetrations)

C4A1 Ex- oder In-Vessel Dampfexplosion (KM-Additive,Zusätzliche Barrieren)

C4A1 Steam explosion outside or inside of reactor vessel(coolant additives, additional barriers)

C4A2 H2-Detonation (bei nicht-inertisiertem SB) (Re-kombination, Zusätzliche Barrieren)

C4A2 Hydrogen detonation (in case of non-inertisedcontainment) (post-inertisation, hydrogen recombi-nation)

C4A3 RDB-Überdruck-Versagen (RDB-Druckentlastung) C4A3 Overpressure failure of reactor vessel (reactor vesseldepressurization)

D1A1 Beton/Schmelze Wechselwirkung (Fluten desSB/Wasservorlage über Schmelze)

D1A1 Interaction between concrete and corium (floodingof containment vessel sump / creation of water levelabove corium)

D1B1 Aerosol-Verteilung (SB-Sprühen, Chemische Reak-tion, KoKa-Wasserablaß zur Reinigungsanlage)

D1B1 Aerosol distribution (containment spraying, chemicalreaction, water drain-off from pressure suppressionpool to the purification system)

D1B2 Verteilung gasförmiger Stoffe (Chemische Reakti-on, SB-Sprühen)

D1B2 Distribution of gaseous materials (chemical reaction,containment spraying)

D1C1 pH-Wert zu niedrig (Zusatz basischer Stoffe, Flutendes SB/Verdünnung)

D1C1 Ph-value too low (addition of basic materials,flooding of containment vessel / dilution)

D1C2 Radiolyse (Fluten des SB/Abkühlung) D1C2 Radiolysis (flooding of containment vessel / coolingdown)

D1C3 Wassertemperatur zu hoch (Nachkühlsystemezuschalten, Fluten des SB/Abkühlung)

D1C3 Water temperature too high (start-up of residual heatremoval systems, flooding of containment vessel /cooling down)

D2A1 Überdruckversagen des SB (Gefilterte SB-Entlastung)

D2A1 Overpressure failure of containment vessel (filteredcontainment vessel depressurization)

D2A2 Versagen SB-Abschluß/Leck im SB (SB-Sprühen,Gefilterte SB-Entlastung)

D2A2 Failure of containment isolation / leakage insidecontainment vessel (containment vessel spraying,filtered containment vessel depressurization)

D2B1 Auslaugungsprozeduren (Abpumpen Grundwasser,Spundwände, Einsatz flüssigen Stickstoffs)

D2B1 Leaching procedures (pumping off ground water,sheet piling, deployment of liquid nitrogen)

D2C1 Leck im Wasserbereich (Absperren des Lecks,Rückpumpen in den SB)

D2C1 Leakage in the water region (closing the leak,pumping back into the containment vessel)

D3A1 Kühlmittelverlust außerhalb SB (RDB-Druck-entlastung, Alternative Absperrmaßnahmen, Be-sprühen oder Fluten des Lecks)

D3A1 Loss of coolant outside of containment vessel (reac-tor vessel depressurization, alternate isolationmeasures, spraying or flooding of the leak)

ZV Zuverlässigkeit (DWR u. SWR) RY Reliability (PWR and BWR)

nicht explizit aufgeführt not explicitly mentioned

GA Gesamtanlage (DWR und SWR) PG Plant, General (PWR and BWR)

nicht explizit aufgeführt not explicitly mentioned

AD Administratives (DWR und AD Administrative Measures (PWR


SWR) and BWR)

- Notfallschutzübungen - Accident management training

- Mensch-Maschine-Wechselwirkung - Man-machine interface

- Meldewege - Paths of notification

LT Leittechnik (DWR und SWR) IC Instrumentation and Control(PWR and BWR)

A3B1 Unzureichende Beleuchtung/Kommunikation (Pro-visorische Beleuchtung durch Akku-Handlampenbzw. mobile Aggregate, Kommunikation durch:IBS-Telephonanlage, Handsprechfunkgeräte, Auf-bereitung von Prozessinformationen fürKrisenmanagement)

A3B1 Insufficient lighting or communication means (tem-porary lighting by battery powered hand lamps orportable lighting equipment, communication via thecommissioning (IBS) telephone system or manualradiotelephone sets, preparation of process informa-tion specifically for accident management)

A3B2 zu geringer Luftaustausch (Zuluftfilterung Warte,Verbesserung Luftaustausch (z.B. Öffnen von Türenzum Umformerraum))

A3B2 Air exchange too low (supply-air filtering for maincontrol room, improving the air exchange (e.g.,opening the door to converter room))

EM Energie u. Medienversorgung(DWR und SWR)

ES Energy and Support MediaSupply (PWR and BWR)

A3A1 Spannungsabfall im Drehstromnetz (Abschaltenüberflüssiger Verbraucher: Eingriff in das Zuschalt-programm; Reparaturstrategien; Verbesserung derVerfügbarkeit: Herstellung von Verbindungen zw.den Redundanzen bzw. zum Nachbarblock, Über-brücken von Schutzkriterien; Alternative externeEnergieversorgung: Laufwasser-/Pumpspeicherkraftwerke, mobile Notstrom-aggregate)

A3A1 Voltage loss in the three-phase circuit system (shut-down of superfluous power consuming devices:manual override of actuation program; repair strate-gies; increasing the availability: creation ofinterconnections between redundancies or to theneighboring plant unit, suppression of protectioncriteria; alternate external power supply: river or res-ervoir driven hydroelectric power plants, mobileemergency power equipment)

A3A2 Unzureichende Gleichstromversorgung (Verlänger-ung der Batteriekapazität: Abschalten von Verbrau-chern im Gleichstromnetz, Laden der Batterien mitmobilen Aggregaten)

A3A2 Insufficient direct current power supply (stretchingout battery operation: shutdown of (superfluous)power consuming devices in the direct current circuitsystem, charging the batteries with mobile chargingequipment)


Anhang B

Originaltexte aus Re-geln, Richtlinien undEmpfehlungen

Appendix B

Literal Texts of SafetyStandards, Guidelinesand Recommenda-tions

Sicherkeitskriterien für Kernkraftwerke (21.10.1977)mit Interpretationen

Kriterium 5.2 Störfallinstrumentierung

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren(3. Ausgabe vom 14.10.1981 mit späteren Ände-rungen)

25. Störfallinstrumentierung

RSK-Empfehlungen

4.6.25 Überprüfung der Sicherheit der Kernkraftwerkemit Leichtwasserreaktor in der BundesrepublikDeutschland

4.6.26 2 Druckentlastung des Sicherheitsbehälters überein Filtersystem (Gefilterte Druckentlastung desRSB)

4.6.27 1 Anlageninterner Notfallschutz bei Kernkraft-werken mit Leichtwasserreaktor

4.6.30 Untersuchungen zu Ereignisabläufen für Kern-kraftwerke mit Siedewasserreaktor unter Einbe-ziehung von Maßnahmen des anlageninternenNotfallschutzes am Beispiel des KernkraftwerkesKrümmel (KKK)

4.6.32 B I 9 Anlageninterner Notfallschutz

4.6.39 Behandlung auslegungsüberschreitender Ereig-nisabläufe für die in der BundesrepublikDeutschland betriebenen Kernkraftwerke mitDruckwasserreaktoren; Positionspapier der RSKzum anlageninternen Notfallschutz im Verhältniszum anlagenexternen Katastrophenschutz

4.7.3 Maßnahmen zur Risikominderung bei Freisetzungvon Wasserstoff in den Sicherheitsbehälter nachauslegungsüberschreitenden Ereignissen

SSK-Empfehlung

5.27 Druckentlastung des Reaktor-Sicherheitsbehäl-ters und Zuluftfilterung für die Hauptwarte

Safety Criteria for Nuclear Power Plants(Oct. 21, 1977) including interpretations

Criterion 5.2 Incident Instrumentation

RSK Guidelines for Pressurized Water Reactors(3rd edition of Oct. 14, 1981 including lateramendments)

25. Incident Instrumentation

RSK Recommendations

4.6.25 Safety Assessment of Nuclear Power Plants withLight Water Reactors in the Federal Republic ofGermany

4.6.26 2 Depressurization of the Containment Vesselthrough a Filtering System (Filtered Depressuri-zation Relief of the Reactor Safety Containment)

4.6.27 1 Plant-internal Accident Management in NuclearPower Plants with Light Water Reactors

4.6.30 Investigations of Event Sequences for NuclearPower Plants with Boiling Water Reactors Tak-ing Plant-internal Accident ManagementMeasures into Account; Exemplified for the Nu-clear Power Plant Kruemmel (KKK)

4.6.32 B I 9 Plant-internal Accident Management

4.6.39 Treatment of Events Beyond the Design Basis inNuclear Power Plants with Pressurized WaterReactors in Operation in the Federal Republic ofGermany; Positional Report of the RSK Re-garding the Relationship Between Plant-internalAccident Management and Plant-external Dis-aster Control

4.7.3 Measures to Reduce the Risk Associated with aHydrogen Release in the Containment afterEvents Going Beyond the Design Basis Accident

SSK Recommendations

5.27 Depressurization of the Containment and Sup-ply-Air Filtering of the Control Room

44

45

49

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56

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Sicherkeitskriterien fürKernkraftwerke(21.10.1977) mit Interpretationen

Safety Criteria for NuclearPower Plants(Oct. 21, 1977) including inter-pretations

Kriterium 5.2Störfallinstrumentierung

Criterion 5.2Incident Instrumentation

Im Kernkraftwerk müssen Einrichtungen zur Messung undRegistrierung vorhanden sein, die bei und nach Störfällenund bei unvorhersehbaren Ereignisabläufen

The nuclear power plant shall be provided with measuringand recording equipment which, during and after incidentsor unforeseeable events,

1. ausreichende Informationen über den Zustand derAnlage liefern, um die erforderlichen Schutzmaß-nahmen für Personal und Anlage ergreifen zu können,

1. supplies sufficient information about the condition ofthe plant to enable taking necessary protective meas-ures for staff and plant,

2. Hinweise auf den Verlauf geben und seine Doku-mentation ermöglichen,

2. shows the course of events and enables its documenta-tion,

3. eine Abschätzung der Auswirkungen auf die Umge-bung gestatten.

3. enables estimating the impact on the environment.


RSK-Leitlinien für Druck-wasserreaktoren(3. Ausgabe vom 14.10.1981 mitspäteren Änderungen)

RSK Guidelines for Pres-surized Water Reactors(3rd edition of Oct. 14, 1981, in-cluding later amendments)

25. Störfallinstrumentierung 25. Incident Instrumentation

25.1 Allgemeine Anforderungen 25.1 General Requirements

(1) Die Störfallinstrumentierung hat die Aufgabe, vor,während und nach

(1) The incident instrumentation has the task before,during and after

− einem Störfall oder − an incident or

− einem Ereignis, das zu einer erhöhten Freisetzung vonradioaktiven Stoffen in die Kernkraftwerksumgebungführen kann,

− an event that may lead to an increased release of radio-active materials to the environment of the nuclear powerplant

einen Überblick über den Betriebszustand zu ermöglichenund alle den Anlagenzustand beschreibenden wesentlichenDaten sowie die wichtigsten Wetterdaten anzuzeigen undzeitgerecht zu dokumentieren.

of enabling a survey of the operational state and of dis-playing and documenting in the correcttime sequence allessential data describing the state of the plant as well as themost essential weather data.

(2) Zur Erfüllung ihrer Aufgabe ist die Störfall-instrumentierung in eine Störfallablaufinstrumentierungund in eine Störfallfolgeinstrumentierung zu unterteilen.

(2) To enable the incident instrumentation to fulfill itstask it shall be subdivided in incident sequence instru-mentation and post-incident instrumentation.

(3) Die Störfallfestigkeit der Störfallinstrumentierungist, soweit erforderlich, vor deren Einsatz nachzuweisen.

(3) To the extent required the incident resistance of theincident instrumentation shall be demonstrated prior to itsdeployment .

(4) Die Einrichtungen der Störfallinstrumentierungsind an eine unterbrechungslose Notstromversorgung desNotstromsystems anzuschließen.

(4) The equipment of the incident instrumentationshall be connected to a non-interruptible emergency powersupply of the emergency power system.

(5) Für jede erfaßte Meßgröße der Störfall-instrumentierung muß die Tageszeit aus den zugehörigenDokumentationsunterlagen so genau bestimmt werdenkönnen, daß eine zeitliche Zuordnung zu Daten aus ande-ren Informationsquellen möglich ist.

(5) For each variable measured by the incident instru-mentation, it shall be possible to determine the exact time ofday from the associated documentation records such that aprecise temporal allocation to data from other sources ofinformation will be possible.

(6) Die Dokumentationseinrichtungen sind so auszu-legen, daß das Zeitverhalten der Meßgrößen mitausreichender Genauigkeit erfaßt wird.

(6) The documentation equipment shall be designed insuch a way that the time history of measurement variables isrecorded with an adequate degree of accuracy.

(7) Zur Begutachtung sind Unterlagen vorzulegen,die das Auslegungskonzept und die sicherheitstechnischwichtigen Einzelheiten der Störfallinstrumentierung prüf-fähig beschreiben.

(7) For the purpose of expert assessment, documentsshall be submitted which describe the design concept andthe safety-related features of the incident instrumentation ina way suitable for the assessment .

25.2 Störfallablaufinstrumentierung 25.2 Incident Sequence Instrumentation

(1) Die Störfallablaufinstrumentierung ist so auszule-gen, daß die zur Feststellung eines Störfallablaufsausgewählten Zustandsgrößen übersichtlich und in derrichtigen zeitlichen Folge dokumentiert werden.

(1) The incident sequence instrumentation shall bedesigned in such a way that the variables of state selectedfor the determination of an incident sequence will be docu-mented in a clearly arranged form and in the properchronological order.

(2) Die Störfallablaufinstrumentierung muß grund- (2) Basically, the incident sequence instrumentation


sätzlich jederzeit in Betrieb sein. Eine eingeschränkteFunktionsfähigkeit (z. B. bei erforderlichen Instand-setzungsarbeiten) ist zulässig, wenn im Bedarfsfall eineausreichende Mindestinformation durch den funktionsfähi-gen Teil der Störfallinstrumentierung gewährleistet ist. Dievollständige Funktionsfähigkeit der Störablaufinstrumen-tierung ist so schnell wie möglich wiederherzustellen.

shall be in operation at all times. A restricted functionality(e.g., in case of necessary repair work) shall be permissibleprovided, in case of required operation sufficient minimuminformation is assured by the functional part of the incidentinstrumentation. Unrestricted functionality of the incidentsequence instrumentation shall be restored as quickly aspossible.

(3) Es ist festzulegen, welche Einrichtungen derStörablaufinstrumentierung auch bei abgefahrener Reak-toranlage in Betrieb sein müssen.

(3) It shall be specified which features of the incidentsequence instrumentation must be in operation even whenthe reactor plant has been shut down.

(4) Für die Aufzeichnung und Speicherung derStörfallablaufdaten sind zwei möglichst diversitäre Daten-speicher einzusetzen. Der Ausfall eines Datenspeichers istanzuzeigen.

(4) Two data storage systems which should be asdiverse as possible shall be used for recording and storingthe incident sequence data. The failure of either data storagesystem shall be displayed.

(5) Die bei Störfallabläufen aufgezeichneten Störfall-ablaufdaten sind gesichert aufzubewahren. Es ist sicherzu-stellen, daß diese Daten weder verändert noch gelöschtwerden.

(5) The incident sequence data recorded in the courseof an incident shall be kept in safe storage . It shall beassured that the data can neither be changed nor erased.

(6) Die nach Eintritt eines anlageninternen Störfallsauftretenden Umgebungsbedingungen dürfen nicht zumAusfall der zur Störfallbeurteilung erforderlichen Meßein-richtungen und Informationen führen.

(6) The environmental conditions prevailing after theoccurrence of a plant-internal incident shall not lead to afailure of the measuring equipment and (loss of) informa-tion required for the assessment of the incident.

25.3 Störfallfolgeinstrumentierung 25.3 Post-Incident Instrumentation

25.3.1Auslegung .3.1Design

(1) Die Störfallfolgeinstrumentierung ist so auszule-gen, daß die Daten, die nach Eintreten

(1) The post-incident instrumentation shall be de-signed such that, after occurrence of

− eines Störfalls oder − an incident or

− eines Ereignisses, das zu einer erhöhten Freisetzungradioaktiver Stoffe in die Kernkraftwerksumgebungführen kann,

− an event that could lead to an increased release ofradioactive materials into the environment of the nuclearpower plant,

für die Beurteilung der Anlagensicherheit, der Wirksamkeitdes Sicherheitssystems und für die Entscheidung überNotfallschutzmaßnahmen1) eine entscheidende sicherheits-technische Bedeutung haben, zuverlässig und ausreichendgenau angezeigt und dokumentiert werden.

(Fußnote 1: Um Notfallschutzmaßnahmen einleiten unddurchführen zu können, ist neben der im Kap. 25 gefor-derten Störfallinstrumentierung innerhalb der Anlage einerasche Durchführung von Messungen außerhalb derAnlage in der Kernkraftwerksumgebung sicherzustellen.(Siehe "Empfehlung zur Planung von Notfallschutz-maßnahmen durch Betreiber von Kernkraftwerken",verabschiedet im Länderausschuß für Atomenergie am 15.und 16.06.1976)

those data which due to their safety relevance are of deci-sive importance to the evaluation of the plant safety and ofthe efficiency of the safety system as well as for decidingon accident management measures1), that those data will beindicated and recorded reliably and with a sufficient degreeof accuracy.

Footnote 1: To enable the initiation and implementation ofaccident management measures, in addition to the inci-dent instrumentation required in accordance with Chapter25, it shall be assured that measurements are promptlyperformed outside of the plant in the environment of thenuclear power plant. (See "Recommendations for thePlanning of Accident Management Measures by the Op-erators of Nuclear Power Plants", approved by the FederalStates' Committee for Nuclear Energy on June 15 and 16,1976).

(2) Die Störfallfolgeinstrumentierung muß in bezugauf Meßbereiche, Störfallfestigkeit, Zuverlässigkeit undGenauigkeit so ausgelegt werden, daß sich das Bedie-nungspersonal auf diese Instrumentierung jederzeitverlassen kann.

(2) With regard to measuring ranges, incident resis-tance, reliability and accuracy the post-incident instrumen-tation shall be designed in such a way that the operatingpersonnel can always rely on this instrumentation.


(3) Es sind eignungsgeprüfte oder für den Einzelfallund für die unterstellten Einsatzbedingungen bewährte undmöglichst wartungsfreie Geräte zu verwenden.

(3) Only equipment shall be used which passed aqualification test or which has been proven reliable for theintended use and for the postulated conditions of operation;the equipment should require as little maintenance aspossible.

(4) Die Einrichtungen zur Erfassung, Verarbeitungund Dokumentation der Meßgrößen sind technisch soeinfach wie möglich aufzubauen.

(4) The equipment for the detection, processing andrecording of the measured data shall be designed as simpleas possible.

(5) Es sind zum Beispiel folgende Meßgrößen anzu-zeigen und zu dokumentieren:

(5) For example, the following data shall be indicatedand recorded :

− Druck in der Druckführenden Umschließung

− Kühlmittelein- und -austrittstemperaturen in denHauptkühlkreisläufen

− Siedeabstand (Druck und Temperatur)

− Neutronenflußdichte

− Füllstand im Primärsystem2)

(Fußnote 2: Es ist eine Meßeinrichtung vorzusehen, diedem Stand von Wissenschaft und Technik entsprichtund Aussagen über die Bedeckung des Reaktorkernsermöglicht.)

− Füllstand im Druckhalter

− Füllstände im Sekundärsystem

− Druck im Sicherheitsbehälter

− Temperatur der Sicherheitsbehälteratmosphäre

− Temperatur im Brennelementlagerbecken

− Ortsdosisleistung an der Personenschleuse

− Aktivität der Kaminfortluft (Aktivitätskonzentrationund Durchsatz) aufgetrennt in Edelgase, Aerosole undJod

− Windgeschwindigkeit, Windrichtung und Ausbreit-ungskategorie (z. B. durch Erfassung des Temperatur-gradienten).

− pressure within the pressure-retaining boundary,

− coolant inlet and outlet temperature in the main coolantloops,

− departure from nucleate boiling (pressure and tempera-ture),

− neutron flux density,

− level in the primary system, 2)

(Footnote 2: A state of the art measuring device shallbe provided that enables statements concerning thewater level covering the core.)

− fill level in the pressurizer,

− fill levels in the secondary system,

− pressure in the containment vessel,

− temperature of the containment vessel atmosphere,

− temperature in the fuel storage pool,

− local dose rate at the personnel lock,

− activity of the exhaust air at the stack (activity concen-tration and flow rate) divided into noble gases. aerosolsand iodine,

− wind speed, wind direction and dispersion category (e.g.by monitoring the temperature gradient).

(6) Die Einrichtungen zur Messung der Kernaus-trittstemperaturen sind so auszulegen, daß Temperaturenbis ca. 1000°C erfaßt werden.

(6) The equipment for measuring the core outlettemperatures shall be designed such that temperatures up toabout 1000 °C may be determined.

(7) Die Meßgrößen der Störfallfolgeinstrumentierungsind grundsätzlich in der Schaltwarte des Kernkraftwerksund in der Notsteuerstelle anzuzeigen und aufzuzeichnen.

(7) Basically, the values measured by the post-incidentinstrumentation shall be displayed and recorded in thecontrol room of the nuclear power plant and in the remoteshutdown station.

(8) Durch Störfälle und deren Folgen darf die Funkti-on der Störfallfolgeinstrumentierung nicht so beeinträchtigtwerden, daß die Erfassung, Anzeige und Aufzeichnung derStörfallfolgemeßgrößen verhindert wird. Meßstellenaußerhalb der Reaktoranlage sind so anzuordnen und zuinstallieren, daß ein Ausfall dieser Meßstellen zusammenmit sicherheitstechnisch wichtigen Teilen der Anlage durchEinwirkungen von außen hinreichend unwahrscheinlich ist.

(8) Incidents and their consequential effects shall notaffect the function of the post-incident instrumentation tosuch an extent as will prevent the detection, indication andrecording of the post-incident data. Measuring pointsoutside the reactor plant shall be arranged and installed insuch a way that a failure of the measuring points togetherwith a failure of safety-related plant components as a resultof external events will be sufficiently unlikely.


(9) Eine redundante Meßwerterfassung und Meß-wertverarbeitung für eine Meßgröße ist nicht erforderlich,wenn nachgewiesen wird, daß

(9) Redundant detection and processing of measureddata of one measurement variable is not required, provided,it is demonstrated that

− der Informationsgehalt dieser Meßgröße auch durchMeßwerte anderer Meßgrößen der Störfallfol-geinstrumentierung - oder durch Meßgrößen einernachweislich gleichwertigen Instrumentierung - ver-mittelt werden kann

− the information content of this measurement variablecan also be provided by values of other variables whichare measured by the post-incident instrumentation - orby measurement variables supplied by another type ofinstrumentation that can be shown to be equivalent - or

− oder der Ausfall von Meßwerten einer Meßgröße imBedarfsfall für eine bestimmte Zeitdauer akzeptiert undinnerhalb dieser Zeit unter den dann herrschenden Be-dingungen der Ausfall behoben oder eine Ersatzlösungrealisiert werden kann.

− the failure of measured data of a certain variable can beaccepted for a certain period of time and the failure canbe eliminated under the then prevailing conditions or asubstitute solution can be realized.

(10) Die Einrichtungen der Störfallfolgeinstru-mentierung im gegen Einwirkungen von außen unge-schützten Bereich sind rückwirkungsfrei von denEinrichtungen des geschützten Bereichs zu entkoppeln.

(10) The equipment of the post-incident instrumentationin the area that is not protected against external events shallbe decoupled from the equipment of the protected area sothat no feedback can occur.

(11) Die Anzeigeeinrichtungen sind so auszulegen, daßsie eindeutig und mühelos abgelesen werden können.

(11) The display equipment shall be designed in such away as to enable unambiguous and easy reading.

(12) Die Anzeige- und Dokumentationseinrichtungensind übersichtlich anzuordnen und deutlich und eindeutigzu kennzeichnen.

(12) The display and recording equipment shall beclearly arranged and shall be clearly and unambiguouslymarked.

(13) Die Störfallfolgeinstrumentierung ist so auszu-legen, daß jederzeit ihre lückenlose Überprüfung möglichist. Die Prüfungen sollen leicht durchführbar sein.

(13) The post-incident instrumentation shall be de-signed in such a way that its complete inspection will bepossible at any time. The tests and inspections should beeasy to perform.

25.3.2Funktionsprüfungen .3.2Functional Tests

(1) Die Funktionsfähigkeit der Störfallfolgeinstru-mentierung ist während der Nutzungsdauer der Anlagedurch geeignete Prüfungen nachzuweisen. Diese Prüfungenmüssen alle funktionswichtigen Komponenten erfassen.

(1) The functionality of the post-incident instrumenta-tion shall be demonstrated by suitable tests during theservice life of the plant. These tests shall cover all compo-nents which are important to functionality.

(2) Art und Umfang der Prüfungen und die Zeitab-stände zwischen den Prüfungen sind festzulegen.

(2) Type and extent of the tests and the intervalsbetween the tests shall be laid down.

(3) Die Ergebnisse der Prüfungen sind zu dokumen-tieren.

(3) The results of the tests shall be documented.


RSK-Empfehlungen RSK Recommendations

4.6.25

Überprüfung der Sicherheit derKernkraftwerke mit Leichtwasser-reaktor in der BundesrepublikDeutschland

4.6.25

Review of the Safety of NuclearPower Plants with Light Water Re-actors in the Federal Republic ofGermany

2.1 Kernkraftwerke mit Leichtwasser-reaktor

2.1 Nuclear Power Plants with Light WaterReactors

2.1.1 Sicherstellung des Reaktorsicherheitsbehälter-Abschlusses

2.1.1 Ensuring the Isolation of the ContainmentVessel

Wegen der Bedeutung des Reaktorsicherheitsbehälter-Abschlusses auch bei einem Kernschmelzunfall 1) mit

Fußnote 1: Ein Kernschmelzunfall ist nur denkbar,wenn bei einem Störfall, wie z. B. dem Kühlmittel-verluststörfall, der Ausfall aller Not- und Nachkühl-systeme über längere Zeit postuliert wird und damitkeine Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern ange-nommen wird.

