ENSI prüft Projektplan der Axpo für die Beurteilung des Reaktordruckbehälters von Beznau 1
Die Axpo hat dem Eidgenössischen Nuklearsicherheitsinspektorat ENSI heute einen Projektplan (Roadmap) eingereicht, in dem das Vorgehen für die Charakterisierung und Bewertung der Befunde im Grundmaterial des Reaktordruckbehälters von Beznau 1 behandelt wird. Das ENSI wird diesen Plan prüfen und dazu auch eine internationale Expertengruppe beiziehen.
Im Projektplan muss die Betreiberin aufzeigen, in welchen Schritten und mit welcher Methodik sie die Befunde charakterisieren und bewerten will. Das ENSI wird jetzt den Plan auf seine Vollständigkeit überprüfen und insbesondere beurteilen, ob die gewählte Methode ausreichend ist, um eine verlässliche Aussage über die Integrität des Reaktordruckbehälters machen zu können. Dazu wird es eine Stellungnahme verfassen.
Sobald die Axpo die Unterlagen zur Charakterisierung und Bewertung eingereicht hat, wird das ENSI auch diese prüfen und eine Stellungnahme zur Bewertung der Strukturintegrität des Reaktordruckbehälters von Beznau 1 verfassen.
Zusätzliche externe Expertise
Für seine Beurteilung der Eingaben der Axpo wird das ENSI auch die Meinung einer internationalen Expertengruppe einholen. Aus diesem Grund hat das ENSI rasch nach Bekanntwerden der Befunde entschieden, ein International Review Panel einzusetzen. Die Aufsichtsbehörde hat dazu international anerkannte Experten angefragt, die vertieftes Wissen unter anderem in den Bereichen Integritätsnachweise von Reaktordruckbehältern, Materialuntersuchungen, Herstellung von grossen Schmiedestücken und zerstörungsfreien Prüfmethoden haben.
Die Experten werden in zwei Stufen beigezogen. Neben dem Projektplan werden die Fachleute in der zweiten Stufe auch die Analysen und die Bewertung der Axpo prüfen. Themen sind dabei die Bewertung der Ergebnisse der zerstörungsfreien Messungen, der Materialuntersuchungen sowie der struktur- und bruchmechanischen Analysen unter Berücksichtigung der gemessenen Befunde.
„Wir werden die Empfehlungen der Experten in unsere Stellungnahme einbeziehen“, erklärt Georg Schwarz, stellvertretender ENSI-Direktor und Leiter des Aufsichtsbereichs Kernkraftwerke des ENSI. „Zuständig für den Entscheid über einen allfälligen Weiterbetrieb von Beznau 1 ist das ENSI.“
Mitglieder des International Review Panel IRP
- Tim Williams, ehemals Rolls Royce plc (Grossbritannien)
- Guy Roussel, Federaal Agentschap voor Nucléaire Contrôle FANC/Bel V (Belgien)
- Mark Kirk, US Nuclear Regulatory Commission NRC (USA)
- Hans Vandriessche, Vinçotte Belgium (Belgien)
- Hans-Jakob Schindler, Mat-Tec AG Winterthur (Schweiz)
- Randy Nanstad, Oak Ridge National Laboratory ORNL (USA)
- Isabelle Delvallée-Nunio, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire IRSN (Frankreich)
- Eberhard Roos, ehemals Materialprüfungsanstalt Universität MPA Stuttgart (Deutschland)
Anforderungsprofil
- Detaillierte Kenntnisse der Herstellungs- und Prüfanforderungen für schwere Schmiedestücke im schweizerischen und/oder US-amerikanischen nuklearen Regelwerk damals und heute.
- Detaillierte Kenntnisse der Giesserei- und Schmiedetechnik von Reaktordruckbehälterstählen aus den 1960er Jahren und der dabei möglichen Werkstoffimperfektionen.
- Detaillierte Kenntnisse zur Wärmebehandlung von Reaktordruckbehälterstählen der Reihe A508 sowohl im Rahmen der Herstellung als auch zur Reduktion der Neutronenversprödung.
- Ultraschallprüfungen an schweren plattierten Schmiedestücken, Sizing von realen Fehlern, Möglichkeiten und Grenzen der einzelnen Verfahren.
- Interpretation von Ultraschallanzeigen bei schweren plattierten Schmiedestücken.
- Detaillierte Kenntnisse zur Ermittlung und Bewertung des neutroneninduzierten Versprödungsverhaltens von Reaktordruckbehälterstählen insbesondere der damals eingesetzten Reaktordruckbehälterstähle auch unter Berücksichtigung von Imperfektionen.
- Überblick zum Stand von Wissenschaft und Technik sowie detaillierte Kenntnisse der Regeln der Technik zur Fehlergruppierung bei bruchmechanischen Nachweisen.
- Bruchmechanische Bewertung von Werkstofffehlern in Reaktordruckbehälterstählen unter abdeckenden Störfallbedingungen, PTS-Nachweise.