Druckaufbau im Reaktorsicherheitsbehälter hat sich dieRSK nochmals mit der Zuverlässigkeit der Absperrorganefür Systeme befaßt, die im Nomalbetrieb offen mit derSicherheitsbehälteratmosphäre in Verbindung stehen. Siestellt dazu folgendes fest:

Due to the importance of the containment vessel isolationeven after a core melt accident 1) with pressure build-up in

Footnote 1: A core meltdown accident is conceiv-able only if, in case of an incident, e.g. a loss-of-coolant accident, it is postulated that all systems forresidual heat removal and emergency core coolingfail for a longer time period and, thus, no heat re-moval from the core is possible.

the containment vessel, the RSK has again dealt withquestion of reliability of isolation valves in those systemsthat, during normal operation, are open to the containmentvessel atmosphere. In this context the RSK states thefollowing:

a) Große Lüftungsöffnungen am Sicherheitsbehälter a) Large Vent Openings in the Containment Vessel

Die großen Lüftungsöffnungen werden im Anforde-rungsfall auslegungsgemäß durch zwei hintereinan-derliegende Abschlußorgane (Absperrklappen / Ab-sperrventile) geschlossen.

In case of demanded operation, the large vent openingsare designed to be closed by two in-line closure valves(isolation dampers / isolation valves) .

Die Schließfunktion wird durch Anströmung inSchließrichtung unterstützt.

The closing function is aided by the direction of flow.

Bei Ausfall der Stromversorgung/Medienversorgungschließen die Abschlußorgane selbständig durch Fe-dern, Gewichte oder Eigengewicht. Bei ausbleibenderAnregung durch den Reaktorschutz kann der Schließ-vorgang gezielt durch eine Unterbrechung derEnergieversorgung eingeleitet werden.

In the case of loss of power supply or media supply, theclosure valves will shut automatically by the action ofsprings, external or inherent weights. Should the actua-tion by the reactor safety system fail, the closurefunction may always be initiated by an interruption ofthe power supply.

Ein Nichtschließen der Abschlußorgane wird festge-stellt (z.B. Stellungsüberwachung, ∆p-Messung).

A non-closing of the closure valves is always detected(e.g. position indicator, measurement of pressure drop).

Die Abschlußorgane sind so untergebracht bzw. ge-schützt, daß eine Beeinträchtigung ihrer Funktion durchzu unterstellende umherfliegende Teile oder Strahl-kräfte ausgeschlossen wird.

The closure valves are located or protected such that anyeffect on their functionality from postulated flying de-bris or jet impingement forces can be ruled out.

Bei der Auslegung der Abschlußorgange sind die beimAuslegungsfall (2F-Bruch) auftretenden dynamischen

The design of the closure valves takes the dynamic ef-fect of the design basis accident (double ended pipe


Effekte berücksichtigt worden bzw. sind noch entspre-chende Nachweise zu führen.

rupture) into account, or, corresponding proofs are stillrequired.

An den Abschlußorganen werden regelmäßig wieder-kehrende Prüfungen durchgeführt. Die Ergebnissehaben die auslegungsgemäße Funktion bestätigt.

In-service inspections are regularly being performed onthe closure valves. These have demonstrated that thefunctionality is in accordance with the design.

b) Sonstige Leitungen b) Other pipe lines

Die sonstigen Leitungen verfügen ebenfalls über hin-tereinanderliegende Gebäudeabschlußarmaturen.

The other pipe lines are, likewise, equipped with two in-line containment isolation valves.

Bei Versagen des automatischen Abschlusses ist einNotabschluß durch mindestens eine der folgendenMaßnahmen

− Ansteuerung von der Warte,

− Handmaßnahmen in der Schaltanlage,

− Handmaßnahmen vor Ort,

− Schließen der Ersatzarmaturen

gegen Störfalldruck im Sicherheitsbehälter möglich.

In case the automatic closure fails, an emergency closureagainst the incident pressure inside the containment ves-sel will be possible by at least one of the followingmeasures

− actuation from the main control room,

− manual measures in the switching station,

− manual measures at the location of installation,

− closure of the in-line auxiliary valves.

Die Stellung der Armaturen wird überwacht.

An den Armaturen werden regelmäßig wiederkehrendePrüfungen durchgeführt. Die Ergebnisse haben dieauslegungsgemäße Funktion bestätigt.

The position of the valves is monitored.

In-service inspections are regularly being performed onthe closure valves. These have demonstrated that thefunctionality is in accordance with the design.

Aus Sicht der RSK ergeben sich keine sicher-heitstechnischen Bedenken.

From the view point of the RSK, there are no safety-relatedreservations.

2.1.2 Ausstattung von Warte und Notsteuerstelle imHinblick auf den anlageninternen Notfallschutz.

2.1.2 Equipment of the Main Control Room andRemote Shutdown Station with Respect toPlant-internal Accident Management

Die RSK hält es für sinnvoll, daß anlageninterne Notfall-schutzmaßnahmen an einer zentralen Stelle in der Anlagegeplant, teilweise eingeleitet und überwacht werden kön-nen. An dieser Stelle sollen daher die erforderlichenInformationen über den Anlagenzustand vorliegen.

The RSK considers it to be sensible that there is a centrallocation inside the plant where plant-internal accidentmanagement measures are planned, partially initiated andmonitored. It is at this location that the necessary informa-tion should be available.

Die Betreiber haben dargelegt, daß zur Vorbereitung derzusätzlich geplanten anlageninternen Notfallschutz-maßnahmen die Warte als zentrale Stelle vorgesehen ist.Die Bedeutung der Notsteuerstelle, die für andere Aufga-ben, wie Schutz gegen Einwirkungen von außen oderEinwirkungen Dritter, konzipiert ist, bleibt davon unbe-rührt.

The licensees/operators have shown that the main controlroom is intended to be the central location for the prepara-tion of additionally planned plant-internal accidentmanagement measures. This does not affect the importanceof the remote shutdown station which was conceived forother tasks, e.g. protection against external events or sabo-tage.

Um einen längerfristigen Aufenthalt des Bedienungs-personals in der Warte im Notfall zu gewährleisten, werdendie notwendigen Vorkehrungen getroffen. So ist z. B. derEinsatz eines geeigneten Filters in die der Warte zuge-führte Luft vorgesehen. Damit kann zur Vermeidung vonEinwärtsleckagen ein geringer Überdruck gehalten werden.Bei dem Filter kann es sich auch um eine am Standortvorgehaltene mobile Einrichtung handeln.

Necessary precautions are taken to ensure a long-termpresence of the operating personnel in the main controlroom. E.g., adequate filters are provided for filtering thesupply air to the main control room. Thereby, a slightoverpressure can be maintained to prevent inward leakages.These filters may also be in the form of mobile equipmentheld in readiness at the plant.

2.2 Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor 2.2 Nuclear Power Plants with PressurizedWater Reactor

2.2.1 Druckentlastung von DWR-Sicherheitsbehäl-tern über Schwebstoffilter bei Kernschmelz-

2.2.1 Depressurization of PWR ContainmentVessels Via High-efficiency Particulate Air Fil-


unfällen. ters During Core Meltdown Accidents

Ein Kernschmelzunfall ist nur denkbar, wenn bei einemStörfall, wie z. B. dem Kühlmittelverluststörfall, derAusfall aller Not- und Nachkühlsysteme über längere Zeitpostuliert wird und damit keine Wärmeabfuhr aus demReaktorkern angenommen wird. Im Rahmen von For-schungsarbeiten sind umfangreiche Untersuchungen zurAnalyse von Kernschmelzunfällen in einem Druckwasser-reaktor durchgeführt worden. Die Ergebnisse zeigen, daßes bei intaktem Sicherheitsbehälter zu einem Druckanstiegkommt, wobei mehrere Tage vergehen, bis ein Druckerreicht werden kann, bei dem mit einem Versagen desBehälters gerechnet werden müßte.

A core meltdown accident is conceivable only if, in case ofan incident, e.g. a loss-of-coolant accident, it is postulatedthat all residual heat removal and emergency core coolingsystems fail for a longer time period and, thus, no heatremoval from the core is possible. In the course of researchactivities extensive investigations have been performedregarding the analysis of core meltdown accidents in pres-surized water reactors. Results show that, given an intactcontainment vessel, an increase in pressure will occur, thatit would, however, take several days before a pressure levelis reached where a failure of the containment vessel wouldbe imminent.

Für diesen äußerst unwahrscheinlichen Fall hält die RSKeine Druckentlastung des Sicherheitsbehälters überSchwebstoffilter für sinnvoll. Dabei sind nachfolgendeAnforderungen zu erfüllen:

For this extremely improbable case, the RSK recommendsthe depressurization of the containment vessel via high-efficiency particulate air filters. The following requirementsshall be met:

a) Auslegung und Einsatzweisen a) Design and Set-points for Operation

− Öffnen etwa beim Prüfdruck des Sicherheitsbehälters − Opening approximately at the testing pressure level ofthe containment vessel

• Druckbegrenzung bei Druckentlastung ohne Was-serzufuhr in den Sicherheitsbehälter

• Pressure limitation when depressurizing withoutwater insertion into the containment vessel

• Druckminderung auf etwa halben Prüfdruck in ca. 2Tagen (Richtwert) bei Druckentlastung mit Wasser-zufuhr in den Sicherheitsbehälter

• Pressure reduction (orientation value) to a level ofabout one half the testing pressure of the contain-ment vessel within about two days

− Auslegung der Armaturen für Wiederschließen auch beiSicherheitsbehälter-Prüfdruck

− Design of the valves to be closeable even at the testingpressure of the containment vessel

− Auslegung der Armaturen für stufenweises Öffnen undSchließen

− Design of the valves for a stepwise opening and closing

− Aktivierung von Wasserzufuhrmöglichkeiten in denSicherheitsbehälter zur Kompensation der abgebla-senen Wassermenge (Vermeidung der Sumpfaus-trocknung) ab Zeitpunkt der Druckentlastung.

− Activation of the possibilities for water insertion into thecontainment vessel from the moment on of depressuri-zation in order to compensate for the released amount ofwater (to prevent dry-up of the sump).

b) Zu berücksichtigende Belastungen b) Loads to be Considered

− Bis zur äußeren bzw. zweiten der doppelten Abschlu-ßarmaturen: Versagensdruck des Sicherheitsbehälters,hilfsweise doppelter Auslegungsdruck

− Out to the outer or second of the double closure valves:failure pressure of the containment vessel or, alterna-tively, twice the design pressure

− Für das anschließende System: − For the adjacent system:

• Druck, Temperatur und Zusammensetzung des beivollem Ventilöffnungsquerschnitt ausströmendenGemischs entsprechend den Unfallbedingungen

• Pressure, temperature and composition of the mix-ture that would develop and flow though themaximum valve cross-section corresponding to theaccident conditions

• Auslegungsreserve bei Rohrleitungen und Halterun-gen zur Berücksichtigung dynamischer Belastungen,hilfsweise mit Sicherheitsfaktor 2 auf Betriebsbe-lastungen.

• Design margins for the pipes and supports to takedynamic loads into consideration, or, alternatively, asafety margin of 2 with regard to the operating loads.

c) Angaben zum Aufbau c) Construction Requirements

− Vorzugsweise feste Verlegung der Systemteile hinterden Abschlußarmaturen: je nach Lösung Anschluß desSystemteils hinter den Abschlußarmaturen übereinbaubares Zwischenstück

− Preferably a stationary installation of the system compo-nents downline from the closure valves: depending onthe design solution, connection of the downline systemcomponent by an adapter that will be installed on de-


mand

− Hintereinanderliegende Abschlußorgane, soweit ausGründen der Zugänglichkeit erforderlich fernbedientund mit Energieversorgungsmöglichkeit für denEinsatzfall. Es kann dabei davon ausgegangen werden,daß zum Zeitpunkt der Druckentlastung nach mehrerenTagen eine Fremdnetzversorgung mit der erforderli-chen Leistung und/oder Notstromversorgung wieder zurVerfügung steht.

− In-line closure valves that, if required from the stand-point of accessibility, shall be remotely controlled andhave an available power supply in the case of requiredoperation. It may be assumed that at the point in time ofthe depressurization after several days, a neighboringmains grid supply with the required power, or the emer-gency power supply, will again be available.

− Abfuhr des auf dem Entlastungsweg anfallendenKondensats

− Removal of the condensate accumulating along thepressure relief path

− Vorhalten eines Schwebstoffiltersystems am Standortder Anlage.

− A high-efficiency particulate air filtration system kept inreadiness at the site of the power plant.

Die RSK ist von der Zweckmäßigkeit des Konzepts zurDruckentlastung von DWR-Sicherheitsbehältern überzeugtund empfiehlt eine Realisierung dieses Konzepts mit denvorstehend spezifizierten Anforderungen.

The RSK is convinced of the effectiveness of the concept ofdepressurization of PWR containment vessels and recom-mends its technical realization in accordance with therequirements specified above.

2.3 Kernkraftwerke mit Siedewasser-reaktor

2.3 Nuclear Power Plants with Boiling Wa-ter Reactors

2.3.1 Inertisierung des Sicherheitsbehälters 2.3.1 Inertisation of the Containment

Zur Inertisierung des Sicherheitsbehälters haben dieBetreiber für die Siedewasserreaktoren der Baulinie 69 einKonzept vorgeschlagen, das von der RSK bewertet wurde.

The licensees/operators of the boiling water reactors of theconstruction line 69 have suggested a concept for theinertisation of the containment vessel; this has been evalu-ated by the RSK.

Der Aufbau und die Erhaltung des Inertzustandes in derSicherheitsbehälter-Atmosphäre ist bereits im bestim-mungsgemäßen Betrieb möglich. Deshalb muß das Kon-zept der Inertisierung den zu einer sicherenBetriebsführung notwendigen Begehbarkeitserfordernissendes Sicherheitsbehälters Rechnung tragen.

Build-up of, and maintaining, an inert condition of thecontainment vessel atmosphere is possible even duringspecified normal operation. Therefore, the inertisationconcept must take into account the accessibility of thecontainment vessel by personnel as required for safe opera-tion.

Bedingungen zur Inertisierung Requirements Regarding Inertisation

− Mit der Inertisierung des Sicherheitsbehälters beimAnfahren muß spätestens bei Erreichen des vorgesehe-nen Dauerbetriebszustandes begonnen werden.

− The inertisation of the containment vessel during start-up must be initiated at the latest when the intended long-term operating condition has been reached.

− Mit der Deinertisierung des Sicherheitsbehälters solltenicht früher als 24 h vor dem geplanten Abfahrvorgangbegonnen werden.

− The de-inertisation of the containment vessel should beinitiated no earlier that 24 hours before initiation of theplanned shutdown procedure.

− Der Rest-O2-Gehalt in der Sicherheitsbehälter-Atmosphäre soll unter Berücksichtigung der Gemisch-zusammensetzung beim Unfall H2-Verbrennungenverhindern. Die RSK hält einen Rest-O2-Gehalt von 4%für unbedenklich.

− The residual O2 content in the containment vessel shouldbe such that hydrogen burning is prevented taking intoconsideration the mixture composition developing in anaccident. The RSK considers a residual O2 content of4 % to be harmless.

− Der Steuerstabantriebsraum soll bei Normalbetriebentweder getrennt von der übrigen Druckkammer vorü-bergehend deinertisiert werden können oder gänzlichuninertisiert bleiben, wenn bei Unfällen durch Konzent-rationsausgleich mit der restlichen Druckkammer eineausreichende Inertisierung erreicht wird.

− With regard to the control rod drive chamber, it eithershould be possible to momentarily de-inertise thischamber separately from the remaining drywell, or itshould never be inertised, provided, in case of an acci-dent the concentration equalization with the remainingdrywell will lead to an adequate inertisation.

− Bei Lastabsenkungen auf Teillast zu Prüfungs- undInstandhaltungszwecken kann die Druckkammer bei

− In the case of reduction to partial power for the sake ofin-service inspections and maintenance tasks, it must be


den entsprechenden Teillaststufen vorübergehend dei-nertisiert werden.

possible to de-inertise the drywell temporarily.

− Auf den Rückpumpbetrieb der Ringspaltabsaugung beiUnfällen soll verzichtet werden.

− In case of accidents the pumped re-insertion from theannulus leak-off system should be discontinued.

Stickstoffeinbringung Nitrogen Insertion

Unter weitgehender Nutzung vorhandener Systeme werdenVerbindungen zwischen der mobilen Stickstoff-Bereitstellungs-Einheit und den relevanten Raumbereichendes Sicherheitsbehälters in konventioneller Technik instal-liert.

Connections between the mobile nitrogen supply unit andthe relevant chambers of the containment vessel shall beinstalled in conventional technology largely utilizing theavailable systems.

Stickstoffverteilung Nitrogen Distribution

Die Inertisierung erfolgt im Spülverfahren d. h. ein demzugeführten Stickstoffvolumenstrom äquivalenter Volu-menstrom wird abgezogen und über die Abluft abgeführt.Zur Verbesserung der N2-Verteilung wird die Umluft-anlage mitbetrieben.

The inertisation shall be carried out in a purging procedure,i.e. a volumetric amount of air equivalent to the insertednitrogen volume shall be released with the exhaust air. Toenhance nitrogen distribution, the air recirculation facilityshall be in operation.

O2-Überwachung O2 Monitoring

Die Überwachung des O2-Gehaltes der Sicherheitsbehälter-Atmosphäre erfolgt über das vorhandene H2-Über-wachungssystem, das um O2-Messungen ergänzt wird.

The O2 content of the containment vessel atmosphere shallbe monitored by the H2 monitoring system to which O2

measuring equipment has been added.

Stickstoff-Ergänzung Nitrogen Replenishment

Für den Fall, daß nach erfolgter Inertisierung ein Ansteigendes O2-Gehaltes in der Sicherheitsbehälter-Atmosphärebeobachtet wird, das nicht mit betrieblichen Mittelnbegrenzt werden kann, wird eine ausreichende MengeStickstoff auf der Anlage stationär vorgehalten und übergeeignete Anschlüsse in den Sicherheitsbehälter geleitet.

A sufficient amount of nitrogen shall be kept in stationarystorage on the plant site in case an increase of the O2 con-tent is detected in the inertised containment vesselatmosphere that cannot be limited by operational means;this nitrogen shall be fed into the containment vesselthrough proper connections.

Deinertisierung De-inertisation

Die Deinertisierung erfolgt im Spülverfahren über die Zu-und Abluftanlage des Sicherheitsbehälters.

De-inertisation shall be carried out in a purging procedureutilizing the supply-air and the exhaust-air systems of thecontainment vessel.

Bewertung des Konzepts Evaluation of the Concept

Die RSK hat sich von der Zweckmäßigkeit und Reali-sierbarkeit des Konzepts zur Inertisierung des Sicher-heitsbehälters der Siedewasserreaktoren der Baulinie 69überzeugt. Sie hat keine sicherheitstechnischen Bedenken.

The RSK has convinced itself of the effectiveness andfeasibility of the concept for the inertisation of the contain-ment vessel atmosphere in boiling water reactors of theconstruction line 69. The RSK has no safety-related reser-vations.

2.3.2 Zuverlässigkeit der Turbo-Einspeisepumpe 2.3.2 Reliability of the Turbine-driven FeedwaterPump

Die RSK hält es für sinnvoll, daß beim Ausfall der Eigen-bedarfsversorgung und bei gleichzeitig unterstelltemVersagen der Diesel-Notstromerzeugungsanlagen dasturbogetriebene Einspeisesystem (TJ-System) noch fürlängere Zeit zur Einspeisung von Kühlmittel in den Reak-tordruckbehälter zur Verfügung steht. Sie nimmtentsprechende Vorschläge der Betreiber zustimmend zurKenntnis.

The RSK considers it to be sensible to keep the turbo-driven feedwater system (system TJ) available over a longertime period for feeding coolant into the reactor pressurevessel in case of a failure of the auxiliary power supply witha postulated simultaneous failure of the emergency powerdiesel generators. The RSK expresses its approval of thecorresponding suggestions by the licensees/operators.


4.6.26

2 Druckentlastung des Sicher-heitsbehälters über ein Filtersy-stem (Gefilterte Druckentlastungdes RSB)

4.6.26

Sec. 2 Depressurization of theContainment Vessel through a FilterSystem (Filtered Depressurizationof the Containment Vessel)

Die RSK hat in ihrer 218. Sitzung am 17.12.1986 für alleDruckwassereaktoren eine gefilterte Druckentlastung desSicherheitsbehälters als sinnvolle Maßnahme im Rahmendes anlageninternen Notfallschutzes für Ereignisse emp-fohlen, bei denen im Störfall mit zusätzlich postuliertenlangfristigen Ausfällen wesentlicher Teile des Sicherheits-systems hypothetisch ein vollständiger Ausfall derWärmeabfuhr aus dem Reaktorkern angenommen wird.

In its 218th session on Dec. 17, 1986, the RSK had recom-mended a filtered depressurization of the containmentvessel for all pressurized water reactors as a sensible meas-ure within the framework of plant-internal accidentmanagement for those events where, in case of an incidentand due to the additionally postulated long-term failure ofthe safety systems, a hypothetical failure of the entire heatremoval from the core is assumed.

Die Kernkraftwerke mit Siedewasserreaktor verfügen beiStörfällen über eine Vielzahl von Einspeisemöglichkeitenin den Reaktorbehälter, die auch beim Ausfall der externenEnergieversorgung zur Verfügung stehen. Hiermit sind diezuverlässige Nachwärmeabfuhr aus dem Reaktordruck-behälter gewährleistet. Selbst bei einem zusätzlich postu-lierten Ausfall der Notstromversorgung sind Möglichkeitender Füllstandshaltung im Reaktordruckbehälter für einelängere Zeit vorhanden.

Nuclear power plants with boiling water reactors have alarge number of possibilities available to them for feedingcoolant into the reactor vessel in case of an incident thatwill also be available in case of failure of the external powersupply. This assures a reliable residual heat removal fromthe reactor vessel. Even in case of an additionally postulatedfailure of the emergency power supply, possibilities existfor maintaining the coolant level in the reactor vessel over alonger time period.

Die RSK empfiehlt - wie bei der o. g. Empfehlung zurDruckentlastung des Sicherheitsbehälters von Druckwas-serreaktoren - ein Druckentlastungssystem fürSicherheitsbehälter von Siedewasserreaktoren der Baulinie69 im Rahmen des anlageninternen Notfallschutzes vorzu-sehen, an das folgende Anforderungen gestellt werden:

Just as with the above recommendation for a filtered de-pressurization of the containment vessel in pressurizedwater reactors, the RSK recommends that, within theframework of plant-internal accident management, a depres-surization system for the containment vessel of boilingwater reactors of the construction line 69 is made availablewhich shall meet the following requirements:

a) Auslegung und Einsatzweisen a) Design and Set-points for Operation

− Öffnen etwa zwischen Auslegungsdruck und Prüfdruckdes Sicherheitsbehälters

− Opening approximately at a pressure level between thedesign pressure and testing pressure of the containmentvessel

− Energieabfuhr aus dem Druckabbausystem über denVolumenstrom mindestens entsprechend der Nachwär-me, die nach Ausschöpfung der Speicherfähigkeit derKondensationskammer anfällt

− Heat removal from the pressure suppression system viathe volumetric flow shall correspond to at least the re-sidual heat remaining after utilizing the entire heatcapacity of the pressure suppression pool

− Auslegung der Armaturen für Wiederschließen auch beiSicherheitsbehälter-Prüfdruck

− Valves designed to be closeable even at the testingpressure of the containment vessel

− Auslegung der Armaturen für stufenweises Öffnen undSchließen

− Valves designed for a stepwise opening and closing

− Möglichkeit der Wasserzufuhr in den Venturiwäscherzur Kompensation der Wassermenge, die durch dieNachwärme der in der Wasservorlage zurückgehaltenenSpaltprodukte verdampft

− Possibility for water insertion into the venturi (steam)scrubber to compensate for water volume lost by evapo-ration due to the residual heat of the fission productsretained in the hydraulic seal

− Möglichkeit zur Probenahme − Possibility for sampling

− Bestimmung der bei der Druckentlastung abgegebenenMenge über den Druck vor der unter kritischem Druck-

− Determination of the amount released during depressuri-zation from the pressure at the orifice pressurized to a


verhältnis stehenden Blende critical pressure ratio

− Ermittlung der bei der Druckentlastung abgegebenenAktivität auf direktem oder indirektem Weg (z. B.durch Bilanzierung)

− Determination of the radioactivity released duringdepressurization, either directly or indirectly (e.g. by adetailed assessment)

b) Zu berücksichtigende Belastungen b) Loads to be Considered

− Bis zur äußeren bzw. zweiten der doppelten Abschlu-ßarmaturen: Versagensdruck des Sicherheitsbehälters,hilfsweise doppelter Auslegungsdruck

− Out to the outer or second of the double closure valves:failure pressure of the containment vessel or, alterna-tively, twice the design pressure

− Für das anschließende System: − For the adjacent system:

• Druck, Temperatur und Zusammensetzung des beivollem Ventilöffnungsquerschnitt ausströmendenGemischs entsprechend den Unfallbedingungen

• Pressure, temperature and composition of the mix-ture that would develop and flow though themaximum valve cross-section corresponding to theaccident conditions

• Auslegungsreserve bei Rohrleitungen und Halterun-gen zur Berücksichtigung dynamischer Belastungen,hilfsweise mit Sicherheitsfaktor 2 auf Betriebsbe-lastungen.

• Design margins for the pipes and supports to takedynamic loads into consideration, or, alternatively, asafety margin of 2 with regard to the operating loads.

c) Angaben zum Aufbau c) Construction Requirements

− Feste Verlegung der Systemteile hinter den Abschlu-ßarmaturen

− Stationary installation of the system components down-line from the closure valves

− Hintereinanderliegende Abschlußorgane, soweit ausGründen der Zugänglichkeit erforderlich fernbedientund mit Energieversorgungsmöglichkeiten aus der gesi-cherten Batteriestromversorgung

− In-line closure valves that, if required from the stand-point of accessibility, shall be remotely controlled andhave an available power supply from the assured batterypower supply.

− Fester Einbau eines Filtersystem (vorzugsweise Ventu-riwäscher mit nachgeschaltetem Schwebstoffilter)

− Stationary installation of a filter system (preferably aventuri scrubber with a down-line connected high-efficiency particulate air filter)

Die RSK hat das Konzept der Druckentlastung von Sicher-heitsbehältern anhand der Vorschläge für dieKernkraftwerke Brunsbüttel und Krümmel diskutiert. Sieist von der Zweckmäßigkeit dieses Konzeptes bei Siede-wasserreaktoren der Baulinie 69 überzeugt und empfiehltseine Realisierung im Rahmen des anlageninternen Not-fallschutzes.

The RSK has discussed the concept of depressurization ofcontainment vessels on the basis of the suggestions pre-sented for the nuclear power plants Brunsbuettel andKruemmel. The RSK is convinced of the effectiveness ofthis concept for the boiling water reactors of the construc-tion line 69 and recommends its technical realization withinthe framework of plant-internal accident management.


4.6.27

1. Anlageninterner Notfallschutzbei Kernkraftwerken mitLeichtwasserreaktor

4.6.27

Sec. 1Plant-internal Accident Man-agement in Nuclear PowerPlants with Light Water Reactors

1 Bedeutung des anlageninternen Notfall-schutzes und Einordnung in das Aus-legungskonzept von Kernkraftwerken

1 Importance of Plant-internal AccidentManagement and its Consideration inthe Design Concept of Nuclear PowerPlants

Gemäß den Forderungen des Atomgesetzes werden Kern-kraftwerke auch gegen unterstellte Störfälle ausgelegt(Auslegungsstörfälle). Die Auslegungsstörfälle werden sodefiniert, daß sie jeweils für eine Gruppe ähnlich verlau-fender Ereignisse repräsentativ sind, d. h., daß sie die fürdiese Ereignisgruppe repräsentativen Belastungen für dieAnlagenplanung vorgeben (vgl. Leitlinien zur Beurteilungder Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserre-aktoren gegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3 derStrahlenschutzverordnung; Dezember 1983). Zur Beherr-schung der Auslegungsstörfälle werden zuverlässige,redundante und weitgehend diversitäre Sicherheitssystemeinstalliert, die auch beim Ausfall der externen Energie-versorgung ihre Aufgabe erfüllen. Die Wirksamkeit unddie Zuverlässigkeit dieser Systeme wird im Genehmi-gungsverfahren im Detail nachgewiesen. Ingenieurmäßigsinnvolles Vorgehen ist es, in dem beschriebenen Bereicherkannte Verbesserungsmöglichkeiten immer durch eineStärkung der Präventivmaßnahmen auszunutzen. So wardie Fortentwicklung der Sicherheitstechnik in den letztenJahren stets ausgerichtet auf die Stärkung der Präventiv-ebene. Durch dieses Prinzip der Auslegung ist auch Vor-sorge gegen Kernschmelzunfälle getroffen. Das Konzeptder Störfallbeherrschung hat sich bewährt. Es ist ausgewo-gen und bedarf aus Sicht der RSK keiner Erweiterungenoder Änderungen.

As a precaution against damage, nuclear power plants arealso designed against postulated incidents (design basisaccidents). The design basis accidents are defined in such away that each of them is representative of a group of simi-larly proceeding events, i.e. they constitute the loadsrepresentative for these groups of events for purposes ofplant design (cf. Guidelines for the Assessment of theDesign of PWR Nuclear Power Plants against Incidentspursuant to Sec. 28, para. 3 of the Radiological ProtectionOrdinance; December 1983). For the control and mitigationof design basis accidents, safety systems are installed whichare reliable, redundant and, to a far extent, diverse andwhich perform their functions even if the external powersupply fails. The functionality and reliability of thesesystems is demonstrated in detail in the course of thelicensing process. An approach that is meaningful in termsof engineering always involves utilizing identified potentialimprovements by strengthening preventive measures. Thus,further development of safety engineering in recent yearshas always been oriented toward strengthening the preven-tive level. This design principle has also led to precautionsagainst core meltdown accidents. The concept of incidentcontrol has fully proven its worth. It is a well-balancedconcept and, from the point of view of the RSK, does notneed any further extension or modification.

Unabhängig davon wurden bzw. werden im Rahmen vonSicherheitsstudien, der Reaktorsicherheitsforschung undvon Risikostudien auch die Folgen hypothetischer System-ausfälle und Ausfallkombinationen untersucht, die bei derAnlagenauslegung nicht explizit berücksichtigt wordensind (auslegungsüberschreitende Ereignisse).

Independently of this aspect, the consequential effects ofpostulated system failures and combinations of failureswhich had not explicitly been taken into account in thedesign of the plant (events beyond the design basis) havebeen, and are being, investigated within the scope of safetystudies, reactor safety research and risk analyses.

Hieraus ergibt sich der Rahmen für den flexiblen Einsatzvorhandener Systeme und Zusatzmaßnahmen im Rahmendes anlageninternen Notfallschutzes. Ansatzpunkt fürUntersuchungen zu solchen Maßnahmen ist das vorhande-ne Sicherheitspotential von Kernkraftwerken, das sich ausder Auslegung der Anlage für einen sicheren Betrieb undgegen postulierte Störfälle ergibt. Wegen der deterministi-schen Postulate in den Analysen, die dieAuslegungsgrundlage darstellen, wie z. B. dem Einzelfeh-lerkonzept oder dem Postulat der Unwirksamkeit vonBetriebssystemen bei der Störfallbeherrschung und zusätz-

These investigations have led to a framework for a flexibleuse of existing systems and of additional measures withinthe scope of plant-internal accident management. Thestarting point for the analyses of such measures is theexisting safety potential of nuclear power plants whichresults from the design of the plant for safe operation andagainst postulated incidents. Because of deterministicpostulates in the analyses constituting the basis for thedesign, such as the single failure concept or a postulatedineffectiveness of operating systems for control and mitiga-tion of incidents, and because of additional pessimistic


lich pessimistischer Analyserandbedingungen, weisen dievorhandenen Systeme erheblich höhere Wirksamkeiten auf,als in den Analysen ermittelt. Daraus ergibt sich bei realis-tischer Betrachtungsweise, daß tatsächlich vorhandeneSysteme auch flexibel zur Beherrschung auslegungsüber-schreitender Ereignisse eingesetzt werden können.

boundary conditions in the analyses, the existing systems, ifviewed realistically, show a considerably higher effective-ness than determined in the analyses. This means that theexisting systems, including the operating systems, can alsobe used for the control and mitigation of events beyond thedesign basis.

Die Empfehlung anlageninterner Notfallschutzmaßnahmenbedeutet nicht, daß die in den Anlagen realisierte Sicher-heitstechnik unzureichend ist. Solche Maßnahmen erhöhenvielmehr zusätzlich die Flexibilität der Anlage bei derBeherrschung von Ereignissen weit über das zu betrach-tende Spektrum der Auslegungsstörfälle hinaus(Grenzbetrachtungen). Sie sind daher auf einer weiterenEbene des tiefgestaffelten Sicherheitskonzeptes (Sicher-heitsebene) anzuordnen.

The recommendation of plant-internal accident managementmeasures does not mean that the safety technology realizedin the plants is insufficient. Rather, such measures add tothe flexibility of the plants in controlling and mitigatingevents far beyond the spectrum of design basis accidents(worst case considerations). Thus, they apply to the fourthin-depth level of the safety concept (safety levels).

Die übergeordneten Schutzziele anlageninterner Notfall-schutzmaßnahmen sind, möglichst frühzeitig die Kontrolleüber auslegungsüberschreitende Ereignisse zu gewinnenoder - wenn dies nicht gelingt - die Spaltproduktfreisetzungzu begrenzen und so eine langfristige Kontamination derUmgebung zu verhindern.

The superordinate goal of plant-internal accident manage-ment measures is to gain control over any events beyond thedesign basis as early as possible, or - if this does not suc-ceed - to limit the fission product release and thus prevent along-term contamination of the environment.

Bei diesen Maßnahmen handelt es sich nicht um notwendi-ge Ergänzungen des Sicherheitskonzepts, sondern umanlageninterne Maßnahmen im Sinne einer Ergänzung derNotfallschutzplanung. Die Implementierung zusätzlicherMaßnahmen ist damit nach Auffassung der RSK keinetechnische Voraussetzung für den sicheren Betrieb einerAnlage.

These measures are not necessary supplements to the safetyconcept, but rather plant-internal measures in the sense of asupplement to emergency planning (accident management).The implementation of additional measures is thus, in theopinion of the RSK, not a prerequisite for a safe operationof the plant.

2 Allgemeine Planungsgrundlagen fürMaßnahmen zur flexiblen Ausnutzungvorhandener Systeme und für zusätzli-cher Maßnahmen im Rahmen desanlageninternen Notfallschutzes

2 General Design Basis for MeasuresRegarding a Flexible Deployment ofAvailable Systems and for AdditionalMeasures with Respect to Plant-internalAccident Management

Bei ihren Beratungen zu anlageninternen Notfallschutz-maßnahmen hat die RSK Festlegungen getroffen, dieallgemein als Planungsgrundlagen für solche Maßnahmendienen sollen. Dies sind:

In its deliberations on plant-internal accident managementmeasures, the RSK has laid down specifications which,generally, should serve as design principles for such meas-ures. These are:

• Schutzzielorientiertes Vorgehen. • Protection-Goal-Oriented Procedure

Bei der Ermittlung geeigneter anlageninterner Notfall-schutzmaßnahmen und ggf. bei ihrer späteren Durch-führung zur Beherrschung auslegungsüberschreitenderEreignisse soll schutzzielorientiert vorgegangen wer-den.

A protection-goal-oriented procedure should be used indetermining adequate plant-internal accident manage-ment measures and, should the occasion arise, in theirdeployment for the control and mitigation of events be-yond the design basis.

Das bisher in Kernkraftwerken angewendete Konzeptzur Beherrschung aller der Auslegung zugrundegelegterStörfälle gewährleistet das Überführen der Anlage ineinen sicheren Zustand kurzfristig durch automatischeMaßnahmen und längerfristig durch das Vorgehen nachBetriebshandbuch. Dabei geht das Betriebspersonal beieindeutiger Erkennung des vorliegenden Falles ereig-nisorientiert vor.

The concept employed so far in nuclear power plants forthe control and mitigation of all design basis incidentsassures that the plant is transferred into a safe conditionin the short term by automatic measures and, in the longterm, by procedures in accordance with the operatingmanual. Hereby, the operating personnel employs event-oriented procedures if the individual event was unambi-guously identified.

Dieses Konzept wird durch ein schutzzielorientiertesVorgehen ergänzt, bei dem das Personal auch beiNichterkennen des auslösenden Ereignisses durch die

This concept is supplemented by the protection-goal-oriented procedure whereby the personnel is enabled tomonitor the condition of the plant and to perform the


Überprüfung weniger Schutzziele die Anlage überwa-chen und die notwendigen sicherheitsgerichtetenHandlungen durchführen kann.

required safety oriented activities even if the initiatingevent has not been identified simply by monitoring asmall number of safety goals.

• Durchführungsanweisungen • Procedural Instructions

Zu den einzelnen Maßnahmen sollen Durch-führungsanweisungen erstellt werden, die in einer Un-terlage separat vom Betriebshandbuch, dem sog."Notfallhandbuch", niedergelegt werden. Die Anwei-sungen sollen auch bei der Personalschulungberücksichtigt werden.

Procedural instructions should be prepared for the indi-vidual measures apart from the operating manual in theso-called "emergency manual". These instructionsshould also be taken into consideration during trainingof the personnel.

• Basis für Analysen • Basis of Analyses

Analysen zum möglichen Anlagenverhalten müssen mitrealistischen Randbedingungen (best estimate) durchge-führt werden.

The analyses of the possible plant reactions shall be per-formed based on realistic boundary conditions (bestestimate).

• Beurteilung geplanter Maßnahmen • Evaluation of Planned Measures

Zielvorgaben für Maßnahmen des anlageninternen Not-fallschutzes sollen sich an den anlagentechnischenSchutzzielen orientieren.

The goals set forth for the plant-internal accident man-agement should be oriented on the technologicalprotective goals of the plant.

Die anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen müssensicherheitsgerichtet sein und sollen bei Bedarf wieder-holt werden können.

Plant-internal accident management measures must besafety oriented; it should be possible to repeat the op-erations if necessary.

Geplante Maßnahmen sind auf ihre

- Wirksamkeit

- Durchführbarkeit

- Verträglichkeit mit dem Sicherheitskonzept

zu überprüfen.

Planned measures shall be assessed with regard to

- their effectiveness

- feasibility of their implementation

- compatibility with the safety concept.

In die Prüfung sind die gegebenen und erforderlichenZeitabläufe einzubeziehen. Es ist sicherzustellen, daßdie für solche Fälle erforderlichen Entscheidungs-strukturen festgelegt sind und die notwendige Organi-sation in den zur Verfügung stehenden Zeitenarbeitsfähig ist.

The given and the required time sequences shall be in-cluded in the assessment. It shall be assured that thedecision making structures required for such cases isspecified and that the required organizations will be op-erative within the time period available

Auslegung und Betriebsweisen Design and Mode of Operation

• Redundanz • Redundancy

Redundanzforderungen sind bei anlageninternen Not-fallschutzmaßnahmen im allgemeinen nichterforderlich. Sie sind ggf. im Einzelfall festzulegen. Ei-ne schematische Anwendung von Kriterien für dieStörfallauslegung wie z. B. das Einzelfehlerkriterium,ist bei anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen nichtsinnvoll.

Redundancy, in the case of plant-internal accident man-agement measures, is, generally, not a requirement. Ifrequired, this shall be specified on an individual casebasis. A formal application of the criteria for the designagainst incidents, e.g. the single failure criterion, is notsensible in the case of plant-internal accident manage-ment measures.

• Qualitätsanforderungen • Quality Requirements

Qualitätsanforderungen an Systeme werden im Einzel-fall unter Berücksichtigung der Beanspruchung und derUmgebungsbedingungen im Einzelfall von der RSKfestgelegt.

Quality requirements will be specified by the RSK on anindividual case basis, and under consideration of theloading and the environmental conditions.

• Erdbebenauslegung • Design against Earthquakes

Bei der Berücksichtigung von konventionellen Ingeni-eurgesichtspunkten kann von einer ausreichenden

Sufficient safety against earthquakes can be assumed if aconventional engineering approach is followed through.


Erdbebensicherheit der Systeme ausgegangen werden.

Der Katalog der allgemeinen Planungsgrundlagen wird beiVorliegen entsprechender Beratungsergebnisse (vgl.Abschn. 4) fortgeschrieben. Für jede der Notfallschutz-maßnahmen hat die RSK Kriterien vorgegeben (vgl.Empfehlungen vom 17. Dezember 1986 und 24. Juni1987), deren Erfüllung sie im Einzelfall überprüfen wird.Sie wird für alle noch festzulegenden Maßnahmen entspre-chend vorgehen.

The catalog of design principles will be updated whencorresponding results are available (see Section 4 below).The RSK has specified criteria for each of the accidentmanagement measures (see Recommendations of Dec. 17,1986 and of June 24, 1987 - 4.6.25 and 4.6.26, respectively)and will check their fulfillment on an individual case basis.The RSK will proceed in this manner with any measure stillto be specified.

3 Schaffung von Voraussetzungen fürMaßnahmen zur flexiblen Ausnutzungvorhandener Systeme und für Zusatz-maßnahmen

3 Creation of Prerequisites for the Meas-ures Regarding a Flexible Utilization ofAvailable Systems for Auxiliary Meas-ures

3.1 Schaffung von Voraussetzungen fürMaßnahmen

3.1 Creation of Prerequisites for Measures

Um anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen durchführenzu können, müssen die Voraussetzungen zur notwendigenÜberwachung der Anlage und zur notwendigen Energie-versorgung gegeben sein. Die RSK hat hierzu folgendesempfohlen:

In order to be able to perform plant-internal accidentmanagement measures, the prerequisites regarding therequired monitoring of the plant and the required powersupply must be fulfilled. In this respect, the RSK hasrecommended the following:

• Ausstattung der Warte für die Durchführung anlagen-interner Notfallschutzmaßnahmen (RSK-Empfehlungenvom 17. Dezember 1986).

• Equipment of the Main Control Room for the Perform-ance of Plant-internal Accident Management Measures(RSK Recommendations of Dec. 17, 1986 - see 4.6.25)

Die zentrale Stelle in der Anlage, an der anlageninterneNotfallschutzmaßnahmen geplant, großenteils eingeleitetund überwacht werden können, ist der Bereich der Schalt-warte.

The area of the main control room is the central locationinside the plant where plant-internal accident managementmeasures can be planned, partially initiated and monitored.

Um einen längerfristigen Aufenthalt des Bedienungsperso-nals in der Warte im Notfall zu gewährleisten, wurde vonder RSK zur Begrenzung der Strahlenbelastung der Einsatzeines geeigneten Filters in die der Warte zugeführten Luftfür zweckmäßig gehalten. Damit kann zur Vermeidung vonEinwärtsleckagen ein geringer Überdruck gehalten werden.Bei dem Filtersystem kann es sich um eine für diesenZweck vorgehaltene, im Anforderungsfall zu installierendeEinrichtung handeln.

To assure that the operating personnel can stay in the maincontrol room for a longer duration, the RSK found it advis-able that an adequate filter be deployed in the air supply ofthe main control room in order to limit the radiation expo-sure. This can be used to create a slight overpressure inorder to prevent any inward leakage. The filter system maybe certain equipment that is kept in readiness for thispurpose to be installed whenever the need arises.

Die Bedeutung der Notsteuerstelle und deren Ausrüstung,die für andere Aufgaben, wie Schutz gegen Einwirkungenvon außen oder Einwirkungen Dritter, konzipiert sind,bleiben davon unberührt.

The importance of the remote shutdown station and itsequipment is not affected by this situation; it was conceivedfor other tasks such as the protection against external eventsor against sabotage.

• Elektrische Energieversorgung • Electrical Power Supply

Die Überprüfung der Zuverlässigkeit der bestehendenelektrischen Energieversorgung für das Sicherheitssystemdurch die RSK hat gezeigt, daß alle Kernkraftwerke mitLeichtwasserreaktor über mindestens zwei schutztechnischentkoppelte Verbindungen zwischen Kraftwerk und Netzverfügen.

The assessment by the RSK of the reliability of the existingpower supplies for the safety system has shown that allnuclear power plants with light water reactors have at leasttwo interconnections between power plant and main grid attheir disposal that are decoupled by protective circuits.

Zusätzlich haben diese Kernkraftwerke - bis auf wenigeAusnahmen - eine weitere Verbindung oder mehrereVerbindungen zum Netz, über die Notstromleistungbezogen werden kann. Auch bei Ausnahmefällen bestehtdie Möglichkeit, eine zusätzlich Verbindung zum Netz

Furthermore, these power plants - with few exceptions -have one or more additional connections to the main gridwhich can be used to supply the required emergency power.Even in most exceptional cases, there is the possibility ofinstalling an additional connection to the main grid or to a


bzw. zu einem nahegelegenen Kraftwerk zu installieren.Die Zuschaltzeit der zusätzlichen Verbindungen zum Netzliegt je nach Ausführung zwischen einer halben Stunde undvier Stunden.

power plant in the vicinity. Depending on the individualdesign, the time required for establishing the additionalconnection to the main grid lies between half an hour andfour hours.

Bei den Doppelblockanlagen sind jeweils Querver-bindungen zwischen den Blöcken vorhanden bzw. vorge-sehen. Über die Querverbindungen können die Notstrom-anlagen des Einzelblocks vom jeweiligen Nachbarblockversorgt werden.

In the case of double unit plants, inter-connections betweenthe units are either available or planned to be installed.These inter-connections can be used to supply the emer-gency power stations of the individual plant unit from theneighboring plant unit.

Darüber hinaus hat die RSK die Zuverlässigkeit der elekt-rischen Energieversorgung aus dem Verbundnetz beraten.Die Beratung hat ergeben, daß innerhalb von ca. 2 Stundennach einer großen "elektrischen" Störung des Höchstspan-nungsnetzes aufgrund technischer und administrativerVorkehrungen für den Wiederaufbau des Netzes diebetroffenen Kernkraftwerke wieder mit Eigenbedarfsleis-tung versorgt werden können. Die RSK erwartet, daß dieentsprechenden Vorkehrungen - soweit nicht bereitsgeschehen - getroffen werden. Bei einem "mechanischen"Schaden im Bereich der Freileitungsstrassen (Mastbruch)und den dann zu unterstellenden Folgen verbleibt in allenFällen mindestens eine Verbindung zum Netz, über die dieNotstromleistung für das Sicherheitssystem des betroffenenKernkraftwerkes bezogen werden kann.

Furthermore, the RSK has deliberated on the reliability ofthe power supply from the interconnected grid system. Theresults show that proper technical and administrative pre-cautionary measures can lead to a reestablishment of thegrid within about 2 hours after a major "electrical" failure ofthe high voltage grid, thereby, reestablishment of theauxiliary power supply to the nuclear power plants con-cerned. The RSK expects that the correspondingprecautionary measures will be taken - if they have not beentaken already. In case of a "mechanical" failure of theoverhead line (break of the utility pole) and the associatedpostulated consequential effects, there will always be atleast one connection to the main grid for the supply ofemergency power to the safety system of the respectivenuclear power plant.

Bei einem dennoch unterstellten gleichzeitigen Ausfallaller Netzversorgungsmöglichkeiten und der blockseitigenEigenbedarfsversorgung durch den Blockgenerator desKernkraftwerkes und aller Dieselnotstromerzeugungs-anlagen ist in allen Kernkraftwerken die Versorgung dersicherheitstechnisch wichtigen Gleichspannungsverbrau-cher durch Batterien gewährleistet.

Even in case of a postulated simultaneous failure of everypossible grid connection and of the auxiliary power supplyof the plant unit from the main generator of the nuclearpower plant and from the diesel emergency power generat-ing facilities, the power supply of the safety relevant direct-current consuming devices is assured in all nuclear powerplants by batteries.

Die RSK empfiehlt, für anlageninterne Notfallschutzmaß-nahmen die Gleichspannungsversorgung bzw. die Entlade-zeit der Batterien im Notstromsystem so zu bemessen, daßdie benötigten Verbraucher 2 bis 3 Stunden nur aus denBatterien versorgt werden können. Damit ist die langfristi-ge Versorgung der Instrumentierung für die Dauer einergroßen Netzstörung auch bei gleichzeitigem Ausfall allerDieselnotstromerzeugungsanlagen gewährleistet. Sollte füreinzelne verfahrenstechnische Komponenten, die füranlageninterne Notfallschutzmaßnahmen eingesetzt wer-den, eine von den festinstallierten Notstromeinrichtungenunabhängige Energieversorgung zweckmäßig sein, so wirddies im Einzelfall festgelegt.

With regard to plant-internal accident management meas-ures, the RSK recommends dimensioning the direct-currentpower supply or discharge rate of the batteries in the emer-gency power system such that the required direct-currentconsuming devices can be supplied alone from the batteriesover a time period of 2 to 3 hours. Then, the long-termsupply of the instrumentation is assured even with a simul-taneous failure of all diesel emergency power generatingfacilities for the length of time of a major grid failure. If apower supply independent of the stationary emergencypower facility should be required for individual componentsof the system required for plant-internal accident manage-ment measures this will be specified on an individual casebasis.

• Möglichkeiten der Bespeisung des Reaktordruck-behälters von Siedewasserreaktoren

• Possibilities for Coolant Injection into the ReactorVessel of Boiling Water Reactors

Bei Siedewasserreaktoren bestehen zahlreiche Mög-lichkeiten zur Wassereinspeisung in den Reaktor-druckbehälter (z. B. Nutzung des Speisewasserbehälters alsDruckspeicher, Nutzung von Feuerlöschsystemen). Auf-grund dieser Möglichkeiten und der konstruktivenGestaltung des Bereichs des Reaktordruckbehälters sinddie Voraussetzungen für die Kühlfähigkeit selbst einesgeschmolzenen Reaktorkerns gegeben. Die RSK wird dieBespeisungsmöglichkeiten anlagenspezifisch prüfen undhierzu Stellung nehmen.

Boiling water reactors offer a number of possibilities forcoolant injection into the reactor vessel (e.g., use of thefeedwater storage tank as an accumulator, use of the fireextinguishing system). Given these possibilities and thestructural design in the region of the reactor vessel, allprerequisites for cooling even a molten reactor core are met.The RSK will make a plant specific evaluation of thepossibilities for coolant injection and will present its corre-sponding position.


Bei SWR-Anlagen der Baulinie 69 wurden Änderungendurchgeführt bzw. sind geplant, die den Einsatz des turbo-gegetriebenen Einspeisesystems (TJ-System) zurlangfristigen Einspeisung in den Reaktordruckbehälter beiAusfall der Eigenbedarfsversorgung und gleichzeitigunterstelltem Versagen der Notstromdiesel erlauben (RSK-Empfehlung vom 17. Dezember 1986). Auf die Weisekann die Zeit bis zur Wiederherstellung der notwendigenEnergieversorgung oder zur Schaffung separater Einspei-semöglichkeiten überbrückt werden.

The BWR plants of the construction line 69 have imple-mented, or are planning to implement, backfitting measuresthat will allow the deployment of the turbine driven injec-tion system (TJ system) for a long-term coolantinjection into the reactor vessel in the case of a failure of theauxiliary power system with a postulated simultaneousfailure of the emergency power diesels (RSK Recommen-dation of Dec. 17, 1986). In this way the time can bebridged until the required power supply is restored orindependent possibilities for the coolant injection arecreated.

3.2 Realisierung der von der RSK bereits geprüftenMaßnahmen

3.2 Technical Realization of the Measures AlreadyEvaluated by the RSK

Aufgrund der Beratungen in der RSK sind von den Betrei-bern deutscher Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktorenbisher folgende Zusatzmaßnahmen geplant bzw. bereitsrealisiert worden:

On the background of the deliberation by the RSK, thelicensees/operators of German nuclear power plants withlight water reactors have realized, or are planning to realize,the following auxiliary measures:

• Druckentlastung der Sicherheitsbehälter von Druck-wasserreaktoren (RSK-Empfehlung vom 17. Dezember1986) und Siedewasserreaktoren (RSK-Empfehlung,24. Juni 1987)

• Depressurization of the Containment Vessel of Pressur-ized Water Reactors (RSK Recommendation of Dec. 17,1986) and Boiling Water Reactors (RSK Recommenda-tion of June 24, 1987)

Die Druckentlastungssysteme der Sicherheitsbehälterhaben zum Ziel, den Sicherheitseinschluß bei hypotheti-schen Ereignissen zu schützen und in einem gewissenUmfang die Nachwärme aus dem Sicherheitsbehälterabzuführen.

The depressurization systems for the containment vesselshave the objective of protecting the safety enclosure in thecase of hypothetical events and, to a certain extent, ofremoving residual heat from the containment vessel.

In die Entlastungsstrecken sind Filtersysteme eingebaut,die die Spaltproduktfreisetzung begrenzen.

Filter systems are built into the pressure relief paths in orderto limit the release of fission products.

Einrichtungen zu einer hinreichenden Überwachung derfreigesetzten Aktivität sind vorgesehen. Über Details wirdzur Zeit noch beraten.

Equipment for an adequate monitoring of the releasedradioactivity will be provided. Details are still in discussion.

Die RSK verfolgt nach ihrer Empfehlung vom 17. Dezem-ber 1986 die Realisierung der Systeme in den einzelnenAnlagen und nimmt dazu im jeweiligen Einzelfall Stellung.

Ever since its recommendation on Dec. 17, 1986, the RSKis closely following the technical realization of these sys-tems in the individual plants and will prepare correspondingstatements on an individual case basis.

• Inertisierung der Sicherheitsbehälter von Siede-wasserreaktoren der Baulinie 69

• Inertisation of the Containment Vessel of Boiling WaterReactors of the Construction Line 69

Mit einer gezielten Verringerung des Sauerstoffgehaltes inder Atmosphäre des Sicherheitsbehälters - bereits imNormalbetrieb der Anlage - können unzulässige Belastun-gen des Sicherheitsbehälters durch dieWasserstoffrekombination bei hypothetischen Ereignissenmit starker Wasserstoffproduktion ausgeschlossen werden.Dies ist insbesondere bei Siedewasserreaktoren wegen desvergleichsweise geringen Sicherheitsbehältervolumens vonBedeutung. Es wurde ein Inertisierungskonzept entwickelt,das den notwendigen Begehbarkeitserfordernissen desSicherheitsbehälters im Normalbetrieb Rechnung trägt.

The intentional reduction of the oxygen content in thecontainment vessel atmosphere - even during normaloperation of the plant - can prevent an impermissibleloading of the containment vessel from hydrogen recombi-nation in the case of hypothetical events with a stronghydrogen production. This is particularly important inboiling water reactors due to their relatively small contain-ment vessel volume. An inertisation concept was developedtaking the requirements regarding the necessary accessibil-ity of the containment vessel into account.

Die RSK verfolgt die Realisierung des Konzeptes (Emp-fehlung vom 17. Dezember 1986) in den jeweiligenAnlagen und nimmt dazu im Einzelfall Stellung. PositiveStellungnahmen zu den Kernkraftwerken Krümmel (KKK)und Brunsbüttel (KKB) liegen vor (KKK 24. Juni 1987,KKB 30. Juli 1987).

The RSK is closely following the implementation of thisconcept (RSK Recommendation of Dec. 17, 1986) in theindividual plants and will prepare corresponding statementson an individual case basis. Consenting statements arealready available for the nuclear power plants Kruemmel(KKK, June 24, 1987) and Brunsbuettel (KKB, July 30,


1987).

4 Empfehlungen zu weiteren Unter-suchungen von Maßnahmen.

4 Recommendations Regarding FurtherInvestigations of Measures

4.1 Druckwasserreaktoren 4.1 Pressurized Water Reactors

Vorrangiges Ziel bei der Durchführung von Maßnahmenzur flexiblen Nutzung vorhandener Systeme ist die Verhin-derung eines Kernschmelzens, mindestens aber dieRückhaltung eines beschädigten Reaktorkerns im Reaktor-druckbehälter, um ein weiteres Fortschreiten desUnfallgeschehens zu verhindern. Außerdem sollen beiderartigen Ereignissen Drücke im Primärsystem im Bereichdes Ansprechdrucks der Druckhalterventile verhindertwerden. Durch eine rechtzeitige Druckentlastung werdenMöglichkeiten für flexible Maßnahmen zur Bespeisung desPrimärsystems erhöht. Insbesondere kann der Inhalt derDruckspeicher genutzt werden.

The primary objective of performing measures for theflexible use of available systems is the prevention of reactorcore meltdown, but theseshould at least retain a degradedreactor core inside the reactor pressure vessel in order toprevent a further progression of the accident. Furthermore,in the case of these events primary system pressure levelsshould be prevented from rising to within the range of theresponse level of the pressurizer valves. A timely executionof the depressurization raises the possibilities for takingflexible measures for coolant injection into the primarycircuit. The coolant contained in the pressurizer can pri-marily be used.

Um dieses Ziel zu erreichen, muß möglichst bald nachBeginn der Kernaufheizung wieder Wasser in den Primär-kreislauf eingespeist werden, damit eine Kernschädigung,die zu einer Gefährdung der Integrität des Reaktordruck-behälters führen kann, vermieden wird.

To achieve this goal coolant must be injected into theprimary coolant circuit as soon as possible after the heat upof the core has occurred in order to prevent a core degrada-tion which would endanger the integrity of the reactorpressure vessel.

Vor abschließenden Empfehlungen sind die Ergebnisse derim folgenden beschriebenen Untersuchungen abzuwarten:

The results of the following investigations have to beavailable before final recommendations can be formulated:

• Kühlung des Reaktorkerns • Cooling of the Reactor Core

Die Betreiber prüfen zur Zeit auf Anregung der RSKanlagenspezifisch die Möglichkeit einer Druckentlastungdes Primärsystems über die Druckhalterventile und einerEinspeisung in das Primärsystem. Nach Vorliegen derErgebnisse der Überprüfung wird die RSK hierüber bera-ten.

At the suggestion of the RSK the licensees/operators are inthe process of checking the possibility for a depressuriza-tion of the primary coolant system through the pressurizervalves and for a coolant injection into the primary coolantsystem. The results will be discussed by the RSK when theybecome available.

• Maßnahmen zum Schutz des Sicherheitseinschlusses • Measures for Protecting the Safety Enclosure

− Wasserstoffrekombination − Hydrogen recombination

Zur Beseitigung des bei auslegungsüberschreitendenEreignissen entstehenden Wasserstoffs sollte eine katalyti-sche Rekombination angestrebt werden. Es sind Folien inder Entwicklung, mit denen eine derartige Rekombinationmöglich ist. Versuche im Labormaßstab bestätigen dieWirksamkeit dieser Folien unter den zu unterstellendenBedingungen.

Catalytic recombination should be the method chosen forremoving the hydrogen that would be produced in an eventbeyond the design basis. Special foils are being developedwith which it is possible to carry out such a recombination.Experiments in laboratory scale have confirmed the effec-tiveness of these foils under conditions as have to beassumed.

Die RSK empfiehlt, die Weiterentwicklung der Folien biszur Einsatzfähigkeit voranzutreiben.

The RSK recommends that the development of these foilsbe furthered until they are technically fully applicable.

Über die Möglichkeiten der Wasserstoffrekombinationwird bei entsprechendem Entwicklungsstand der Folien inca. einem Jahr erneut beraten.

In about one year, the possibilities for hydrogen recombina-tion will again be discussed based on the correspondingstate of development of the foils.

− Jodfreisetzung bei der Druckentlastung des Sicher-heitsbehälters über Filter nach langfristigemDruckaufbau

− Iodine release from filters during depressurization ofthe containment vessel following a long period pres-sure increase

Zur Freisetzung radioaktiver Stoffe bei einer Druckentlas-tung, die mehrere Tage nach Ereigniseintritt notwendigwerden kann, stellt die RSK fest, daß das übergeordneteSchutzziel die Verhinderung einer langandauernden

The RSK states that, with regard to the release of radioac-tive materials during a depressurization possibly becomingnecessary after several days after occurrence of an event,the superordinate protection goal is to prevent long-term


Kontamination der Umgebung ist. Dies wird durch dasvorgesehene Aerosolfiltersystem erreicht.

contamination of the environment. This will be achieved bythe aerosol filter system planned to be installed.

Bei den Untersuchungen zur Abscheidewirkung der Filterwird szenarienunabhängig eine bestimmte Aerosolmengevorgegeben. Entsprechende Beratungen finden zur Zeitstatt.

In the investigations of the retention efficiency of the filters,the individual amount of aerosols to be used will be speci-fied depending on the scenario of the postulated event. Thecorresponding (values) are currently being discussed.

4.2 Siedewasserreaktoren 4.3 Boiling Water Reactors

• Inertisierung und Druckentlastung der Sicherheitsbe-hälter von SWR der Baulinie 72

Die Sicherheitsbehälter von SWR der Baulinie 72 unter-scheiden sich wesentlich von denen der SWR der Baulinie69. Der Betreiber entwickelt derzeit ein Inertisierungskon-zept und ein Druckentlastungskonzept, das denunterschiedlichen Gegebenheiten Rechnung trägt.

• Inertisation and depressurization of the containmentvessel in boiling water reactors of the constructionline 72

The containment vessels of the BWRs of the constructionline 72 differ considerably from those of the BWRs of theconstruction line 69. The licensee/operator is currentlydeveloping concepts for inertisation and depressurizationthat will take these differences into account.

Die RSK-Beratungen erfolgen nach Vorliegen entspre-chender Unterlagen.

The RSK will continue its deliberations after correspondingdocuments are available.

4.3 Weitere Untersuchungen und Beratungen 4.3 Additional Investigations and Deliberations

Anlagenübergreifend wird die RSK folgende Punktebehandeln:

The RSK intends to discuss the following issues on a non-plant-specific basis:

• Instrumentierung

− Prüfung der Eignung für Zwecke des anlageninter-nen Notfallschutzes,

• Instrumentation and Control

− Evaluation of their suitability for the purpose ofplant-internal accident management,

• Notfallhandbücher

− Gestaltung der Anweisungen

• Emergency Manuals

− Layout and format of the instructions

Außerdem verfolgt die RSK die Ergebnisse der im Auftragdes BMU durchgeführten Untersuchungen zu Maßnahmendes anlageninternen Notfallschutzes und relevante For-schungsergebnisse und wird zu gegebener Zeit überSchlußfolgerungen hieraus beraten.

Furthermore, the RSK will direct its attention to the resultsof the investigations performed for the BMU on plant-internal accident management measures and to the results ofother relevant investigations and will, in due course, delib-erate on the conclusions to be drawn.

5 Zusammenfassung 5 Conclusions

Mit anlageninternen Notfallschutzmaßnahmen werdenweitgehend vorhandene Betriebs- und Sicherheitssystemeflexibel zur Beherrschung auslegungsüberschreitenderEreignisse oder zur Begrenzung der Folgen solcher Ereig-nisse eingesetzt.

Plant-internal accident management measures are used todeploy in a flexible way any available operating and safetysystems for controlling events beyond the design basis, orfor mitigating the consequential effects of such events.

Aufgrund von Empfehlungen bzw. Beratungen in der RSKsind bisher folgende Zusatzmaßnahmen geplant bzw. zumTeil bereits installiert:

In response to the RSK recommendations or its delibera-tions, the implementation of the following auxiliarymeasures are being planned or have been partially carriedout:

− Druckentlastung der Sicherheitsbehälter über einFiltersystem

− Depressurization of the containment vessel through afilter system

− Filterung der Wartenzuluft − Filtering of the main control room supply-air

− Bemessung der Entladezeit der Batterien im Notstrom-system auf 2 bis 3 Stunden

− A discharge time of between 2 and 3 hours for thebatteries in the emergency power system

− Einsatz des turbogetriebenen Einspeisesystems derSWR Baulinie 69 bei unterstelltem gleichzeitigem Aus-

− Deployment of the turbine driven coolant injectionsystem in BWRs of the construction line 69 in case of a


fall der Eigenbedarfsversorgung und der Dieselnot-stromerzeugungsanlagen

assumed simultaneous failure of the auxiliary powersystem and of the diesel emergency power generatingsystems

− Inertisierung der Sicherheitsbehälter von SWR derBaulinie 69

− Inertisation of the containment vessels of the BWRs ofthe construction line 69

Weitere Beratungen werden stattfinden Further deliberations will be held on the following subjects:

− zur Eignung der Instrumentierung für Zwecke desanlageninternen Notfallschutzes und

− Suitability of the instrumentation for the purposes of theplant-internal accident management and

− zur Gestaltung sog. Notfallhandbücher. − Layout and formatting of the so-called emergencymanuals

Vor der abschließenden Beurteilung weiterer Maßnahmensind noch Untersuchungen notwendig

Before final deliberation on additional measures, furtherinvestigations are still required

− zur Druckentlastung des Primärsystems von Druckwas-serreaktoren und zur Einspeisung von Kühlmittel auchunter Berücksichtigung vorhandener Systeme,

− on depressurization of the primary coolant system ofpressurized water reactors and on the coolant injectiontaking available systems into account

− zur katalytischen Rekombination von Wasserstoff. − on catalytic hydrogen recombination.

Die RSK wird laufende Untersuchungen mit Relevanz fürdie Entwicklung weiterer möglicher anlageninternerNotfallschutzmaßnahmen weiterverfolgen und über dieErgebnisse beraten. Abschließend weist die RSK nochmalsdarauf hin, daß es sich bei anlageninternen Notfallschutz-maßnahmen nicht um notwendige Ergänzungen desSicherheitskonzeptes handelt, sondern um anlageninterneMaßnahmen im Sinne einer Ergänzung der Notfallschutz-planung. Die Implementierung zusätzlicher Maßnahmen istdamit nach Auffassung der RSK keine technische Voraus-setzung für den sicheren Betrieb einer Anlage.

The RSK will continue to direct its attention to the currentdevelopment of further plant-internal accident managementmeasures, and will deliberate on the results. In conclusion,the RSK reiterates that plant-internal accident managementmeasures are not required supplements of the safety conceptbut, rather, plant-internal measures within the framework ofemergency planning (accident management). In the opinionof the RSK, additional measures are, therefore, not a techni-cal prerequisite for the safe operation of the plant.

4.6.30

Empfehlung der Reaktor-Sicher-heitskommission auf ihrer 230.Sitzung am 16. März 1988

4.6.30

Recommendation of the ReactorSafety Commission in its 230th Ses-sion on March 16, 1988

Untersuchungen zu Ereignisabläu-fen für Kernkraftwerke mit Siede-wasserreaktor unter Einbeziehungvon Maßnahmen des anlageninter-nen Notfallschutzes am Beispieldes Kernkraftwerkes Krümmel(KKK)

Investigations of Event Sequencesfor Nuclear Power Plants withBoiling Water Reactors Taking thePlant-internal Accident Manage-ment Measures Into Account;Exemplified for the Nuclear PowerPlant Kruemmel (KKK)

Anlaß Reason for Investigation


Die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde des LandesSchleswig-Holstein hat 1984 und 1985 u. a. für das Kern-kraftwerk mit Siedewasserreaktor Krümmel (KKK)hypothetische Ereignisabläufe untersuchen lassen. Das Zielder vom TÜV Norddeutschland durchgeführten Untersu-chungen war, Planungsgrundlagen für Katastrophenschutz-maßnahmen zu erweitern. Entsprechend der besonderenAufgabenstellung wurde die hohe Zuverlässigkeit derSicherheitseinrichtungen nicht berücksichtigt. MöglicheMaßnahmen des Betriebspersonals zur Beherrschungdieser hypothetischen Ereignisabläufe wurden in derUntersuchung ebenfalls außer acht gelassen. Auf Grund derErgebnisse der genannten Untersuchungen des TÜVNorddeutschland (Entwurf vom Dezember 1985) wurde inder öffentlichen Diskussion behauptet, bei Siedewasser-reaktoren seien Sicherheitsdefizite vorhanden.

In the years 1984 and 1985, the licensing and supervisoryauthority of the State of Schleswig-Holstein launched theinvestigation of hypothetical event sequences, amongothers for the boiling water reactor Kruemmel (KKK).These investigations were carried out by TUEV Nord-deutschland with the main objective of widening the basisfor planning disaster control measures. In light of thisspecific scope, the high reliability of the safety equipmentwas not taken into consideration. Also disregarded werepossible actions of the operating personnel for the controland mitigation of hypothetical event sequences. The resultsof these investigations by TUEV Norddeutschland (draft ofDecember 1985) led to the publicly expressed opinions thatboiling water reactors have safety deficits.

Relevanz der Untersuchungsergebnisse fürdie Anlagensicherheit

Relevance of the Investigation Results withRespect to Plant Safety

Die RSK hat auf ihrer 218. Sitzung am 17.12.1986 zu denErgebnissen der Untersuchungen des TÜV Norddeutsch-land u. a. festgestellt, daß die Ergebnisse eine Beurteilungschwerer Unfälle aufgrund ihrer geringen Detaillierung undder im wesentlichen auf Abschätzungen beruhendenVorgehensweise nicht zulassen und durch die Ergebnissedie Sicherheit der Anlagen und der Schutz nicht in Fragegestellt werden.

In its 218th session on Dec. 17, 1986, the RSK expressed itsopinion on the investigations of the TUEV Norddeutschlandstating, among others, that the results cannot be used in theassessment of serious accidents because of their low degreeof detail and due to their derivation procedure based essen-tially on estimations, and that the results in no waychallenge the safety of the plants and their protection.

Der BMU beauftragte dann die GRS, die vom TÜV Nord-deutschland postulierten Szenarien für die Anlage KKKunter Einbeziehung der Zuverlässigkeiten von sicherheits-technischen und relevanten betrieblichen Einrichtungensowie die Eingriffsmöglichkeiten des Personals zu analy-sieren und zu bewerten.

The BMU commissioned the GRS to analyze and evaluatethe scenarios postulated by TUEV Norddeutschland for theplant Kruemmel, taking into consideration the reliability ofthe safety relevant and operational systems as well as thepossibilities for manual interventions by the operatingpersonnel.

Die betrachteten Abläufe sind The following event sequences were analyzed:

− Ausfall der Hauptwärmesenke mit Ausfall der Nach-wärmeabfuhr aus der Kondensationskammer,

− Simultaneous failure of the ultimate heat sink and of theresidual heat removal from the pressure suppressionpool,

− Ausfall der gesamten nicht batteriegepufferten elektri-schen Wechselspannungsversorgung, d.h. Ausfall derEigenbedarfsversorgung und aller Notstromdiesel (Sta-tion blackout),

− Failure of the entire non-battery buffered alternatingcurrent power supply, i.e., failure of the auxiliary powersupply and of all emergency power diesel generators(station blackout),

− Kühlmittelverlust innerhalb des Sicherheitsbehältersmit Ausfall der Sumpfrückförderung.

− Loss of coolant accident inside the containment vesselwith a simultaneous failure of the sump recirculation.

Bei der Bewertung wurden inzwischen in der Anlagedurchgeführte Modifikationen berücksichtigt, wie derAnschluß von Komponenten (z. B. der Schmiermittel-versorgung) des dampfgetriebenen Speisesystems (TJ) andie Batterieversorgung derart, daß auch ein Betrieb desSystems bei Station blackout möglich ist (vgl. auch RSK-Empfehlung vom 17. 12. 1986).

In the evaluation, the modifications meantime performed inthe plant were taken into consideration like the connectionof components (e.g. the lubrication supply system) of thesteam driven injection system (TJ) to the battery powersupply such that operation of the system is possible even inthe case of a station blackout (see RSK Recommendation ofDec. 17, 1986)

Außerdem gingen die nachfolgend genannten, von derRSK am 17. 12. 1986 und am 24. 6. 1987 empfohlenen,inzwischen genehmigten und in der Anlage vorbereitetenMaßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes in die

The following plant-internal accident management measuresrecommended by the RSK on Dec. 17, 1986 and June 24,1987 and, in the meantime, licensed and prepared for in theplant, were also included in this evaluation:


Bewertung ein:

• Druckentlastung des Sicherheitsbehälters über einFiltersystem

• Depressurization of the containment vessel through afilter system

• Inertisierung des Sicherheitsbehälters. • Inertisation of the containment vessel atmosphere

Als zusätzliche Maßnahmen zur Bespeisung des Reaktor-druckbehälters, die ergänzend zu den zahlreichenEinspeisungen durch Sicherheitssysteme zur Verfügungstehen, hat der Betreiber die Einspeisungen über dasSteuerstabspülwassersystem und das Dichtungssperrwas-sersystem, Einspeisungen aus dem Trinkwassernetz, ausden Deionatbehältern mit Feuerlöschpumpen und dieEinspeisung von Elbewasser mittels mobiler Pumpenvorgeschlagen. Die Wirksamkeit und Durchführbarkeitdieser Maßnahmen werden durch die Untersuchung derGRS bestätigt.

The additional measures for coolant injection into thereactor vessel suggested by the licensee/operator andsupplementing the numerous other methods for coolantinjection possible with the safety systems, are the following:injection by the control rod rinse water system and the sealwater system, injection from the drinking-water supply,from the deionized water tank by fire extinguishing pumpsand the injection from the water of the Elbe river by mobilepumps. The effectivity of these measures and the feasibilityfor their implementation are attested positively by theinvestigation of the GRS.

Bewertung Evaluation

• Die RSK hat sich davon überzeugt, daß in allen unter-suchten Fällen Einrichtungen vorhanden sind bzw.Maßnahmen getroffen werden, die eine Freilegung desReaktorkerns bzw. einen unzulässigen Druckaufbau imSicherheitsbehälter verhindern können.

Sie geht davon aus, daß die Notfallmaßnahmen undKriterien für ihren Einsatz im Notfallhandbuch darge-stellt werden und dazu notwendige planerischeVorbereitungen getroffen werden.

• The RSK is convinced of the fact that equipment isavailable or measures will be taken that, in all eventsinvestigated, will be able to prevent an uncovering of thereactor core or an impermissible pressure buildup insidethe containment vessel.

The RSK expects that the accident management meas-ures and the criteria for their deployment are laid downin the emergency manual and that the necessary pre-paratory steps are taken.

• Die RSK hat sich weiterhin davon überzeugt, daß beiden postulierten Ereignisabläufen erheblich größereZeiten zur Wiederverfügbarmachung der ausgefallenenSysteme oder für die Durchführung der o. g. im Not-fallhandbuch zu beschreibenden Maßnahmen zurVerfügung stehen, als in der Studie des TÜV Nord-deutschland ausgewiesen wurden:

• The RSK is furthermore convinced of the fact that thepostulated event sequences leave considerably moretime for the repair and reinstallment of the failed sys-tems or for the performance of the above mentionedmeasures laid down in the emergency manual than wasassumed in the study of TUEV Norddeutschland:

− Im Fall des „Ausfalls der Eigenbedarfsversorgungund aller Notstromdiesel (Station blackout)“ stehenmindestens 5 h zur Verfügung, um ausgefalleneSysteme wieder verfügbar zu machen oder zusätzli-che Maßnahmen zu ergreifen. Bis zu diesemZeitpunkt ist der Reaktorkern ausreichend gekühlt.Eine Auswertung der Zuverlässigkeit der Netzver-sorgung, die vor der RSK vorgenommen wurde, hatergeben, daß nach einem großflächigen Ausfall derNetzversorgung innerhalb von ca. 2 Stunden dieVersorgung der Kernkraftwerke aus dem Netz wie-derhergestellt werden kann. Damit ist auchlangfristig eine ausreichende Kühlung des Reaktor-kerns gewährleistet.

− In case of a "failure of the auxiliary power supplyand of all emergency power diesels (station black-out)", at least 5 hours will be available for the failedsystems to be restored to operation or for taking ad-ditional measures. Up to this point in time, thereactor core is sufficiently cooled. The evaluationcarried out by the RSK of the reliability of the maingrid supply has shown that the power supply fromthe grid to the nuclear power plant can be restoredwithin two hours after a massive regional failure ofthe main grid supply. Thus, sufficient cooling of thereactor core is assured even over for a long time pe-riod.

− Im Fall des „Ausfalls der Hauptwärmesenke mitAusfall der Nachwärmeabfuhr aus der Kondensati-onskammer“ stehen noch mindestens 27 h zurVerfügung. In dieser Zeit können Maßnahmen zurEntlastung des Sicherheitsbehälters ergriffen oderausgefallene Systeme wieder verfügbar gemacht

− In case of a "failure of the ultimate heat sink togetherwith a failure of emergency cooling from the pres-sure suppression pool", at least 27 hours will still beavailable. In this time period measures for the de-pressurization of the containment vessel can be takenor the failed systems can be restored to operation.


werden.

- Im Fall des „Kühlmittelverlustes innerhalb des Si-cherheitsbehälters mit zusätzlichem Ausfall derSumpfrückförderung“ stehen für Maßnahmen oderdie Wiederverfügbarmachung der ausgefallenenSysteme mehrere Tage zu Verfügung.

− In case of a "loss-of-coolant accident inside thecontainment vessel together with a failure of thesump recirculation", several days will be availablefor the failed systems to be restored to operation.

Die Untersuchungen haben erhebliche, bisher nicht ausge-wiesene Sicherheitsreserven der Anlage aufgezeigt. Diezusätzlichen Systemverbesserungen und anlageninternenNotfallschutzmaßnahmen gewährleisten selbst bei denpostulierten Störfällen mit weitgehenden Ausfällen we-sentlicher Sicherheitseinrichtungen eine auch langfristigausreichende Kühlung des Reaktorkerns und die Integritätdes Sicherheitsbehälters.

The investigations have shown the presence of considerablesafety reserves of the plant to a degree not having beendemonstrated so far. Additional system improvements andplant-internal accident management measures assure that,even in case of postulated incidents together with extensivefailures of essential safety devices and systems, sufficientcooling of the reactor core is achieved and the integrity ofthe containment vessel maintained over a long time period.

4.6.32

B I 9 Anlageninterner Notfallschutz

4.6.32

B I Sec. 9 Plant-internal AccidentManagement

9.1 Bedeutung des anlageninternen Not-fallschutzes und Einordnung in dasAuslegungskonzept von Kernkraft-werken

9.1 Importance of Plant-internal AccidentManagement and Integration into theDesign Concept of Nuclear Power Plants

Zur Vorsorge gegen Schäden werden Kernkraftwerke auchgegen zu unterstellende Störfälle ausgelegt (Auslegungs-störfälle). Die Auslegungsstörfälle werden so definiert,daß sie jeweils für eine Gruppe ähnlich verlaufenderEreignisse repräsentativ sind, d. h. daß sie die für dieseEreignisgruppen repräsentativen Belastungen für dieAnlagenplanung vorgeben (Leitlinien zur Beurteilung derAuslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreakto-ren gegen Störfälle im Sinne des §28 Abs. 3 der Strahlen-schutzverordnung; Dezember 1983). Zur Beherrschung derAuslegungsstörfälle werden zuverlässige, redundante undweitgehend diversitäre Sicherheitssysteme installiert, dieauch beim Ausfall der externen Energieversorgung ihreAufgaben erfüllen. Die Wirksamkeit und die Zuverlässig-keit dieser Systeme wird im Genehmigungsverfahren imDetail nachgewiesen. Ingenieurmäßig sinnvolles Vorgehenist es, erkannte Verbesserungsmöglichkeiten immer durcheine Stärkung der Präventivmaßnahmen auszunutzen. Sowar die Fortentwicklung der Sicherheitstechnik in denletzten Jahren stets ausgerichtet auf die Stärkung derPräventivmaßnahmen. Durch dieses Prinzip der Auslegungist auch ausreichend Vorsorge gegen Kernschmelzunfällegetroffen. Das Konzept der Störfallbeherrschung hat sichbewährt. Es ist ausgewogen und bedarf aus Sicht der RSK

As a precaution against damages, nuclear power plants arealso designed against incidents to be postulated (designbasis accidents). The design basis accidents are defined insuch a way that each of them is representative of a group ofsimilar events, i.e. they constitute the representative stressesfor these groups of events for purposes of plant design (cf.Guidelines for the Assessment of the Design of PWRNuclear Power Plants against Incidents pursuant to Sec. 28,para. 3 of the Radiological Protection Ordinance; December1983). In order to cope with the design basis accidents,safety systems are installed which are reliable, redundantand, to a far-reaching extent, diverse, and which performtheir functions even if the external power supply fails. Theefficiency and reliability of these systems is demonstrated indetail in the course of the licensing process. A sensibleapproach in terms of engineering always involves theutilization of identified potential improvements by strength-ening the preventive measures. Thus, the furtherdevelopment of safety engineering in recent years hasalways been oriented to the strengthening of preventivemeasures. This design principle has also led to sufficientprecautions against core meltdown accidents. The conceptof control and mitigation of incidents has proven its worth.It is a well-balanced concept and, from the point of view ofthe RSK, does not need any further extension or modifica-


keiner Erweiterungen oder Änderungen. tion.

Unabhängig davon wurden bzw. werden im Rahmen vonSicherheitsstudien, Reaktorsicherheitsforschung undRisikostudien die Folgen hypothetischer Systemausfälleund Ausfallkombinationen untersucht, die bei der Anla-genauslegung nicht explizit berücksichtigt worden sind(auslegungsüberschreitende Ereignisse).

Independently of this aspect, the consequential effects ofhypothetical system failures and combinations of failures,which have not been explicitly taken into account in thedesign of the plant (events beyond the design basis), havebeen and are being investigated within the scope of safetystudies, reactor research and risk analyses.

Auf den Ergebnissen dieser Untersuchungen bauen Analy-sen zum flexiblen Einsatz, vorhandener Systeme undZusatzmaßnahmen im Rahmen des anlageninternen Not-fallschutzes auf. Ansatzpunkt für die Analysen zu solchenMaßnahmen ist das vorhandene Sicherheitspotential vonKernkraftwerken, das sich aus der Auslegung der Anlagefür einen sicheren Betrieb und gegen postulierte Störfälleergibt. Wegen deterministischer Postulate in den Analysen,die die Auslegungsgrundlage darstellen, wie z.B. demEinzelfehlerkonzept oder dem Postulat der Unwirksamkeitvon Betriebssystemen bei der Störfallbeherrschung undzusätzlich pessimistischer Analysenrandbedingungen,weisen die vorhandenen Systeme bei realistischer Betrach-tungsweise erheblich höhere Wirksamkeiten auf, als in denAnalysen ermittelt. Daraus ergibt sich, daß vorhandeneSysteme einschließlich der Betriebssysteme auch zurBeherrschung auslegungsüberschreitender Ereignisseeingesetzt werden können.

Analyses for the flexible use of existing systems and addi-tional measures within the scope of plant-internal accidentmanagement are based on the results of these investigations.The starting point for the analyses of such measures is theexisting safety potential of nuclear power plants whichresults from the design of the plant for safe operation andagainst postulated incidents. Because of deterministicpostulates in the analyses constituting the design basis, suchas the single failure concept or the postulated ineffective-ness of operating systems for the control and mitigation ofincidents, and because of additional pessimistic boundaryconditions in the analyses, the existing systems, if viewedrealistically, show a considerably higher effectiveness thandetermined in the analyses. This means that the existingsystems, including the operating systems, can also be usedfor coping with events beyond the design basis.

Die Empfehlung anlageninterner Notfallschutzmaßnahmenbedeutet nicht, daß die in den Anlagen realisierte Sicher-heitstechnik unzureichend ist. Solche Maßnahmen erhöhenvielmehr zusätzlich die Flexibilität der Anlage bei derBeherrschung von Ereignissen weit über das zu betrach-tende Spektrum der Auslegungsstörfällee hinaus(Grenzbetrachtungen). Sie sind daher auf der 4. Ebene destiefgestaffelten Sicherheitskonzeptes (Sicherheitsebene)anzuordnen.

The recommendation of plant-internal accident managementmeasures does not mean that the safety technology imple-mented in the plants is insufficient. Rather, such measuresadd to the flexibility of the plants in controlling and miti-gating events far beyond the spectrum of the design basisaccidents (worst-case considerations). Thus, they apply tothe fourth in-depth level of the safety concept (safetylevels).

Anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen ermöglichen mithoher Zuverlässigkeit, entsprechend ihren Schutzzielen,auch bei auslegungssüberschreitenden Ereignissen diefrühzeitige Kontrolle des Anlagenzustandes und dasZurückhalten von Brennstoff und Spaltprodukten imReaktordruckbehälter und Primärkreis. Selbst wenn diesnicht gelänge, ist durch das breite Spektrum der Notfall-schutzmaßnahmen dafür Sorge getragen, daß dieSpaltproduktfreisetzung entscheidend begrenzt und einelangfristige Kontamination verhindert wird.

In accordance with their protection goals, plant-internalaccident management measures permit, in a highly reliableway and even if the events exceed the design basis, an earlycontrol of the state of the plant and the retention of fuel andfission products in the reactor pressure vessel and in theprimary circuit . And even if these (measures) were notsuccessful, the broad spectrum of accident managementmeasures provides for a decisive limitation of fissionproduct release and the prevention of long-term contamina-tion.

Die Implementierung zusätzlicher Maßnahmen für denanlageninternen Notfallschutz ist nach Auffassung derRSK keine Voraussetzung für den gefahrlosen Betrieb derAnlage. Bei diesen Maßnahmen handelt es sich nicht umeinen Bestandteil des Konzepts zur Störfallbeherrschung,sondern um anlageninterne Maßnahmen im Sinne einerErgänzung der Notfallschutzplanung.

The implementation of additional measures of plant-internalaccident management is thus, in the opinion of the RSK, nota prerequisite for a non-precarious operation of the plant.These measures are not part of the concept for controllingand mitigating incidents, but rather plant-internal measuresin the sense of a supplement to the emergency planning(accident management).

9.2 Planung von Maßnahmen im Rahmendes anlageninternen Notfallschutzes

9.2 Planning of Measures within theFramework of Plant-internal AccidentManagement

Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes müssen Plant-internal accident management measures must be


insbesondere auf ihre Wirksamkeit, Durchführbarkeit undVerträglichkeit mit dem Sicherheitskonzept analysiertwerden. Anhand der Analysen sind die für solche Maß-nahmen notwendigen Entscheidungsstrukturen undOrganisationsstrukturen festzulegen. Für die einzelnenMaßnahmen sind Durchführungsanweisungen zu erstellen,die in einer Unterlage separat vom Betriebshandbuch, imNotfallhandbuch, niedergelegt worden. Die RSK wird sichmit diesen Fragen weiter befassen.

analyzed in particular with respect to their effectiveness,feasibility of their implementation, and compatibility withthe safety concept. On the basis of the analyses, the deci-sion-making and organizational structures required for suchmeasures will have to be specified. Each individual measurerequires (written) instructions on their implementationwhich shall be contained in a document separate from theoperating manual, i.e. the emergency manual. The RSK willcontinue to deal with these questions.

Bei der Sicherheitsüberprüfung hat sie über das Konzeptder Notfallhandbücher beraten, nach dem zur Zeit in deneinzelnen Anlagen solche Anweisungen in Arbeit sind. Ineinigen Anlagen sind die Arbeiten bereits sehr weit fortge-schritten. Die Personalschulung wird auch aufauslegungsüberschreitende Ereignisse ausgedehnt, wobeianlageninterne Notfallschutzmaßnahmen gemäß demNotfallhandbuch einbezogen werden. Auch die Beratungenüber das Konzept des Notfallhandbuches werden fortge-setzt.

Within the scope of the safety review, the RSK has dis-cussed the concept of the emergency manuals used inpreparing such instructions at the individual plants. In anumber of plants, this work is already at a far advancedstage. The personnel training is also being extended toevents beyond the design basis, with plant-internal accidentmanagement measures being included in accordance withthe emergency manual. The discussions of the concept ofthe emergency manual will also be continued.

9.3 Maßnahmen des anlageninternenNotfallschutzes

9.3 Plant-internal Accident ManagementMeasures

9.3.1 Voraussetzungen für die Durchführung 9.3.1 Prerequisites for their Implementation

Die RSK hat sich im Rahmen der Sicherheitsüberprüfungzunächst mit der Schaffung von Voraussetzungen zurDurchführung anlageninterner Notfallschutzmaßnahmenbefaßt. Im wesentlichen handelt es sich hierbei um dieFestlegung, daß wegen der umfangreichen Überwachungs-und Eingriffsmöglichkeiten die Warte die zentrale Stelle inder Anlage sein soll, an der anlageninterne Notfallschutz-maßnahmen geplant, eingeleitet, durchgeführt und über-wacht werden sollen. Die Bedeutung der Notwarte bzw.Notsteuerstelle bleibt davon unberührt.

Within the scope of the safety review, the RSK has initiallydealt with the creation of the prerequisites for the imple-mentation of plant-internal accident management measures.These, essentially, concern the specification that, because ofthe comprehensive possibilities for supervision and inter-vention, the main control room should be the centrallocation inside the plant where plant-internal accidentmanagement measures are planned, initiated, executed andsupervised. The importance of the emergency control roomor remote shutdown station remains unaffected.

Weiterhin müssen die Voraussetzungen zur notwendigenEnergieversorgung gegeben sein. Die RSK hat aufgrundvon Erfahrungen über die Zuverlässigkeit der Energiever-sorgung unter Ausnutzung der vielfältigen Möglichkeitendes Netzverbundes festgelegt, daß als Planungsgrundlagenfür anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen von derWiederverfügbarkeit einer externen Stromversorgung 2Stunden nach deren Ausfall ausgegangen werden kann(vgl. Abschnitt 5). Dabei geht die RSK davon aus, daß demPersonal in den Netzschaltanlagen für die Durchschaltungvon Leitungen zur vorrangigen Versorgung der Kernkraft-werke geeignete Anweisungen vorliegen. Die RSKempfiehlt, daß der Netz-Betreiber die Zweckmäßigkeit derAnweisungen und der geplanten Schaltmaßnahmen eigen-verantwortlich überprüft.

Furthermore, the prerequisites for the necessary powersupply must exist. As a result of experience with respect tothe reliability of the power supply using the manifoldpossibilities of the interconnected grid, the RSK has speci-fied that the planning basis for plant-internal accidentmanagement measures shall be a restored availability of theexternal power supply two hours after its failure (cf. Section5 [of this recommendation - not included herein]). In thiscontext, the RSK proceeds on the assumption that thepersonnel at the grid systems switchgear have suitableinstructions regarding a priority switching of lines supplyingthe nuclear power plants. The RSK recommends that themains grid operator in his own responsibility carry out acheck of the appropriateness of the instructions and of theplanned switching measures.

Bei einem Totalausfall der Eigenbedarfsanlage, bzw. beieinem Ausfall des Haupt- und Reservenetzes im Nahbe-reich des Kernkraftwerkes, sollen die für die Sicherheit derAnlagen im Rahmen des anlageninternen Notfallschutzeserforderlichen Verbraucher über eine im Nahbereich desKernkraftwerkes erdverlegtes Kabel gespeist werdenkönnen. Der Kabelanschuß muß von den Haupt- undReservenetzen räumlich so getrennt sein, daß ein gleich-

In the case of a complete failure of the auxiliary powersystem, or in the case of a failure of the mains and standbygrids in the vicinity of the nuclear power plant, those loadswhich are needed for the safety of the facilities within thescope of plant-internal accident management shall becapable of being supplied from an under-ground cable inthe vicinity of the nuclear power plant. This cable connec-tion must be physically separated from the mains and


zeitiger Ausfall praktisch ausgeschlossen ist. Die Betreiberwerden gebeten, für ihre jeweilige Anlage ein anlagenspe-zifisches Konzept vorzulegen.

standby grids in such a way that a simultaneous failure ispractically impossible. The licensees/operators are beingasked to submit a plant-specific concept for their respectiveplants.

Darüber hinaus muß nach einer Trennung des Kraftwerks-blockes vom Netz eine schnelle Rückschaltung auf daswiederverfügbare Netz möglich sein. Für jedes Kernkraft-werk ist zu untersuchen und festzulegen, welcheMaßnahmen nach einer Unterbrechung der Vorsorgung ausder Eigenbedarfsanlage (Netz und Generator) durchzufüh-ren sind, um auch bei nicht verfügbaren Diesel-Notstrom-erzeugungsanlagen eine Verbindung zum wiederverfügba-ren Netz durchschalten zu können. Dabei sind die beidenFälle zu unterscheiden, daß die Diesel-Notstromerzeugungsanlagen nicht gestartet bzw. nach demStart ausgefallen sind. Die RSK empfiehlt, diese Maßnah-men zu planen und so zu gestalten, daß die Verbindungzum wiederverfügbaren Netz entsprechend den vorgestell-ten Maßnahmen kurzfristig durchgeschaltet werden kann.

In addition, following a disconnection of the power plantunit from the grid, a fast reconnection to the grid must bepossible as soon as this is available again. It shall be inves-tigated and specified for each nuclear power plant whichmeasures have to be implemented after an interruption ofthe power supply from the auxiliary power supply system(grid and generator) in order to be able to establish a con-nection to the grid again as soon as this is again available,even if the emergency power diesels are not available. Inthis context, the two cases of the emergency power dieselsfailing to start and failing after having started shall beconsidered. The RSK recommends planning and designingthese measures in such a way that the connection to the gridcan be established on short notice as soon as the grid isagain available.

Zur Sicherung der Gleichspannungsversorgung für anla-geninterne Notfallschutzmaßnahmen hat die RSKempfohlen, die Entladezeit der Batterien im Notstromsys-tem so zu bemessen, daß die Verbraucher mindestens 2 bis3 Stunden nur aus den Batterien versorgt werden können.Entsprechende Maßnahmen sind durchgeführt oder einge-leitet.

To secure the d-c voltage supply for plant-internal accidentmanagement measures, the RSK recommended to design thedischarge times of the batteries in the emergency powersystem in such a way that the loads can be supplied by thebatteries alone for about 2 to 3 hours. Correspondingmeasures have been implemented or initiated.

Die Untersuchung der Durchführbarkeit der Maßnahmendes anlageninternen Notfallschutzes umfaßt für jedeMaßnahme auch die Prüfung einer ausreichenden Instru-mentierung und Informationsbereitstellung und eineeindeutige Festlegung der daraus abzuleitenden Einsatz-kriterien für anlageninterne Notfallschutzmaßnahmen.

The investigation of the feasibility of the implementation ofplant-internal accident management measures also com-prises, with respect to each individual measure, the reviewof a sufficient instrumentation and availability of informa-tion as well as an unambiguous specification of the criteriato be derived from this (information) for the initiation ofplant-internal accident management measures.

9.3.2 Geplante bzw. bereits realisierte Maßnahmen 9.3.2 Measures Planned or Already Implemented

Aufgrund der Beratungen in der RSK sind von den Betrei-bern deutscher Kernkraftwerke mit Leichtwasserreaktorenbisher folgende Notfallmaßnahmen geplant bzw. bereitsrealisiert worden, zu denen die RSK im einzelnen ausführ-liche Empfehlungen oder Stellungnahmen abgegeben hat(vgl. Auflistung im Anhang 1). Aspekte, die sich imVerlauf der Verwirklichung der einzelnen Maßnahmenergeben haben, werden im folgenden jeweils angesprochen.

As a result of the discussion in the RSK, the licensees ofGerman nuclear power plants with light water reactors haveso far planned or already implemented the following (plant-internal) accident management measures for which the RSKhas submitted comprehensive recommendations or com-ments (cf. the list in Appendix 1 [of this recommendation -not included herein]). Aspects which have turned up in thecourse of the implementation of the individual measureswill be addressed in the following.

9.3.2.1 Konzept zur sekundärseitigen und primärsei-tigen Druckentlastung und Bespeisung beiDWR

9.3.2.1 Concept for Secondary-side and Primary-sideDepressurization and Coolant Injection in theCase of PWRs

Vorrangiges Ziel bei der Durchführung von Maßnahmenzur flexiblen Nutzung vorhandener Systeme ist die Verhin-derung eines Kernschmelzens, mindestens aber dieRückhaltung eines beschädigten Reaktorkerns im Reaktor-behälter, um ein weiteres Fortschreiten desUnfallgeschehens zu verhindern. Außerdem sollen beiderartigen Ereignissen Drücke im Primärsystem im Bereichdes Ansprechdrucks der Druckhalterventile verhindertwerden. Durch eine rechtzeitige Druckentlastung werdendie Möglichkeiten für flexible Maßnahmen zur Bespeisung

The primary objective in the implementation of measuresfor the flexible use of existing systems is the prevention of acore meltdown accident, or at least the retention of a dam-aged reactor core inside the reactor pressure vessel, in orderto prevent any further progression of the accident. It isfurther intended that, in the case of such events, pressures inthe primary system within the range of the response pres-sure of the pressurizer valves are prevented. A timelydepressurization increases the possibilities for flexiblemeasures regarding coolant injection into the primary


des Primärsystems erhöht. system.

Die Betreiber der KWU-Druckwasserreaktoren in derBundesrepublik Deutschland haben ein Konzept entwi-ckelt, dem der vollständige Ausfall der sekundärseitigenWärmesenke durch Versagen aller betrieblichen undsicherheitstechnischen Bespeisungssysteme der Dampfer-zeuger zugrundeliegt. Vorrangig werden Maßnahmen zurDruckentlastung der Dampferzeuger und Einspeisung indie druckentlasteten Dampferzeuger z. B. mit demSpeisewasserbehälter als Druckspeicher oder mit mobilenSystemen vorgesehen. Als back-up-Maßnahme ist an dasÖffnen der primärseitigen Druckhalterventile zur Druckab-senkung gedacht. Hierzu sind Änderungen in derAnsteuerung und bei älteren Anlagen Änderungen an denVentilen und Rohrleitungen zur Beherrschung von Was-serlasten erforderlich.

The licensees/operators of the KWU pressurized waterreactors in the Federal Republic of Germany have devel-oped a concept which is based on the complete failure ofthe secondary-side heat sink as a result of the failure of alloperating and safety-related injection systems of the steamgenerators. Priority is given to measures for a depressuriza-tion of the steam generators and injection into thedepressurized steam generators, e.g. using either thefeedwater tank as an accumulator, or mobile systems. As abackup measure, the opening of the pressurizer valves onthe primary side is considered. For this purpose, modifica-tions in the activation and, in the case of older plants,modifications of the valves and pipes are necessary in orderto cope with the water loads.

Die RSK stimmt dem Konzept zu. Sie bittet, über dieweiteren Entwicklungsschritte informiert zu werden.

The RSK agrees to the concept. It asks to be informed onthe further development steps.

Für die Anlage KMK hat der Betreiber aufgrund des vonKWU-Druckwasserreaktoranlagen abweichenden Zeit-verhaltens der Anlage KMK eine primärseitige Druckent-lastung nicht abschließend untersucht. Die RSK hat denBetreiber veranlaßt, Untersuchungen zur Angemessenheitund ggf. zu Möglichkeiten der primärseitigen Druckent-lastung vorzulegen.

In case of KMK, the licensee/operator has not yet com-pleted the investigation of a primary-side depressurizationbecause the time history of the KMK plant differs from thatof the KWU pressurized water reactor plants. The RSKasked the licensee to submit investigations of the adequacyof and possibilities for a primary-side depressurization.

9.3.2.2 Wasserstoffverteilung und Wasserstoff-verbrennung im Sicherheitsbehälter

.2.2 Hydrogen Distribution and Hydrogen Combus-tion Inside the Containment

− SWR − BWR

Mit einer gezielten Verringerung des Sauerstoffgehalts inder Atmosphäre des Sicherheitsbehälters können unzuläs-sige Belastungen des Sicherheitsbehälters durch dieWasserstoff-Sauerstoff-Rekombination bei hypothetischenEreignissen mit starker Wasserstoffproduktion ausge-schlossen werden. Dies ist insbesondere beiSiedewasserreaktoren der Baulinie 69 wegen des ver-gleichsweise geringen Sicherheitsbehältervolumens vonBedeutung. Es wurde ein Inertisierungskonzept entwickeltund bei einigen Anlagen bereits realisiert, das während desBetriebs eine ständige Inertisierung vorsieht und dennotwendigen Begehbarkeitserfordernissen des Sicherheits-behälters im Normalbetrieb Rechnung trägt.

By means of a selected reduction of the oxygen content inthe atmosphere of the containment, inadmissible stressesacting on the containment as a result of hydrogen/oxygenrecombination in hypothetical events with a great produc-tion of hydrogen can be excluded. Due to theircomparatively small volume, this is of particular importanceto the boiling water reactors of the construction series 69.An inertisation concept was developed and has already beenimplemented in a number of plants. This provides forcontinuous inertisation during operation and also takes therequirements into account regarding accessibility of thecontainment vessel for personnel during normal operation.

Die Sicherheitsbehälter von SWR der Baulinie 72 (KRBB/C) unterscheiden sich wesentlich von denen der SWRder Baulinie 69. Der Betreiber des KRB entwickelt derzeitein Inertisierungskonzept und ein Druckentlastungs-konzept, das den unterschiedlichen Gegebenheiten Rech-nung trägt.

The containments of the BWRs of the construction series 72(KRB B/C) differ considerably from those of the BWRs ofthe construction series 69. At present, the licensee/operatorof KRB is in the process of developing an inertisationconcept and a pressure suppression concept which will takeaccount of the different circumstances.

Die RSK-Beratungen werden nach Vorliegen entsprechen-der Unterlagen erfolgen.

The RSK discussion will follow as soon as the correspond-ing documents are available.

− DWR − PWR

Mit der Einbindung anlageninterner Notfallschutz-maßnahmen ist auch eine weitgehende Vorsorge zurVerhinderung von Kernschmelzunfällen und der damitverbundenen Wasserstoffbildung getroffen.

The inclusion of plant-internal accident management meas-ures also constitutes a far-reaching precaution for theprevention of core meltdown accidents and the relatedformation of hydrogen.


Unterstellt man als Hypothese, daß trotz der vorhandenenredundanten und diversitären Sicherheitseinrichtungen undmöglicher Notfallmaßnahmen der Reaktorkern längerfristigunzureichend gekühlt bleibt und im weiteren Unfallverlaufnicht im Reaktordruckbehälter gehalten werden kann, so istinnerhalb der ersten Stunden durch Wasserdampf/ Metall-Reaktionen und längerfristig durch die Schmelze/Beton-Wechselwirkung mit der Entstehung großer MengenWasserstoff zu rechnen. Je früher die Zündung undVerbrennung des Wasserstoffs erfolgt, um so geringer wirddie Belastung des Sicherheitsbehälters und seiner Einbau-ten.

If it is assumed as a hypothesis that in spite of the existingredundant and diverse safety features and possible (plant-internal) accident management measures the reactor corewill remain insufficiently cooled for a longer period of time,and cannot be retained inside the reactor pressure vessel inthe further course of the accident, the production of greatamounts of hydrogen has to be anticipated as a result ofsteam/metal reactions during the first few hours and themelt/concrete interaction over a longer time period. Theearlier the ignition and combustion of thehydrogen, the lower the stresses acting on the containmentand its internals.

Berücksichtigt man die Entstehungszeiten des Wasserstoffsund den Umstand, daß bei einem solchen UnfallszenarioZündquellen für Wasserstoff-Luft-Dampfgemische ver-schiedener Art vorliegen (z. B. heiße Flächen,elektrostatische Aufladung durch Gas/Partikelströmungen),kann von einer frühzeitigen, ungesteuerten Verbrennungdes Wasserstoffs im Sicherheitsbehälter zu einem unkriti-schen Zeitpunkt ausgegangen werden, die gemeinsam mitder inertisierenden Wirkung des Wasserdampfs die Sicher-heitsbehälterintegrität nicht gefährden würde.

If the production times of the hydrogen are considered andalso the fact that in such an accident scenario variousignition sources exist for the hydrogen/air/steam mixtures(e.g. hot surfaces, electrostatic charging by gas/particlestreams), an early uncontrolled combustion of the hydrogeninside the containment at an uncritical point in time may beassumed. Together with the inerting effect of the steam, thiscombustion would not jeopardize the physical integrity ofthe containment.

Darüber hinaus wurden auf Anregung der RSK umfangrei-che Untersuchungen und Entwicklungen zur frühzeitigenBeseitigung von Wasserstoff im Sicherheitsbehälter durchgesteuerte Zündung mit Hilfe autarker Zünder und kataly-tisch wirkender Folien durchgeführt. Die RSK bewertet dieErgebnisse der Entwicklungsarbeiten zur Zeit und wird ineinigen Monaten eine Empfehlung hierzu aussprechen.

In addition, comprehensive investigations and developmentsas suggested by the RSK were carried out for the earlyelimination of hydrogen inside the containment by means ofa controlled ignition with the aid of automatic igniters andcatalytically acting foils. At present, the RSK is evaluatingthe results of these development activities and will prepare arespective recommendation in a few months' time.

9.3.2.3 F&E-Programm zur hypothetischenSchmelze-Beton-Wechselwirkung

.2.3 R & D Program for the Investigation of theHypothetical Melt/Concrete Interaction

Unterstellt man als Hypothese (vgl. Abschnitt 9.3.2.2), daßtrotz der vorhandenen redundanten und diversitären Si-cherheitseinrichtungen und möglicher Notfallmaßnahmender Reaktorkern längerfristig unzureichend gekühlt bleibt,im weiteren Unfallverlauf nicht im Reaktordruckbehältergehalten werden kann und die Kernschmelze durch thermi-sche und chemische Wechselwirkungen mit Beton in dasFundament eindringt, so wird sie sich sowohl axial nachunten als auch radial im Beton ausbreiten.

If it is assumed as a hypothesis (cf. Sec. 9.3.2.2) that, inspite of the existing redundant and diverse safety featuresand in spite of possible accident management measures, thatthe reactor core will remain insufficiently cooled for alonger period of time, that it cannot be retained in thereactor pressure vessel in the subsequent course of theaccident, and that the molten core penetrates the founda-tions as a result of thermal and chemical interaction with theconcrete, it will spread both axially downward and in radialdirection inside the concrete.

Die RSK wird die Ergebnisse derzeit hierzu laufenderForschungs- und Entwicklungsprogramme zum besserenVerständnis der Phänomene zu einem späteren Zeitpunktbewerten.

To achieve a better understanding of these phenomena, theRSK will assess, at a later time, the results of respectiveresearch and development projects currently under way.

9.3.2.4 Probenahmesysteme für Unfallsituationen .2.4 Sampling System for Accident Situations

Die RSK hält es für notwendig, daß alle Kernkraftwerkeein entsprechendes System zur Probenahme aus der Si-cherheitsbehälteratmosphäre und zur Kühlmittel-probenahme nach Auslegungsstörfällen besitzen.

The RSK considers it necessary for all nuclear power plantsto have a corresponding system for drawing samples fromthe containment atmosphere and from the coolant followingdesign basis accidents.

Die RSK ist der Ansicht, daß auch die Bestimmung vonRadionuklidkonzentrationen in der Sicherheitsbehälter-atmosphäre und im Sumpf Rückschlüsse auf den Zustanddes Reaktorkerns nach einem auslegungsüberschreitendenEreignis zuläßt. Daher sollte geprüft werden, wie ein

The RSK is of the opinion that the determination of con-centrations of radionuclides in the containment atmosphereand in the sump will allow drawing conclusions with respectto the condition of the reactor core following an eventbeyond the design basis. It should therefore be examined


entsprechendes Meßsystem realisiert werden kann. how a corresponding measuring system can be imple-mented.

Bei der Konzipierung eines Probenahmesystems fürauslegungsüberschreitende Ereignisse muß nach Meinungder RSK darauf geachtet werden, aus welchen Raumberei-chen bzw. Sümpfen die Proben gezogen werden, um zuaussagefähigen Meßergebnissen zu gelangen. Die Betrei-ber erarbeiten zur Zeit ein Konzept, über das die RSK imeinzelnen beraten wird.

In the opinion of the RSK, the compartment areas and/orsumps from which the samples are drawn must be taken intoconsideration in conceiving a sampling system for eventsbeyond the design basis so that meaningfulmeasuring results are obtained. At present, the licen-sees/operators are preparing a concept which will bedeliberated on by the RSK.

9.3.2.5 Druckentlastung der Sicherheitsbehälter vonDruck- und Siedewasserreaktoren nachauslegungsüberschreitenden Ereignissen

9.3.2.5 Depressurization of the Containment of Pres-surized Water and Boiling Water ReactorsFollowing Events Beyond the Design Basis

Die RSK hat im Dezember 1986 die aus ihrer Sicht zustellenden Anforderungen an ein Druckentlastungssystemfür den Sicherheitsbehälter von DWR und im Juni 1987 fürdiejenigen von SWR bezüglich Auslegung und Einsatzwei-sen, zu berücksichtigenden Belastungen und Aufbauspezifiziert.

In December 1986, the RSK specified the requirementswhich, from her point of view, must be met by a depressuri-zation system for the containment of PWRs; this wasfollowed in June 1987 by those for BWRs regarding thedesign and modes of operation, the loads to be taken intoaccount, and the general layout.

Die Betreiber der Kernkraftwerke haben die Anregungender RSK aufgegriffen und großenteils bereits Vorschlägefür die Realisierung eines Druckentlastungssystems mitFilter vorgelegt. Die RSK hat auch über verschiedeneFiltersysteme beraten, die eine wirksame Rückhaltung vonAerosolen und Jod ermöglichen (vgl. Anhang 1).

The licensees/operators of the nuclear power plants haveresponded to the RSK suggestions and, in the majority ofcases, have already submitted suggestions for the imple-mentation of a filtered depressurization system. The RSKalso deliberated on various filter systems which permit aneffective retention of aerosols and iodine (cf. Appendix 1[of the recommendation - not contained herein]).

Die RSK stellt hinsichtlich der sicherheitstechnischenBedeutung eines Meßsystems zur Überwachung derEmission radioaktiver Stoffe während einem auslegungs-überschreitenden Ereignis fest, daß entsprechendeMeßwerte nicht zur Entscheidung über die Druckentlastungherangezogen werden sollen, da uneingeschränkte Prioritätder Sicherstellung der Integrität des Sicherheitsbehälterseingeräumt wird und somit der Zeitpunkt für das Öffnender entsprechenden Entlastungsventile durch den Druck-aufbau innerhalb des Sicherheitsbehälters bestimmt wird.Die ermittelten Emissionswerte sollen im wesentlichen zurDurchführung von Notfallschutzmaßnahmen und zur nach-träglichen Beweissicherung benutzt werden. Über Einzel-heiten der meßtechnischen Einrichtungen wird nochberaten und separat Stellung genommen.

The RSK makes clear that, with respect to the safety-relatedimportance of a measuring system for the monitoring of theemissions of radioactive substances during depressurizationof the containment following an event beyond the designbasis, that the corresponding measuring values should notbe used in the decision on the depressurization, sincetopmost priority is given to the assurance of the integrity ofthe containment vessel; thus, the time for opening thecorresponding relief valves is primarily determined by thepressure buildup inside the containment vessel. The deter-mined emission values should be used, essentially, for theimplementation of accident management measures and forthe subsequent evidential proof. Details of the measuringequipment are still being discussed, and a separate recom-mendation will be issued.

9.3.2.6 Verfolgung von Arbeiten zum anlageninternenNotfallschutz

9.3.2.6 Follow-up of Work Relating to Plant-internalAccident Management

Die RSK verfolgt die Ergebnisse der im Auftrag des BMUdurchgeführten Untersuchungen zu anlageninternen Not-fallschutzmaßnahmen, die Ergebnisse von Arbeiten zuRisikostudien zu DWR und SWR sowie weitere für denBereich des anlageninternen Notfallschutzes relevantenForschungsergebnisse und wird zu gegebener Zeit überSchlußfolgerungen hieraus beraten.

The RSK closely follows the results of the investigationscarried on behalf of the BMU on measures of plant-internalaccident management, the results of work on risk studies forPWRs and BWRs, as well as of further research activitiesrelevant to the area of plant-internal accident management;in due time, the RSK will deliberate on the conclusions tobe drawn.


4.6.39

Behandlung Auslegungsüber-schreitender Ereignisabläufe fürdie in der BundesrepublikDeutschland betriebenen Kernk-raftwerke mitDruckwasserreaktoren

Positionspapier der RSK zum anla-geninternen Notfallschutz imVerhältnis zum anlagenexternenKatastrophenschutz

4.6.39

Treatment of Events Beyond theDesign Basis in Nuclear PowerPlants with Pressurized Water Re-actors in Operation in the FederalRepublic of Germany

Positional Report of the RSK Re-garding the Relationship BetweenPlant-internal Accident Manage-ment and Plant-external DisasterControl

Inhalt Contents

1 Einführung

2 Anlageninterner Notfallschutz

2.1 Ziele und Charakteristiken der Maßnahmen

2.2 Notfallmaßnahmen zur Verhinderung schwererKernschäden

2.3 Notfallmaßnahmen zur Eindämmung radiologischerFolgen

2.4 Auswahl der Ereignisse für Maßnahmen des anla-geninternen Notfallschutzes

3 Bewertung ausgewählter Ereignisse für Maßnahmendes anlageninternen Notfallschutzes im Verhältniszum anlagenexternen Katastrophenschutz

1 Introduction

2 Plant-internal Accident Management

2.1 Goals and Characteristics of the Measures

2.2 Accident Management Measures for the Prevention ofSerious Core Degradation

2.3 Accident Management Measures for the Mitigation ofRadiological Consequences

2.4 Choosing the Events for Plant-internal AccidentManagement Measures

3 Evaluation of the Chosen Events for Plant-internalAccident Management Measures with Regard to Plant-external Disaster Control

1 Einführung 1 Introduction

Kernkraftwerke sind mit umfangreichen Sicherheits-einrichtungen ausgerüstet, die bereits auf der Ebene derStörfallbeherrschung einen zuverlässigen Schutz gegenKernschmelzen gewährleisten.

Nuclear power plants are equipped with extensive safetyequipment which, already at the level of controlling theincident, assure a reliable protection against core meltdown.

Der Einfluß von Sicherheitsreserven, die darüber hinausdurch konservative Annahmen bei der Auslegung vonKernreaktoren gegenüber Kernschmelzen vorhanden sind,wurde in Forschungsarbeiten zu postulierten, hypotheti-schen Unfallszenarien und in Risikostudien eingehenduntersucht. In Risikostudien wird allgemein postuliert, daßdie Betriebsmannschaft in den sich entwickelnden Störfall-und Unfallablauf nicht eingreift und der Reaktor sich selbstüberlassen bleibt. In den Störfallanalysen und Untersu-chungen zur „Deutschen Risikostudie Kernkraftwerke -Phase B“ ist in diesem Zusammenhang zweierlei deutlich

The effects of safety margins with respect to core meltdownadditionally available on account of conservative assump-tions in the design of nuclear power plants have beenintensively studied in research activities on postulatedhypothetical accident scenarios and in risk studies. Riskstudies generally postulate that the operating personnel doesnot intervene in the sequence of the incident or accident andthat the reactor is left to itself. Incident analyses and inves-tigations carried out for the "German Risk Study of NuclearPower Plants - Phase B" have clarified two things in thiscontext:


geworden:

• Betriebssysteme und Sicherheitseinrichtungen zurBeherrschung von Auslegungsstörfällen können auf-grund von Sicherheitsreserven, mit denen sie ausgelegtsind, in vielen Fällen einen zusätzlichen und zuverläs-sigen Schutz vor Kernschmelzen bieten, wenn sieentsprechend eingesetzt werden.

• Due to the safety margins in their design, operatingsystems and safety equipment used for the control of de-sign basis accidents will, in many cases, also present anadditional and reliable protection against core melt-down, provided they are properly deployed.

• Die Betriebsmannschaft kann wesentlich dazu beitra-gen, daß auch auslegungsüberschreitendeStörfallabläufe beendet werden, bevor sie in Kern-schmelzen hineinlaufen. Störfallanalysen undRisikostudien haben gezeigt, daß der Betriebsmann-schaft dazu genügend Zeit verbleibt.

• The operating personnel can contribute essentially toending the sequence of incidents beyond the design ba-sis before these would lead to a core meltdown. Incidentanalyses and risk studies have shown that enough timewill be available for these interactions by the operatingpersonnel.

Es war daher richtig, bei postulierten auslegungs-überschreitenden Ereignissen das Potential der von derSystemtechnik und ihrer Sicherheitsreserven in Kernkraft-werken zusätzlich gegebenen Möglichkeiten zur flexiblenNutzung durch das Betriebspersonal im Sinne einer weite-ren Erhöhung der Reaktorsicherheit auszuloten und dieseErkenntnisse systematisch in Maßnahmen des anlagenin-ternen Notfallschutzes umzusetzen. Dies führte zurEntwicklung des anlageninternen Notfallschutzes.

Therefore, it was appropriate to evaluate the potentials thatlie in the system technology and the associated safetymargins in nuclear power plants with regard to the addi-tional possibilities for their flexible deployment by theoperating personnel and the corresponding further increasein reactor safety, and to systematically convert these find-ings into concrete plant-internal accident managementmeasures. This led to the development of plant-internalaccident management.

2 Anlageninterner Notfallschutz 2 Plant-internal Accident Management

2.1 Ziele und Charakteristiken der Maßnahmen desanlageninternen Notfallschutzes

2.1 Goals and Characteristics of Plant-internalAccident Management Measures

Ziel der Maßnahmen zum anlageninternen Notfallschutz istdie Verhinderung schwerer Kernschäden sowie die Reduk-tion der Auswirkungen auch extrem unwahrscheinlicherauslegungsüberschreitender Ereignisse auf die Umgebungvon Kernkraftwerken in einem Maße, daß schwerwiegendeAuswirkungen auf die Anlage beschränkt bleiben.

The goals of plant-internal accident management measuresare to prevent serious degradation of the reactor core aswell as to reduce the effects of extremely improbable eventsbeyond the design basis on the environment of nuclearpower plants to such a degree that serious effects are limitedto the plant itself.

Mit der Einführung des anlageninternen Notfallschutzeswird das in hohem Maße bewährte, in die Tiefe gestaffelteKonzept der Reaktorsicherheit um eine weitere Stufeausgebaut.

With the introduction of plant-internal accident manage-ment, the reliable and proven in-depth level concept ofreactor safety has been expanded by one further level.

Jenseits der drei klassischen Sicherheitsebenen der Reak-torsicherheit wurden im postulierten auslegungs-überschreitenden Bereich unter Ausnutzung der Ausle-gungsreserven und Einsatz der systemtechnischenMöglichkeiten durch das Betriebspersonal zusätzlicheMaßnahmen einer neuen Qualität getroffen. Das Konzeptzur Beherrschung von Auslegungsstörfällen bleibt dabeivoll erhalten. Maßnahmen des anlageninternen Notfall-schutzes dienen nicht zum Ersatz für Maßnahmen imRahmen der Auslegung von Kernkraftwerken. Maßnahmendes anlageninternen Notfallschutzes sind aufgrund derzugrunde liegenden hypothetischen Unfallpostulate „Ulti-ma-ratio“-Maßnahmen. Ihr prioritäres Ziel ist der Schutzder Umgebung eines Kernkraftwerkes auch bei postuliertenextremen Umständen.

Beyond the three classical safety levels of reactor safety,additional measures of a new quality have been created inthe postulated realm beyond the design basis by utilizing ofdesign margins and by the deployment of all system tech-nological means by the operating personnel. Hereby, theconcept for the control and mitigation of design basisaccidents remains fully functional. The plant-internalaccident management measures do not serve as a replace-ment for the measures within the framework of nuclearpower plant design. Plant-internal accident managementmeasures do serve as "last-ditch" measures, already due tothe hypothetical accident postulates on which they arebased. Their primary goal is the protection of the environ-ment of a nuclear power plant even in case of thesepostulated extreme accidents.

Diesem Ziel müssen sich in solchen Situationen andereZiele, z.B. der Schutz von Komponenten, unterordnen.Dies kann auch zu einer Änderung der im Schutzkonzept

In these situations, this goal must have priority over othergoals such as protection of the components. This may alsolead to a change of priorities as specified in the protection


festgelegten Prioritäten führen. Auch die Frage, welcheHandlungsweisen des Betriebspersonals zulässig sind undvorrangig durchgeführt werden sollen, ist im Bereich deranlageninternen Notfallmaßnahmen im allgemeinen anderszu beantworten als im Bereich der Beherrschung vonAuslegungsstörfällen.

goal concept. Even the question of what tasks the operatingpersonnel may be allowed to performed an shall performwith top priority, generally, has to be answered differentlywith regard to plant-internal accident management measuresthan with regard to the control of design basis accidents.

Sicherheitseinrichtungen, betriebliche und externe Systememüssen unter Umständen auch außerhalb ihres normalenEinsatzbereiches eingesetzt werden. Eine Beeinträchtigungihrer normalen Funktion oder eine Beschädigung wirddabei in Kauf genommen, um die oben angesprochenenübergeordneten Schutzziele auch in extremen Situationenzu erfüllen. Ferner haben Notfallmaßnahmen Vorrang vorkonkurrierenden Aktionen des Reaktorschutzes und vorVerriegelungen. Eingriffe in den Reaktorschutz sind dahererlaubt, wenn Maßnahmen des anlageninternen Notfall-schutzes dieses erfordern.

Under these circumstance, the safety equipment, the oper-ating systems and external systems may have to be deployedoutside of their regular range of application. An impairmentof normal functioning or even damages might have to betolerated in order to achieve the superordinate protectiongoals mentioned above in these extreme situations. Fur-thermore, accident management measures must havepriority over any competing actions of the reactor protectionsystem and over any interlocks. Even manual interactionswith the reactor protection system must be permitted ifplant-internal accident management measures so require.

Mit zunehmender Entfernung vom Auslegungsbereichmüssen Schutzmaßnahmen im Interesse ihrer Einfachheitund Wirksamkeit in der Regel grobrastiger werden. Dazusind sie so zu gestalten, daß sie jeweils ein weites Spekt-rum von Ereignisabläufen abdecken. Dem wird dadurchRechnung getragen, daß sich die Notfallmaßnahmen nurnoch auf die Einhaltung der übergeordneten Schutzziele(Unterkritikalität, Kernkühlung, Begrenzung der Akivität-sabgabe) konzentrieren. Dabei erhalten flexibles Handeln,Kenntnis der einsetzbaren Mittel und physikalisch fun-diertes Verständnis übergeordneter Zusammenhänge einegrößere Bedeutung. Bei der Auslegung von Komponentenund Systemen, die zum anlageninternen Notfallschutzherangezogen werden, sind allgemein gültige ingenieur-wissenschaftliche Prinzipien zugrunde zu legen. EinenRückgriff auf die bei der Auslegung von Sicherheits-systemen angewendeten Regeln (z. B. KTA-Regeln) hältdie RSK nicht für zweckmäßig. Mögliche Notfallmaßnah-men sind sorgfältig vorzuplanen, in einem Notfallhandbuchfestzulegen und - soweit möglich - zu üben.

With increasing departure from the design range, theprotective measures, generally, must become coarse grainedwith respect to simplicity and effectivity. This means, thatthey must be designed to cover a wide spectrum of eventsequences. This is accounted for by the fact that accidentmanagement measures are directed only toward maintainingthe superordinate protection goals (subcriticality, reactorcore cooling, limitation of radioactivity release). Hereby,flexible actions, knowledge of the deployable means and aphysically well-founded understanding of the superordinateinterconnections are of higher importance. The design ofcomponents and systems employed in plant-internal acci-dent management shall be based on generally validscientific engineering principles. The RSK does not con-sider it expedient to apply the standards used in designingthe safety systems (e.g. KTA safety standards). Possibleaccident management measures shall be carefully planned,shall be specified in an emergency manual and shall bepracticed - as far as possible.

Beim anlageninternen Notfallschutz wird zwischen Maß-nahmen zur Verhinderung schwerer Kernschäden undMaßnahmen zur Eindämmung radiologischer Folgenaufgrund von schweren Kernschäden unterschieden.

Plant-internal accident management discerns betweenmeasures for the prevention of serious core degradation andthose for the limitation of radiological consequences due toserious core degradation.

2.2 Notfallmaßnahmen zur Verhinderung schwererKernschäden

2.2 Accident Management Measures for the Preven-tion of Serious Core Degradation

Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes zurVerhinderung schwerer Kernschäden werden eingesetzt,wenn beim unterstellten Ausfall von Sicherheitssystemenauslegungsüberschreitende Zustände eintreten, die Kühlfä-higkeit des Reaktorkerns jedoch nicht wesentlicheingeschränkt ist.

Plant-internal accident management measures for theprevention of serious core degradation are deployed when apostulated failure of the safety systems leads to conditionsbeyond the design basis where, however, no major limita-tions of core cooling have yet occurred.

Ziel anlageninterner Notfallmaßnahmen zur Verhinderungschwerer Kernschäden ist daher die Erhaltung oder Wie-derherstellung der Kühlung des Reaktorkerns selbst dann,wenn erste Kernschäden bereits eingetreten sind. Derartigeauslegungsüberschreitende Ereignisse können im Detailsehr unterschiedlich sein. Notfallmaßnahmen müssen daherschutzzielorientiert ein möglichst breites Spektrum vonUnfallszenarien abdecken. Zur Vorbereitung von Notfall-

The goal of plant-internal accident management measuresfor the prevention of serious core degradation is, therefore,to maintain or reestablish cooling of the reactor core evenwhen first damages to the core have already occurred. Thereare considerable variations in the details of these eventsbeyond the design basis. The accident management meas-ures in their protection goal orientation must, therefore,cover as broad a spectrum of accident scenarios as possible.


maßnahmen zur Verhinderung schwerer Kernschäden ist eserforderlich, das Verhalten der Anlage jenseits der Nenn-auslegung sowie die in der Anlage verfügbaren Reservenzu kennen.

The preparation of accident management measures for theprevention of serious core degradation requires profoundknowledge of the reactions of the plant beyond nominaldesign values as well as of the available reserves.

Grundsätzlich sind bis zum Eintreten schwerer Kernschä-den die auftretenden Phänomene im Reaktorkern und imPrimärkreis nicht wesentlich anders als im Auslegungsbe-reich. Für die Planung von Notfallmaßnahmen zurVerhinderung schwerer Kernschäden stehen daher die fürden Auslegungsbereich verwendeten Rechencodes undAnalyseverfahren zur Verfügung. Anforderungen anSicherheitsfunktionen, Systeme und Systemteile sind gutbeschreibbar.

Basically, the phenomena occurring in the reactor core untilthe moment of serious core degradation are not essentiallydifferent from those occurring within the range of designlimits. Therefore, the computer codes and analysis proce-dures used for the design range will also be applicable tothe planning of accident management measures for theprevention of serious core degradation.. The resultingrequirements for safety functions, systems and systemcomponents can well be described.

Im Unterschied zur Auslegung gegen Störfälle sind jedochnicht konservative, sondern wirklichkeitsnahe Simula-tionen erforderlich. Bei Zuständen mit zunehmendenKernschäden im Grenzbereich zu Maßnahmen mit demCharakter der Eindämmung radiologischer Folgen wird dieAussagekraft der verfügbaren Analysehilfsmittel zurSimulation des Unfallablaufs eingeschränkt.

In contrast to conservative simulations used for the designagainst incidents, here, simulations are required that areclose to reality. When conditions of increasing core degra-dation continue to develop into the boundary region nowcalling for measures to limit radiological consequences, theinformation from the available analytical tools for simulat-ing the accident sequence will become less and less valid.

2.3 Notfallmaßnahmen zur Eindämmung radiologis-cher Folgen

2.3 Accident Management Measures for the Mitiga-tion of Radiological Consequences

Ein Anlagenzustand, in dem Notfallmaßnahmen zurEindämmung radiologischer Folgen schwerer Kernschädenin Frage kommen, ist extrem unwahrscheinlich und würdenur erreicht, wenn zusätzlich zum Versagen der redundan-ten Sicherheitseinrichtungen auch noch das Mißlingen derMaßnahmen zur Verhinderung von Kernschäden unterstelltwird. In diesem Bereich wird postulierte, daß Kernschmel-zen mit Schäden an Komponenten der druckführendenUmschließung bereits eingetreten ist. Notfallmaßnahmenzur Eindämmung radiologischer Folgen konzentrieren sichbei diesen hypothetischen Unfallpostulaten auf das Schutz-ziel der Erhaltung der noch vorhandenen aktivitätsein-schließenden Barrieren und auf die Absicherung eineslangfristig kontrollierten Zustandes zum Schutz der Umge-bung. Beispiel hierfür sind Maßnahmen zur Vermeidungvon Kernschmelzen unter hohem Druck, zum frühzeitigenAbbau von Wasserstoff im Sicherheitsbehälter sowie zurVerhinderung des Überdruckversagens des Sicherheitsbe-hälters durch gefilterte Druckentlastung.

A plant condition where accident management measures forthe mitigation of radiological consequences would berequired is extremely improbable; it would only occur if, inaddition to the failure of the redundant safety equipment itwould also be assumed that the measures for preventing(serious) core degradation are unsuccessful. Hereby, it ispostulated that a core meltdown with damages to the com-ponents of the primary coolant system has already occurred.In this hypothetical accident scenario, the accident man-agement measures for the mitigation of radiologicalconsequences must be concentrated on the protection goalof maintaining whatever is still available of the radioactivityenclosing barriers and on securing a controlled conditionfor protecting the environment over a long period of time.Examples for this are measures for preventing core melt-down under high pressure, for an early reduction ofhydrogen in the containment as well as for preventing anoverpressure failure of the containment by a filtered depres-surization.

Die für Ereignisabläufe in diesem Bereich relevantenPhänomene werden um so komplexer, je weiter sich einEreignisablauf vom Bereich der Auslegungsstörfälle undvon dem Bereich, in dem Maßnahmen zur Verhinderungvon Kernschäden möglich sind, entfernt. Maßnahmen zurEindämmung radiologischer Folgen zielen auf einenBereich, in dem die technisch-wissenschaftlichen Kennt-nisse naturgemäß weniger durch Erfahrungen undExperimente abgesichert sind als bei Auslegungsstörfällenund im Bereich, in dem Maßnahmen zur Verhinderungschwerer Kernschäden möglich sind. Die Voraus-berechnung der genauen Ereignisabläufe ist wesentlicherschwert. Aufgrund der extrem niedrigen Eintrittshäufig-keit solch hypothetischer Unfallsituationen ist eineerheblich geringere Nachweistiefe für die Wirksamkeitvorhandener Systeme und Einrichtungen zur Schadensein-

The relevant phenomena for event sequences in this realmbecome the more complex, the farther an event sequencemoves away from the realm of design basis accidents andfrom the realm where measures for the prevention of seriouscore damage are possible. The goal of measures for miti-gating radiological consequences is a region wherescientific engineering knowledge is of course less assuredby experience and experiments than is the case for designbasis accidents and for the realm where measures for theprevention of serious core degradation are applicable. Theadvance analysis of the exact event sequences is quitedifficult. However, due to the extremely low probability ofoccurrence of such hypothetical accident situations, aconsiderably reduced level of proof is required to demon-strate the effectiveness of the available systems andequipment for limiting the consequences of damages than is


dämmung erforderlich als bei Auslegungsstörfällen. required in the case of design basis accidents.

2.4 Auswahl der Ereignisse für Maßnahmen desanlageninternen Notfallschutzes

2.4 Choosing the Events for Plant-internal AccidentManagement Measures

Auslegungsüberschreitende Ereignisse, die repräsentativsind für ein Spektrum von im Detail unterschiedlichenEreignissen, können mit Hilfe probabilistischer Sicher-heitsanalysen, Betriebserfahrungen, Ergebnissen derReaktorsicherheitsforschung und postulierten Schäden inder Anlage identifiziert und beschrieben werden. Fürsolche abdeckenden Ereignisse sind Maßnahmen desanlageninternen Notfallschutzes unter weitgehender Nut-zung vorhandener Einrichtungen und Systemevorzubereiten.

Events beyond the design basis that are representative of awhole spectrum of events differing in detail can be identi-fied and described with the aid of probabilistic safetyanalyses, of operating experiences, of results from reactorsafety research and of postulated damages in the plant. Theplant-internal accident management measures for theserepresentative events shall be prepared utilizing to a greatextent the available equipment and systems.

Die Vorkehrungen für den anlageninternen Notfallschutzdürfen weder den bestimmungsgemäßen Betrieb, noch dengestörten Betrieb, noch den auslegungsgemäßen Einsatzvon Sicherheitssystemen zur Beherrschung von Ausle-gungsstörfällen unzulässig beeinträchtigen.

The planned activities for the plant-internal accident man-agement measures may in no way impermissibly affectneither specified normal operation, nor abnormal operationnor the designated deployment of the safety systems for thecontrol and mitigation of the design basis accidents.

Die ausgewählten Notfallmaßnahmen sind auf ihre Wirk-samkeit, Durchführbarkeit und sicherheitstechnischeVerträglichkeit zu untersuchen. Darüber hinausgehendwird jedoch eine probabilistische Beurteilung der Zuver-lässigkeit von Notfallmaßnahmen von der RSK nicht alssinnvoll angesehen. Dies gilt insbesondere dann, wenn essich um einfache Maßnahmen handelt, für deren Vorbe-reitung und Durchführung ausreichend Zeit besteht.

The specified accident management measures shall beanalyzed for their effectiveness, for the feasibility of theirimplementation and for their compatibility with plant safety.Beyond this, the RSK does not consider it necessary for aprobabilistic assessment of the reliability of accident man-agement measures to be carried out. This applies inparticular to simple measures for whose preparation andexecution sufficient time would be available.

Die Geschlossenheit der Nachweise und die Nachweistiefekönnen sich an den Möglichkeiten der Analyse von Not-fallmaßnahmen orientierten.

The extent and depth of analytical proofs cab be oriented onthe (limited) possibilities for the analyses of accidentmanagement measures.

Es gibt jedoch auch Grenzen bei der Betrachtung undBerücksichtigung von Ereignisabläufen, die durch diepraktische Vernunft gesetzt werden. Nach Ansicht der RSKsind diese Grenzen dort zu ziehen, wo über den plausiblenNachweis der Wirksamkeit einer Maßnahme des anlagen-internen Notfallschutzes hinaus wiederum weitere Ausfällein diesem System unterstellt werden. Derartige Ereignis-abläufe können nach menschlichem Ermessenausgeschlossen werden.1)

On the other hand, practical reasoning already sets limits tothe extent of the analysis and consideration of event se-quences. In the opinion of the RSK, a line should be drawnwhere the plausible proof of the effectiveness of a plant-internal accident management measure is followed in turnby again other postulations of failures in that respectivesystem. These kinds of event sequences can, in all probabil-ity, be ruled out. 1)

Fußnote 1): Beispiele dafür wären weitere Postulatezum Nichtwirksamwerden von Notfallschutzmaßnah-men:

• zur Druckentlastung des Primärkreises, um Hoch-druckkernschmelzen zu vermeiden;

• zur Einspeisung von Wasser in den Reaktordruck-behäter, um sein Durchschmelzen zu verhindern;

• zur Verhinderung von Primärkühlmittelverlustenaußerhalb des Sicherheitsbehälters (V-Sequenz);

• zum Abbau von Wasserstoff und zur gefiltertenDruckentlastung des Sicherheitsbehälters, um sei-ne Integrität zu sichern.

Footnote 1): Examples for this would be additionalpostulations regarding the ineffectiveness of accidentmanagement measures:

• for the depressurization of the primary coolant cir-cuit to prevent high pressure core meltdown;

• for the injection of water into the reactor pressurevessel to prevent it from melting through;

• for the prevention of primary coolant losses outsideof the containment vessel (V sequence);

• for the reduction of hydrogen and a filtered depres-surization of the containment vessel to assure itsphysical integrity.


3 Bewertung ausgewählter Ereignisse fürMaßnahmen des anlageninternen Notfall-schutzes im Verhältnis zum anlagen-externen Katastrophenschutz

3 Assessment of Selected Events for Plant-internal Accident Management Measureswith Respect to Plant-external DisasterControl

In der Bundesrepublik Deutschland liegen „Rahmen-empfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umge-bung kerntechnischer Anlagen“ vom 1. Januar 1989(GMBl. 1989 S. 71) vor. Danach werden zur Abgrenzungvorbereitender Maßnahmen 3 Zonen unterschieden:

In the Federal Republic of Germany the "General Recom-mendations for the Disaster Control in the Vicinity ofNuclear Facilities" of January 1, 1989 (GMBl. 1989, page71) are applicable. With regard to the preparatory measures,these identify three zones:

• Zentralzone Z als geschlossenes Gebiet bis zu 2 kmum die Anlage;

• Central zone, Z, which is the entire region out to 2 kmaround the facility;

• Mittelzone M als Gebiet außerhalb von Z bis 10 kmum die Anlage;

• Intermediate zone, M, which is the region outside of Zout to 10 km around the facility;

• Außenzone A als Gebiet außerhalb von M bis 25 kmum die Anlage

• Outer zone, A, which is the region outside of M out to25 km around the facility.

Für Zonen Z und M müssen Evakuierungspläne vorhandensein. In der Zone A sollen Meß- und Probenahmeortefestgelegt und Alarmierungen vorbereitet werden.

Evacuation schedules have to be available for zones Z andM. Measurement and sampling locations should be speci-fied and alarm procedures prepared for zone A.

Parameterstudien zur Quantifizierung des Zusammenhangszwischen Quelltermen bei auslegungsüberschreitendenEreignissen in Druckwasserreaktoren und Evakuierungs-maßnahmen unter Berücksichtigung derzeit gültigerEingreifwerte zeigen, daß bei bodennahen Freisetzungenmit Freisetzungsanteilen von mehr als 1% des Kerninven-tars die Evakuierungsflächen ungefähr proportional zurfreigesetzten Menge sind. Bei kleineren Freisetzungen wirddie Evakuierungsfläche hauptsächlich von der 100%igenEdelgasfreisetzung bestimmt.

Under consideration of the currently valid interventionvalues, the parameter studies for quantifying the correlationbetween the source terms for events beyond the design basisin pressurized water reactors and the evacuation measuresshow that - in the case of ground-level releases with releasefractions larger than 1 % of the core inventory - the evacua-tion region is roughly proportional to the amount released.In the case of smaller release (fractions), the evacuationregion is essentially determined by the 100 % release ofnoble gases.

Die Untersuchungen zeigen, daß bodennahe Freisetzungenmit 100% Edelgasen und bis zu etwa 1 % sonstiger Radio-nuklide - vor allem Jod, Cäsium und Tellur - durch dieKatastrophenschutzpläne für die Evakuierung der Zonen Zund M abgedeckt werden.

Investigations show that the disaster control plans regardingthe evacuation of zones M and Z cover all ground-levelreleases with 100 % of the noble gases and up to about 1 %(of the) other radionuclides - mainly iodine, cesium andtellurium.

Die Untersuchungen zeigen ferner, daß mit Hilfe derMaßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes eineEvakuierung über die Mittelzone M hinaus mit an Sicher-heit grenzender Wahrscheinlichkeit vermieden werdenkann, wobei dann schwerwiegende Auswirkungen ausle-gungsüberschreitender Ereignisse in Kernkraftwerken imwesentlichen auf die Anlage beschränkt bleiben. Dies giltinsbesondere für postulierte Kernschmelzszenarien imNiederdruckpfad, die gemäß Deutsche Risikostudie - PhaseB durch Freisetzungsanteile von bis zu 100 % Edelgaseund bis zu 1 % Aerosole charakterisiert sind.

Furthermore, investigations show that with the help ofplant-internal accident management measures an evacuationbeyond the intermediate zone, M, can be prevented withnear-certain probability; the serious effects of events be-yond the design basis in nuclear power plants would, then,essentially be limited to the plant itself. This applies, inparticular, to the postulated core melt-down scenarios in thelow pressure path which, according to the "German RiskStudy - Phase B", are characterized by release fractions ofup to 100 % noble gases and up to 1 % aerosols.

Die RSK hat sich überzeugt, daß die Eintrittshäufigkeit vonauslegunsüberschreitenden Ereignisabläufen mit Freiset-zung von mehr als 1 % bei Jod, Cäsium und Tellur durchdie Einführung der anlageninternen Notfallschutz-maßnahmen so weit reduziert wurde, daß diese ausle-gungsüberschreitenden Ereignisse nach menschlichemErmessen ausgeschlossen werden können und deshalbkeine erweiterten Planungen des Katastrophenschutzes inBetracht gezogen werden müssen. Somit können die durch

The RSK is convinced that the introduction of plant-internalaccident measures has reduced the probability of occurrencefor event sequences beyond the design basis with a releaseof more than 1 % of the iodine, cesium and tellurium tosuch an extent that these events beyond the design basis canin all probability be ruled out; therefore, no additional plansregarding disaster control need to be taken into considera-tion. Thus, the requirements regarding disaster control asspecified in the "General Recommendations .." of January


die Rahmenempfehlungen vom 1. Januar 1989 vorgegebe-nen Anforderungen für den Katastrophenschutz beiauslegungsüberschreitenden Ereignissen bis hin zumKernschmelzen erfüllt werden.

1, 1989, can be met for events beyond the design basis up toand including core melt-down.

4.7.3

Maßnahmen zur Risikominderungbei Freisetzung von Wasserstoff inden Sicherheitsbehälter nachauslegungsüberschreitenden Er-eignissen

4.7.3

Measures to Reduce the Risk Asso-ciated with a Hydrogen Release inthe Containment after Events GoingBeyond the Design Basis Accident

1. Einleitung 1. Introduction

Unabhängig von allen im Rahmen des gestaffelten Sicher-heitskonzepts getroffenen Schutzmaßnahmen zurVerhinderung schwerer Schäden am Reaktorkern befaßtesich die RSK seit ihrer 247. Sitzung am 18. Oktober 1989mehrfach mit der Frage zusätzlicher Schutzmaßnahmen fürden Sicherheitsbehälter von Kernkraftwerken bei extremseltenen auslegunsüberschreitenden Ereignissen. Der RSK-Ausschuß LEICHTWASSERREAKTOREN setzte imHinblick auf die Wasserstoff-Problematik die Ad-hocArbeitsgruppe WASSERSTOFF ein, die in der Zeit vom29. Februar 1990 bis zum 15. Juni 1993 im Verlauf vonneun Sitzungen die Grundlagen für diese RSK-Empfehlungerarbeitete. Mehrmals in dieser Zeit diskutierten die RSKund der Ausschuß LEICHTWASSERREAKTOREN -dieser zuletzt in seiner 120. Sitzung am 2. März 1994 -über von der Arbeitsgruppe vorgelegte Zwischenergebnis-se. Abschließend führte die RSK zu diesem Themagemeinsam mit Experten aus USA, Frankreich und Japanam 17. Januar 1994 eine Klausurtagung durch. Dabeistanden Einzelheiten der in diesen Ländern verfolgtenNotfallmaßnahmen zur weiteren Risikominderung beiFreisetzung von Wasserstoff in den Sicherheitsbehälter imVerlauf auslegungsüberschreitender Ereignisse sowie Zieleund bisherige Ergebnisse der Sicherheitsforschung aufdiesem Gebiet im Mittelpunkt.

Independent of all the protective measures taken within thedefense-in-depth concept to prevent severe reactor coredegradation the Reactor Safety Commission (RSK), sinceits 247th session on October 18, 1989, has repeatedly dealtwith additional measures protecting the containment ofnuclear power plants in the extremely seldom events goingbeyond the design basis. The RSK Committee on LIGHTWATER REACTORS established an ad hoc WorkingGroup on HYDROGEN which, in the course of nine meet-ings in the period between February 29, 1990 and June 15,1993, drafted the base of this RSK Recommendation.During that period, the RSK and the LIGHT WATERREACTORS Committee - the latter most recently at its120th meeting on March 2, 1994 - repeatedly discussed theinterim results presented by the Working Group. In conclu-sion, the RSK organized an international meeting on thissubject, getting together with experts from the United Statesof America, France, and Japan on January 17, 1994. Dis-cussions focused on details of the (plant-internal) accidentmanagement measures taken in those countries regardingfurther risk reduction in the case of hydrogen release intothe containment vessel during events going beyond thedesign basis, and on the objectives and results from currentsafety research in this field.

2. Ausgangssituation und Problemstel-lung

2. Initial Situation and Problem Area

Wird trotz aller vorgesehenen Sicherheitsmaßnahmen beieinem auslegunsüberschreitenden Ereignis der Reaktorkernunzureichend gekühlt, kommt es zu einer Schädigung desReaktorkerns bei gleichzeitiger Bildung von Wasserstoffdurch die Reaktion von Zirkonium mit Wasserdampf.

If, in an event going beyond the design basis, the reactorcore is inadequately cooled despite all safety provisions, thereactor core will be degraded and, at the same time, hydro-gen will be generated from the reaction between zirconiumand steam.


Bei diesen Betrachtungen wird von einem Ausfall sämtli-cher redundant und diversitär vorhandener Betriebs- undSicherheitskühlsysteme, einschließlich der Notkühlsyste-me, ausgegangen und unterstellt, daß darüber hinaus auchdie dann zusätzlich noch möglichen anlageninternenNotfallschutzmaßnahmen zur Wiederherstellung derKernkühlung nicht wirksam sind. Aufgrund der vorgesehe-nen gestaffelten Sicherheitsmaßnahmen undanlageninternen Notfallschutzmaßnahmen zur Verhinder-ung gravierender Kernschäden sind solche Unfallszenarienextrem unwahrscheinlich.

Zur Wasserstoffentstehung werden zwei Fälle unterschie-den:

These assessments are based on the assumption of a failureof all redundant and diverse operation and safety coolingsystems, including the emergency cooling systems, and,furthermore, on the assumption that the additional plant-internal accident management measures which may still betaken to restore core cooling are ineffective. Because of theplanned defense-in-depth strategy and the plant-internalaccident management measures taken to prevent major coredegradation, such accident scenarios are extremely unlikely.

Two cases of hydrogen generation are distinguished:

a) Die Kernschädigung kann erst durch eine spät erfol-gende Wiederherstellung der Kühlung gestoppt werden.Dabei würde es zu einer verstärkten Wasserstoffbildungdurch den Kontakt von Wasser und Wasserdampf mithochaufgeheizten Strukturen im Kernbereich kommen,wobei Wasserdampf und der entstehende Wasserstoffin den Sicherheitsbehälter freigesetzt werden. Dann ist -im Sinne einer oberen Abschätzung - zu unterstellen,daß das gesamte Zirkonium-Inventar im Reaktorkernoxidiert und der gebildete Wasserstoff in den Sicher-heitsbehälter freigesetzt wird.

Für eine Anlage z.B. vom Typ Biblis B wären dies etwa1350 kg Wasserstoff.

a) Core degradation can be halted by restoring the coolingcapability only at a late stage. This would cause an in-creased hydrogen generation as a result of the contact ofwater and steam with extremely hot structures in thecore region releasing steam and the hydrogen generatedinto the containment vessel. As an upper-bound esti-mate, it must be assumed that the entire zirconiuminventory in the reactor core will be oxidized, and thehydrogen generated will be released into the contain-ment vessel.

For a plant, e.g., of the Biblis type some 1350 kg of hy-drogen would be generated.

b) Kann die Kühlung des beschädigten Kerns nicht wie-derhergestellt werden, so würde derReaktordruckbehälter durchschmelzen. Bei der an-schließenden Schmelze-Beton-Wechselwirkung wirddas in diesem Fall innerhalb des Reaktordruckbehältersnoch nicht oxidierte Zirkonium außerhalb des Reaktor-druckbehälters oxidiert. Zusätzlicher Wasserstoffentsteht durch die Wechselwirkung der Schmelze mitdem Beton.

Für eine Anlage des oben genannten Typs wären dasweitere etwa 650 kg Wasserstoff.

Längerfristig entsteht kontinuierlich und geringfügigWasserstoff aus der Radiolyse von Sumpfwasser.

b) If cooling of the degraded core cannot be restored thereactor pressure vessel would melt through. In the sub-sequent corium/concrete interaction, the zirconium notyet oxidized within the reactor pressure vessel would beoxidized outside the reactor pressure vessel. Hydrogenis additionally generated by the interaction of the coriumwith the concrete.

For a plant of the type referred to above, this would beapproximately an additional 650 kg of hydrogen.

In the long run, hydrogen is generated continuously andin small amounts in the radiolysis of sump water.

Durch die Wasserstoffbildung können im Sicherheitsbe-hälter zündfähige Gemische entstehen. Ihre in Bezug aufdie Freisetzung von Wasserstoff späte Zündung kann zuunkontrollierten, turbulenzbeschleunigten Verbrennungs-vorgängen führen, die durch hoheVerbrennungsgeschwindigkeiten und entsprechendeDrucklasten gekennzeichnet sind. Im Verlauf von sichselbst überlassenen beschleunigten Verbrennungsprozessenkönnten, im wesentlichen abhängig vom thermodynami-schen Zustand und von der Zusammensetzung desFrischgasgemisches und von der Struktur und der Geomet-rie des Reaktionsraumes, verschiedeneReaktionsmechanismen auftreten: Langsame und schnelleDeflagrationen, detonationsähnliche Vorgänge währenddes Übergangs von der Deflagration zur Detonation sowieDetonationen. Dadurch könnte die Integrität des Sicher-

Hydrogen generation may lead to ignitable mixtures insidethe containment vessel. A late ignition of these mixture withrespect to the release of hydrogen may lead to uncontrolledcombustion processes accelerated by turbulence phenom-ena; these are characterized by high combustion rates andcorrespondingly high pressure loads. In the course ofaccelerated combustion processes that are left to themselvesvarious reaction mechanisms could be initiated that aremainly on the thermodynamic state, on the composition ofthe fresh gas mixture and on the structure and geometry ofthe reaction compartment: slow and fast deflagrations,detonation-like processes in the transition from deflagrationto detonation, and detonations. This could endanger theintegrity of the containment vessel and, hence, of thedecisive retention barrier protecting against a massiverelease of radioactive fission products into the environment.


heitsbehälters und damit die entscheidende Rückhaltebar-riere gegen eine massive Freisetzung von radioaktivenSpaltprodukten in die Umgebung gefährdet werden.Maßnahmen zum Abbau von Wasserstoff im Sicherheits-behälter kommt daher wesentliche Bedeutung zu.

Consequently, considerable importance attaches to meas-ures of hydrogen reduction in the containment vessel.

Bei der Betrachtung der Möglichkeiten zum Abbau vonWasserstoff ist zu beachten, daß Wasserdampf inhibierendauf den Verbrennungsablauf in Wasserstoff-Luft-Gemi-schen und letztlich inertisierend wirkt. Aufgrund derinertisierenden Wirkung von Wasserdampf können ineinzelnen Bereichen des Sicherheitsbehälters frühzeitigeVerbrennungsvorgänge und der damit verbundene Abbauvon Wasserstoff lokal erschwert bzw. verhindert werden.Dadurch besteht die Möglichkeit einer Aufkonzentrationvon Wasserstoff in einzelnen Bereichen des Sicherheitsbe-hälters und - nach erfolgter Dampfkondensation - einerspäten Verbrennung bei hohen Wasserstoffkonzentra-tionen. Dies wäre mit höheren Verbrennungsgeschwin-digkeiten und entsprechend höheren Drücken und Tempe-raturen verbunden.

Any assessment of the possibilities for the reduction ofhydrogen must take into consideration that steam inhibitsthe combustion process in hydrogen-air mixtures and,ultimately, has an inerting effect. The inerting effect ofsteam may retard or even prevent early combustion proc-esses and the associated reduction of hydrogen in someareas of the containment. The possibility exists that this, inturn, leads to an increased hydrogen concentration in certainareas of the containment and - following the condensationof the steam - a later burning at high hydrogen concentra-tions. This process would be associated with highercombustion rates and correspondingly higher pressures andtemperatures.

Für die mit der Freisetzung von Wasserstoff verbundenenUnfallszenarien sind daher Gegenmaßnahmen vorzusehen,die sicherstellen, daß mit dem Abbau des freigesetztenWasserstoffs frühzeitig begonnen wird, sobald räumlichund zeitlich ein Schwellenwert für die Wasserstoffkonzent-ration bzw. gemischbedingte Zündgrenzen imSicherheitsbehälter erreicht werden. Grundsätzlich könntenauch durch eine nach Störfallbeginn erfolgende Nachinerti-sierung oder Nachverdünnung der Atomsphäre desSicherheitsbehälters gefährlich schnelle Wasserstoff-Verbrennungsvorgänge unterbunden werden.

For this reason, accident scenarios associated with therelease of hydrogen require countermeasures to be takenwhich ensure that the reduction of the generated hydrogenis started at an early point in time, namely, as soon as froma standpoint of space and time a threshold value is reachedfor the hydrogen concentration or for the ignition limits inthe containment vessel. In principle, it would even bepossible to suppress dangerously fast hydrogen combustionprocesses by inerting or diluting the containment atmos-phere after the onset of the accident.

3. Mögliche Notfallmaßnahmen 3. Possible Accident Management Meas-ures

Zur Verhinderung von Wasserstoff-Luft-Wasserdampf-Gemischen, deren Verbrennung zu einer Gefährdung derIntegrität des Sicherheitsbehälters führen kann, gibt esfolgende Möglichkeiten:

The following possibilities exist that would prevent theformation of hydrogen-air-steam mixtures the combustionof which could jeopardize the integrity of the containmentvessel:

• Katalytische Rekombinatoren

• Gezielte frühzeitige Verbrennung mit kurzen Flam-menweglängen

• Permanente Inertisierung

• Nachinertisierung

• Nachverdünnung

• Kombination der katalytischen Rekombination und dergezielten frühzeitigen Verbrennung („Dual-Konzept“)

• Kombination der Nachverdünnung und der katalyti-schen Rekombination

• Kombination der Nachinertisierung mit der Entlüftungdes Sicherheitsbehälters.

• Catalytic recombiners,

• Deliberate early combustion with short flame pathlengths,

• Permanent inerting,

• Post-accident inerting,

• Post-accident dilution,

• Combination of catalytic recombination and deliberateearly combustion ("dual concept"),

• Combination of post-accident dilution and catalyticrecombination,

• Combination of post-accident inerting and venting of thecontainment vessel.

Wegen betrieblicher Nachteile wird die permanente Inerti- Permanent inerting is not further considered in German


sierung in deutschen Kernkraftwerken mit Druckwasserre-aktor nicht weiter betrachtet.

nuclear power plants with pressurized water reactors be-cause of associated drawbacks in plant operation.

Ebenfalls ausgeschlossen wird die Entlüftung des Sicher-heitsbehälters in Kombination mit einerInertgaseinspeisung während des Ablaufs auslegungsüber-schreitender Ereignisse, weil für die Vorbereitung,Einleitung und Durchführung einer solchen MaßnahmeeindeutigeEntscheidungskritierien und Handlungsanweisungen nichtfestgelegt werden können.

Also excluded is the containment venting in combinationwith inert gas feeding in the course of events going beyondthe design basis because it is impossible to specify cleardecision-making criteria and instructions concerning thepreparation, initiation and execution of these measures.

Durch eine Verdünnung oder eine vollständige Nachinerti-sierung der Atomsphäre des Sicherheitsbehälters mit nichtkondensierbaren Gasen können grundsätzlich während undnach einem auslegungsüberschreitenden Ereignis, das zueiner teilweisen Kernzerstörung bis hin zum Kernschmel-zen führt, die Folgen einer unkontrolliertenWasserstoffverbrennung gemildert oder ausgeschlossenwerden. Auch dadurch könnte eine Gefährdung der Integ-rität des Sicherheitsbehälters vermieden werden.

In principle, by dilution or complete post-accident inertingof the containment atmosphere with noncondensable gases,it would be possible to mitigate or even prevent the conse-quential effects of an uncontrolled hydrogen combustionduring and after an event going beyond the design basiscausing partial core degradation up to a core melt. Also, inthis way, hazards to the integrity of the containment vesselcould be avoided.

Auf der Grundlage von Untersuchungen der GRS sowieunter Berücksichtigung der Beratungsergebnisse stellt dieRSK fest, daß die Nachinertisierung bzw. Nachverdünnungder Atmosphäre des Sicherheitsbehälters zwar technischdurchführbar ist, jedoch gegenüber anderen Maßnahmeneine Reihe sicherheitstechnischer Nachteile hat:

On the basis of studies conducted by GRS, and in the lightof the results of her own deliberations, the RSK states thatpost-accident inerting or post-accident dilution of thecontainment atmosphere is technically feasible but, com-pared to other measures, has a number of safety relevantdrawbacks:

• Vorbereitung, Einleitung und rechtzeitige Durchführ-ung einer Nachinertisierung sind vom spezifischenStörfall- und Unfallablauf abhängig. Eindeutige Krite-rien und Handlungsanweisungen für dieBetriebsmannschaft sind für solche Maßnahmenschwierig festzulegen. Hierbei käme der Bewertung derSituation durch den Krisenstab eine besondere Bedeu-tung zu.

• The preparation, initiation and timely execution of post-accident inerting depend on the specific sequence of theincident or accident. Clear criteria and instructions forthe plant operating staff are difficult to specify for suchmeasures. In that case, special importance would attachto the evaluation of the situation by the emergency re-sponse staff.

• Der Druckentlastungsgrenzwert des Sicherheits-behälters wird durch Nachinertisierung frühzeitiger er-reicht.

• The limit value for venting the containment vessel isreached earlier as a result of post-accident inerting.

• Eine Nachinertisierung kann Wasserstoffverbrennungennur bei entsprechender Verteilung des inertisierendenGases im Sicherheitsbehälter erfolgreich verhindern.Dies ist z. Z. noch nicht nachgewiesen.

• Post-accident inertisation can successfully preventhydrogen combustion only if the inerting gas is properlydistributed in the containment. This has not yet beenproved.

• Radiolyse im Sumpfwasser würde langfristig beisolchen Unfallszenarien weitere Maßnahmen erfordern.

• In accident scenarios of this type, the radiolysis in thewater sump would require further measures to be takenas time proceeds.

Katalytische Rekombinatoren ermöglichen den Abbau vonin den Sicherheitsbehälter freigesetztem Wasserstoffbereits vor dem Erreichen von Gemisch-Zündgrenzen.Derartige katalytische Rekombinatoren können auch unterdampfiniertisierten Zuständen arbeiten und Wasserstoffabbauen, sofern Sauerstoff verfügbar ist.

Catalytic recombiners allow the reduction of hydrogenreleased into the containment already before the ignitionlimits of the mixture are reached. Such catalytic recom-biners can also function under conditions of steaminertisation, and can remove hydrogen, as long as there isoxygen available.

Die von Siemens, NIS, Battelle und der KFA durchge-führten Versuche zur Wirksamkeit von katalytischenRekombinatoren ergaben im wesentlichen folgende Ergeb-nisse:

The experiments conducted by Siemens, NIS, Battelle, andKFA to determine the effectiveness of catalytic recombinersproduced, essentially, the following results:

• Katalytische Rekombinatoren zeigen ein ausge- • Catalytic recombiners exhibit excellent hydrogen


zeichnetes Wasserstoff-Abbauverhalten. Der Schwel-lenwert für den Beginn der Rekombination hängt vonder konstruktiven Gestaltung des Rekombinators abund liegt im Bereich von 1 bis 2 Vol.-% Wasserstoff.Nach dem Anlaufen der Reaktion wird der Rekombi-nator erst bei einer Wasserstoffrestkonzentration von< 0,5 Vol.-% unwirksam.

reduction characteristics. The threshold for the onset ofrecombination depends on the design of the recombinerand lies in the order of 1 to 2 vol.-% of hydrogen. Oncethe reaction has started, the recombiner becomes inef-fective only at a residual hydrogen concentration of< 0.5 vol.-%.

• Die Wasserstoff-Abbaurate in katalytischen Rekom-binatoren ist konzentrations- und temperaturabhängig.

• The rate of hydrogen reduction in catalytic recombinersis a function of concentration and temperature.

• Der Wirkungsgrad der verwendeten katalytischenRekombinatoren ist so hoch, daß der in den Rekombi-nator eintretende Wasserstoff nahezu vollständigrekombiniert wird.

• The efficiency of the catalytic recombiners used is sohigh that the hydrogen entering the recombiner is re-combined almost completely.

• Die Rekombinationsrate katalytischer Rekombinatorenist zwar begrenzt und kann bei kurzzeitig auftretendenhohen Freisetzungsraten den Wasserstoff nicht so raschabbauen, daß lokal brennbare Gasgemische verhindertwerden, jedoch wirkt die katalytische Rekombinationkontinuierlich und langzeitig in Abhängigkeit von derlokalen Verfügbarkeit von Wasserstoff und Sauerstoff.

• Admittedly. the recombination rate of catalytic recom-biners is limited and may not be able, during brief spellsof high release rates, to reduce the hydrogen quicklyenough to prevent burnable gas mixtures from forminglocally. On the other hand, catalytic recombination iscontinuously effective and for a long time depending onthe local availability of hydrogen and oxygen.

• Mit katalytischen Rekombinatoren ist ein effektiverAbbau von Wasserstoff auch in dampfinertisierter At-mosphäre möglich.

• With catalytic recombiners it is possible to effectivelyremove hydrogen also in an atmosphere inerted bysteam.

• Die Katalysatoren unterstützen bei geeigneter Positio-nierung die Durchmischung der Atmosphäre desSicherheitsbehälters.

• When properly positioned, the catalysts enhance mixingof the containment vessel atmosphere.

• Rekombinatoren sind auch beim langfristigen Abbauvon Wasserstoff aus der Radiolyse des Sumpfwasserseffizient.

• Recombiners are also effective in the long-term reduc-tion of hydrogen produced from sump water radiolysis.

Zur Wirkung von Katalysatorgiften und Aerosol-ablagerungen auf Katalysatoroberflächen sowie zu Selbst-reinigungseffekten wurden Versuche und Untersuchungen(KFA, GRS, Siemens, NIS) durchgeführt, die eine Eignungkatalytischer Rekombinatoren zur weiteren Risikominde-rung gezeigt haben.

Experiments and studies were conducted (KFA, GRS,Siemens, NIS) regarding the effects of catalyst poisons andaerosol depositions on catalyst surfaces as well as regardingself-cleaning effects. They demonstrated the suitability ofcatalytic recombiners for further risk reduction.

Nach dem Stand der Technik (Spezifikationen der Her-steller Siemens und NIS) sind in einem Rekombinator,abhängig von der Wasserstoffkonzentration und von dertechnischen Ausführung, Reaktionsraten von 5 bis 15 kgWasserstoff pro Stunde möglich. Das bedeutet, daß 40Rekombinatoren 200 bis 600 kg Wasserstoff pro Stundeabbauen können.

At the present state of the art (according to specifications bythe manufacturers Siemens and NIS), a recombiner iscapable of reaction rates between 5 and 15 kg of hydrogenper hour, depending on the hydrogen concentration and thetechnical design. This means that 40 recombiners canremove 200 to 600 kg of hydrogen per hour.

Obwohl gemäß diesen Spezifikationen katalytische Re-kombinatoren sowohl sehr frühzeitig vor Erreichen derZündgrenzen als auch in dampfinertisierter Atmosphärearbeiten und die maximal mögliche Wasserstoffmenge inwenigen Stunden abbauen können, ist nach dem heutigenStand der Technik nicht davon auszugehen, daß katalyti-sche Rekombinatoren in realistischer Anzahl allein in derLage sind, bei kurzzeitig massiver Wasserstofffreisetzungdie Bildung zündfähiger Gemisch zu verhindern.

Although catalytic recombiners meeting these specificationswork both in a very early phase, before the flammable limitsare reached, and in an atmosphere inerted by steam, and canremove the maximum possible amount of hydrogen in onlya few hours, current state of the art does not allow to as-sume that a realistic number of catalytic recombiners willalone be able to prevent flammable mixtures from formingin a sudden massive hydrogen release.

Eine weitere Möglichkeit, bei hoher Wasserstoff-Freisetzungsrate die Bildung gefährlicher Gasgemische zuverhindern, besteht in der gezielten frühzeitigen Verbren-nung des Wasserstoffs mit kurzen Flammenweglängen

Another possibility for preventing dangerous gas mixturesfrom building up as a result of high hydrogen release ratesis the deliberate early combustion of hydrogen with shortflame lengths, immediately after the flammability limits of


unmittelbar nach Erreichen der jeweils herrschendenGemisch-Zündgrenzen mit Hilfe von speziell entwickeltenKatalysator- und Funkenzündern.

the respective mixture have been reached, by means ofspecially developed catalytic and spark igniters.

Je näher an der jeweiligen Gemisch-Zündgrenze einesolche gezielte Wasserstoffverbrennung erfolgt, um sogeringer sind die damit verbundenen Verbrennungs-geschwindigkeiten. Ferner können die möglichen Flam-menweglängen und damit mögliche Flammen-beschleunigungen durch geeignete Positionierung derZünder begrenzt werden.

The closer to the flammability limit of the respective mix-ture this deliberate hydrogen combustion is carried out, thelower are the associated combustion rates. In addition, thepossible flame path lengths and, thus, possible flame accel-erations can be limited by proper positioning of theigniters.

Damit könnte die gezielte frühzeitige Verbrennung einesinnvolle Ergänzung der katalytischen Rekombinationdarstellen, die auch bei massiver Wasserstoffreisetzung mitsteilen Konzentrationsanstiegen wirksam werden könnte.Die Kombination beider Maßnahmen führt zum „DualenWasserstoff-Abbaukonzept“. Hierzu durchgeführte Versu-che am Battelle-Modellcontainment und im HDR habenu.a. Erkenntnisse über die Wirksamkeit, die geeignetePositionierung von Zündern und die dadurch gezieltausgelösten Wasserstoff-Verbrennungsvorgänge in Abhän-gigkeit von Zündort, Zündenergie, Gemisch-zusammensetzung, Abstand zwischen Zündorten, Tempera-turschichtung sowie Ein- und Mehrraumgeometrie ge-bracht.

In this way, deliberate early combustion which could beeffective even during massive hydrogen release with steepconcentration rises could be a meaningful supplement tocatalytic recombination. The combination of these twomeasures leads to the "dual hydrogen removal concept."Experiments conducted in the model containment vessel atBattelle and in the HDR produced findings, among others,on effectiveness, correct positioning of igniters, and thehydrogen combustion processes deliberately initiated in thisway as a function of the ignitor location, ignition energy,composition of the mixture, distance between ignitorlocations, temperature stratification, as well as single-compartment and multi-compartment geometries.

Begleitende, weltweit durchgeführte grundlagenorientierteForschungsarbeiten in Verbrennungsrohren und Großraum-geometrien haben wichtige Erkenntnisse zur Flammenbe-schleunigung von Wasserstoff-Luft-Wasserdampf-Gemische durch Turbulenzpromotoren, zum Deflagrations-Detonationsübergang und zu den damit verbundenenDruckverhältnissen geliefert. Weitere grundlegende Ar-beiten zu den Mechanismen der Entstehung undAusbreitung sowie zu Löschungsmechanismen von Deto-nationen haben das Wissen um solche Vorgänge erheblicherweitert. Die auch im internationalen Rahmen in großenUmfang durchgeführten einschlägigen Labor- und Groß-raumversuchsprogramme zur Sicherheit bei Vorhandenseinvon Wasserstoff wurden ausgewertet und berücksichtigt.Dadurch liegt zur Wasserstoffverbrennung ein breites unddetailliertes Wissen vor.

Related fundamental research conducted worldwide incombustion tubes and large-compartment geometries hasfurnished important findings on flame acceleration ofhydrogen-air-steam mixtures by turbulence enhancers, onthe transition from deflagration to detonation and on theassociated pressure conditions. Other basic studies of themechanisms of onset and spreading as well as the extinctionmechanisms of detonations have greatly added to theknowledge about such events. The internationally con-ducted extensive laboratory-scale and large-scaleexperiments on safety in the presence of hydrogen havebeen evaluated and taken into account. Thus, broad-basedand detailed knowledge exists on hydrogen combustion.

Dennoch sind bezüglich der Wasserstoffverteilung, derEinflüsse von Temperatur, Druck und Raumkonfigurationauf die Wasserstoff-Verbrennungsprozesse sowie bei derÜbertragung der experimentell gewonnenen Ergebnisse aufreale Verhältnisse in einer Druckwasserreaktor-Anlagenoch Fragen offen.

Nonetheless, open questions still exist with respect to thedistribution of hydrogen, the influences of temperature,pressure, and compartment configuration on the hydrogencombustion processes, as well as to transferring experi-mental findings into real conditions in a pressurized waterreactor plant.

Die derzeit laufenden und noch geplanten experimentellenund theoretischen Untersuchen zur Wasserstoffverbren-nung in Räumen mit Einbauten und zurFlammenbeschleunigung von Wasserstoff-Luft-Wasser-dampf-Gemischen in realen Raumketten dienen der Ergän-zung der Erkenntnisse und sollen es ermöglichen, dieLasten, die infolge einer Wasserstoffverbrennung auf dieSchale und auf die Einbauten des Sicherheitsbehälterswirken, mit ausreichender Genauigkeit zu ermitteln. DieErgebnisse aus diesen Versuchen werden Auswirkungenauf die Festlegung der Anzahl und der Verteilung der

Both the ongoing and future experimental and theoreticalstudies on hydrogen combustion in compartments withinternals, and on flame acceleration in hydrogen-air-steammixtures in real-size compartment chains, serve to increasethe available knowledge and to allow determining the loadsacting upon the containment shell and its internals as aconsequence of hydrogen combustion with sufficientaccuracy. The results of these studies will have an impacton the specification of number and local distribution ofigniters, but basically should not cast any doubt regardingthe suitability of these igniters as an additional measure of


Zünder haben, sollten jedoch deren Eignung als zusätzlicheMaßnahme zur Beherrschung der Gefahren durch brennba-re Gasgemische im Sicherheitsbehälter vonDruckwasserreaktor-Anlagen grundsätzlich nicht in Fragestellen.

mitigating the hazards arising from flammable gas mixturesin the containment vessel of pressurized water reactorplants.

4. Bewertung und Empfehlung 4. Evaluation and Recommendation

Zur weiteren Verminderung des Risikos eines frühzeitigenoder späten Verlustes der Integrität des Sicherheits-behälters von Druckwasserreaktor-Anlagen durchWasserstoff-Verbrennnungsprozesse bei auslegungsüber-schreitenden Ereignissen empfiehlt die RSK als Maßnahmedes anlageninternen Notfallschutzes den Einbau katalyti-scher Rekombinatoren. Diese rekombinieren Wasserstoffbereits vor Erreichen von Zündgrenzen und auch ausdampfinertisierten Gasgemischen. Damit kann der sicher-heitstechnisch relevante Teil der freigesetztenWasserstoffmenge in wenigen Stunden rekombiniert undein wesentlicher Beitrag zur Gewährleistung der Integritätdes Sicherheitsbehälter und damit zur weiteren Risikomin-derung geleistet werden. Die katalytischenRekombinatoren sind auf diese Leistung auszulegen. Diekatalytische Rekombination ist eine eindeutig sicherheits-gerichtete Maßnahme zur Beherrschung des Wasserstoffsbei auslegunsüberschreitenden Ereignissen.

To further reduce the risk of an early or late loss of integrityof the containment vessel of pressurized water reactorplants as a result of hydrogen combustion processesassociated with events going beyond the design basis, theRSK recommends the installation of catalytic recombinersas an plant-internal accident management measure. Thesedevices recombine hydrogen well before flammability limitsare reached, and do so even in gas mixtures inerted bysteam. In this way, the safety-relevant part of the hydrogenvolume released can be recombined within only a fewhours, and a major contribution is, thus, made to ensuringcontainment integrity and, hence, to further risk minimiza-tion. The catalytic recombiners must be designed to theseperformance requirements. Catalytic recombination clearlyis a safety-oriented measure for the control of hydrogenproduced in events going beyond the design basis.

Für katalytische Rekombinatoren gibt es technisch weiter-entwickelte und durch Versuche erprobte Konzepte undPrototypen. Rekombinatoren sind passive Bauelemente.Sie bedürfen weder einer Bedienung durch Personal, nochbenötigen sie eine Energieversorgung. Der Einbau dieserRekombinatoren in die bestehenden Druckwasserreaktor-Anlagen ist ohne Sicherheitsprobleme möglich. Die RSKschlägt vor, die konstruktive Ausführung der katalytischenRekombinatoren hinsichtlich des anstehenden spezifischenEinsatzes zu optimieren. Zum Nachweis der katalytischenAktivität sollen stichprobenhaft einzelne Katalysatorele-mente jährlich geprüft werden.

Technically advanced and experimentally proven conceptsand prototypes of catalytic recombiners are available.Recombiners are passive components requiring neithermanual operation by personnel nor power supply. Theserecombiners can be built into existing pressurized waterreactor plants without any safety problems. The RSKsuggests that the design of catalytic recombiners be opti-mized with respect to the specified performance envisaged.Random samples of catalyst modules should be examinedannually to demonstrate their catalytic activity.

Hinsichtlich der Anzahl und der Positionierung der kataly-tischen Rekombinatoren im Sicherheitsbehälter sind dieWasserstoff-Freisetzungsraten und die charakteristischenGastransportzeiten innerhalb des Sicherheitsbehälters zuberücksichtigen. Die Rekombinatoren sind vorrangig in derNähe globaler Konvektionsströme im Sicherheitsbehälter,in der Nähe der Sicherheitsbehälter-Stahlschale sowie inden Räumen zu plazieren, in denen Wasserstoff freigesetztwird. Aufgrund physikalischer Gesetzmäßigkeiten bildensich im Sicherheitsbehälter großräumige Konvektions-schleifen aus.

The number of catalytic recombiners to be installed in acontainment vessel, and their locations, must be determinedtaking the hydrogen release rates and characteristic gastransport times within the containment into account. Therecombiners shall preferably be placed near global convec-tion flows in the containment vessel, close to thecontainment steel shell, as well as in those compartments inwhich hydrogen is released. Extensive convection loops willdevelop inside the containment vessel alone for physicalreasons.

Durch numerische Berechnungen und ingenieurmäßigeAbschätzungen kann auf der Basis der vorliegendenKenntnisse die für eine Festlegung von Anzahl und Positi-on der benötigten Rekombinatoren wesentliche Verteilungdes Wasserstoffs hinreichend genau ermittelt werden.

On the basis of present knowledge, it is possible to suffi-ciently accurately determine by numerical analysis andengineering estimates the distribution of hydrogen deter-mining the number and the locations of the requiredrecombiners.

Vor dem Einbau der katalytischen Rekombinatoren erwar-tet die RSK die Erstellung und Vorlage konkretertechnischer Planungen durch Betreiber und Hersteller.Dabei ist von abdeckenden Unfallabläufen im Rahmen der

The RSK expects of the licensees/operators and vendorsthat they draft and submit specific technical plans prior tothe installation of catalytic recombiners. These should bebased on all-embracing accident sequences within the


in Abschnitt 2 beschriebenen Unfallszenarien a) und b)auszugehen. Die RSK wird über die vorgelegten Unterla-gen beraten.

accident scenarios a) and b) described in Section 2 above.The RSK will then deliberate on the documents submitted.

In einem weiteren Schritt wird die RSK die Notwendigkeitprüfen, die katalytische Rekombination durch zusätzlicheMaßnahmen, z.B. die gezielte frühzeitige Verbrennung vonWasserstoff mit kurzen Flammenweglängen durch entspre-chenden Einsatz von Zündern oder durch eineNachverdünnung der Atmosphäre des Sicherheitsbehälters,zu ergänzen. Für den Einsatz von Zündern hält es die RSKfür erforderlich, die Übertragbarkeit derErgebnisse der laufenden und noch geplanten experimen-tellen Untersuchungen zur Wasserstoffverbrennung aufreale Verhältnisse in einer Druckwasserreaktor-Anlagenachzuweisen.

In a further step, the RSK will examine whether it is neces-sary to supplement the catalytic recombination by additionalmeasures, such as the deliberate early combustion of hydro-gen with short flame path lengths by deployingcorresponding igniters or the post-accident dilution of thecontainment atmosphere. In the case of a deployment ofigniters, the RSK considers it essential that the findings ofongoing and future experimental studies of hydrogencombustion be demonstrated to be transferable to actualconditions in a pressurized water reactor plant.


SSK-Empfehlung SSK Recommendation

5.27

Druckentlastung des Reaktor-Sicherheitsbehälters und Zuluft-filterung für die Hauptwarte

5.27

Depressurization of the Contain-ment Vessel and Supply-AirFiltering for the Main Control Room

Empfehlungen zu den anlageninternen Notfallmaßnah-men bei den Kernkraftwerken Isar 2, Emsland unddem Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar 2 (Konvoi-anlagen)

Recommendations Regarding Plant-internal AccidentManagement Measures in the Nuclear Power plantsIsar 2, Emsland and the mutual nuclear power plantNeckar 2 (Convoy Plants)

Empfehlung der Strahlenschutzkommission, verab-schiedet auf der 79. Sitzung am 4. November 1987

Recommendation of the Commission on RadiologicalProtection, passed in its 79th Session on Nov. 4, 1987

Der Ausschuß „Strahlenschutz bei kerntechnischen Anla-gen“ der SSK hat sich in seinen Sitzungen am

16. Juli 1987 (86. Sitzung),

3./4. September 1987 (87. Sitzung),

15./16. Oktober 1987 (88. Sitzung) und

4. November 1987 (89. Sitzung),

in Vorbereitung der Beratungen der Strahlenschutzkom-mission am

1. Oktober 1987 (78. Sitzung) und

4. November 1987 (79. Sitzung)

mit Fragen des Strahlenschutzes und des Notfallschutzeshinsichtlich der in den Konvoianlagen geplanten anlagen-internen Notfallschutzmaßnahmen befaßt. Im einzelnenergaben die Beratungen folgende Ergebnisse:

The Committee on "Radiological Protection at NuclearFacilities" of the SSK at its meetings on

July 16, 1987 (8th meeting),

September 3 and 4, 1987 (87th meeting),

October 15 and 16, 1987 (88th meeting), and

November 4, 1987 (89th meeting)

in preparation for the deliberations of the Commission onRadiological Protection (SSK) on

October 1, 1987 (78th session) and

November 4, 1987 (79th session)

considered questions of radiological protection and emer-gency protection with a view to the plant-internal accidentmanagement measures as planned with respect to theconvoy plants. In detail, the deliberations led to the follow-ing results:

Als anlageninteren Notfallmaßnahmen sind in den Konvoi-anlagen für hypothetische Ereignisse u.a.

− die Druckentlastung des Reaktor-Sicherheitsbehälters(RSB) und

− die Zuluftfilterung und Überdruckhaltung für dieHauptwarte

vorgesehen.

At the convoy plants, the following plant-internal accidentmanagement measures, among others, have been providedfor hypothetical events:

− depressurization of the containment vessel and

− supply air filtering and over pressure ventilation of themain control room.

1. Druckentlastung des Reaktor-Sicherheitsbehälters

1. Depressurization of the ContainmentVessel

Die Druckentlastung soll durch kontrollierte Abgabe desbei einem Kernschmelzunfall entstehenden Gasgemischesaus dem Sicherheitsbehälter in die Umgebung den Druckim RSB begrenzen und absenken, um so dessen Versagenbei höheren Drücken zu verhindern. Dazu wird die Sicher-heitsbehälteratmosphäre über eine Rohrleitung und einenAerosolfilter in den Fortluftkamin geleitet.

Depressurization is a means that is intended to limit andreduce the pressure inside the containment vessel by acontrolled discharge of the gas mixture created in the eventof a core meltdown accident from the containment vessel tothe environment, and thereby to prevent its failure at ele-vated pressures. For this purpose, the containmentatmosphere is conducted to the vent stack through a pipe


and an aerosol filter.

Um die Betriebsbereitschaft dieses Druckentlastungs-systems herzustellen, müssen nach Vorstellung von Her-steller und Betreiber im Anforderungsfall zweiAusbaustücke - eines hinter der als Erstabsperrung dienen-den Berstscheibe, das andere vor dem in derFortluftkammer installierten Aerosolfiler - in die betref-fende Rohrleitung eingebaut werden.

In order to establish the operational availability of thisdepressurization system, both vendor and licensee feel thattwo removable pipe sections - one behind the rupture diskserving as a first isolation, and the other in front of theaerosol filter installed in the vent air chamber - must beinstalled into the corresponding pipe to cope with therequirement case.

Die Strahlenschutzkommission ist der Meinung, daß imAnforderungsfall an den genannten Montageorten derAusbaustücke und den Zugangswegen nicht unerheblicheOrtsdosisleistungen auftreten können.

The Commission on Radiological Protection feels that, inthe requirement case, significant local doses rates mayoccur at the above-mentioned locations of the removablesections and on the access routes.

Unter den Gesichtspunkten der Vermeidung unnötigerStrahlenexposition des Personals und der Sicherstellungeiner sachgerechten Montage des Druckentlastungssystemsempfiehlt die Strahlenschutzkommision daher, die zumEinbau vorgesehenen Zwischenstücke während des Be-triebs der Anlage ständig eingebaut zu lassen.

From the points of view of the prevention of unnecessaryradiation exposure of the personnel and of assuring anadequate assembly of the depressurization system, theCommission on Radiological Protection recommends thatthe intermediate sections intended for installation remaininstalled during the (normal) operation of the plant.

Die bei der Druckentlastung abgegebenen radioaktivenStoffe werden durch die vorhandene Emissionsüber-wachung nicht erfaßt. Die Kenntnis der Quellstärke erlaubterforderlichenfalls eine angemessene und zeitgerechteEinleitung von Schutz- und Vorsorgemaßnahmen für dieBevölkerung. Deshalb empfiehlt die Strahlenschutzkom-mission, umgehend zu überprüfen, wie die notwendigeKenntnis über die Quellstärke erreicht werden kann.Hierbei sind die auch aus anderen Gründen notwendigenProbeentnahmen aus dem Sicherheitsbehälter und dievorhandenen und in Entwicklung befindlichen Meßgerätezur kontinuierlichen Überwachung der Emissionen radio-aktiver Stoffe (Nuklidgruppen der Edelgase, des Jods undder Aerosole) zu berücksichtigen. Die Strahlenschutzkom-mission sollte sodann über die Überprüfung und derenErgebnis unterrrichtet werden, um ihr eine endgültigeBeschlußfassung im Hinblick auf die Instrumentierung zuermöglichen.

The radioactive materials discharged during depres-surization are not detected by the existing emission moni-toring system. If necessary, knowledge of the emission ratepermits a reasonable and timely initiation of protective andprecautionary measures for the population. Therefore, theCommission on Radiological Protection recommends toexamine promptly how the necessary knowledge of theemission rate can be obtained. In this context, the samplesto be taken from the containment vessel for other reasonsand the instruments, both available and under development,for a continuous monitoring of the emission of radioactivematerials (nuclide groups of noble gases, iodine and aero-sols) shall be taken into account. Subsequently, theCommission on Radiological Protection should be informedof this review and its results so as to enable it to arrive atan ultimate decision as to the instrumentation.

2. Zuluftfilterung für die Hauptwarte 2. Supply-Air Filtering for the Main ControlRoom

Im Anforderungsfall werden die Lüftungsanlagen aufUmluftbetrieb geschaltet. Durch den Anschluß einermobilen Filteranlage, die aus

− Vorfilter

− Schwebstoffilter

− Aktivkohlefilter

− Ventilator

besteht, soll dem bestehenden Umluftsystem für die Warte(und einige Nebenräume) zusätzlich gefilterte Luft zuge-führt und somit ein geringfügiger Überdruck zurVerhinderung unkontrollierter Einwärtsleckagen erreichtwerden. Der zur Überdruckhaltung und Leckageergänzungnotwendige Luftvolumenstrom wird aus dem Schaltanla-gengebäude angesaugt.

In the requirement case, the ventilation systems areswitched over to the air recirculation mode of operation.The connection of a mobile filter unit consisting of

− roughing filter,

− high-efficiency particulate air filter,

− activated charcoal filter and

− fan

should serve to supply additional filtered air to the existingair recirculation system for the control room (and severalancillary rooms) and thus to achieve a moderate over-pressure for the prevention of uncontrolled inward leakages.The volumetric air flow necessary for maintaining over-pressure and making up air leakages is taken in from theswitchgear building.

Hersteller und Betreiber sehen vor, eine solche mobileFilteranlage mit unbelastetem Filter speziell für die War-

Vendor and licensee are planning to provide such a mobilefilter unit with a fresh filter outside the restricted access


tenzuluftfilterung außerhalb des Kontrollbereichs vorzu-halten. Die Filtereinsätze sollen in vorgegebenenZeiträumen gegen neue Einsätze ausgetauscht werden. Dadie Lagerposition der mobilen Filteranlage nur wenigeMeter von deren Einsatzort für den Anforderungsfallentfernt ist und vorbereitete Anschlußmaßnahmen getrof-fen werden, ist ein kurzfristiger Einsatz der Anlagegewährleistet.

area, in particular for the control room supply-air filtering.At regular intervals, the filter elements are scheduled to bereplaced by new elements. As the storage location of themobile filter unit is only a few meters away from its place ofinstallation in the requirement case, and as preparatorymeasures for its connection will be taken, a speedy de-ployment of the unit is ensured.

Die Strahlenschutzkommission hat keine Einwände gegendie geplanten Maßnahmen zu Zuluftfilterung und Über-druckhaltung für die Hauptwarte.

The Commission on Radiological Protection has no objec-tions against the planned measures regarding supply-airfiltering and maintenance of overpressure in the maincontrol room.

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Nuclear Safety Standards CommissionRegarding the preparation of corresponding KTA safety standards,...

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